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1
Cost performance design for high temperature helium heat transport piping of GTHTR300C and HTTR-GT/H $$_{2}$$ plants
野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; 佐藤 博之; Yan, X.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (DVD-ROM), 9 Pages, 2017/04
実用高温ガス炉GTHTR300C及びHTTRに接続する熱利用システム(HTTR-GT/H $$_{2}$$プラント)の熱供給配管設計について報告する。二重管構造と内部断熱管構造を比較検討し、内部断熱管構造の方が配管物量を低減できることより、建設時の配管系据付コストとプラント運転中の熱損失コストを考慮した配管系コストを低減できることを示した。さらに、内部断熱管の外側に保温材を施工することで、熱損失及び高温ヘリウムの温度低下を低減できることを示した。また、耐圧管の材質をHTTRの二重管で使用されたクロム・モリブデン鋼から高温強度に優れたステンレス鋼に変更することで、より小口径で高温ヘリウムの温度低下条件を達成できた。以上の結果に基づき、GTHTR300Cプラント及びHTTR-GT/H $$_{2}$$プラントの熱供給配管仕様を設定した。
2
HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant
佐藤 博之; 野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; Yan, X.; 大橋 弘史
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.759 - 766, 2016/11
本研究では、HTTRにガスタービンと水素製造施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの性能評価を行った。起動停止運転及び負荷追従運転について検討するとともに、発電機負荷喪失時や水素製造施設異常時におけるプラント動特性評価を行い、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントにより、実用高温ガス炉の運転制御技術の確証試験が実施できることを明らかにした。
3
HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System design
Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信; 堀井 翔一; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.827 - 836, 2016/11
原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。
4
高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データ
今井 良行; 佐藤 博之; 野本 恭信; Yan, X.
JAEA-Data/Code 2016-007, 27 Pages, 2016/08
高温ガス炉に接続するヘリウムガスタービンの設計データとして、HTTRに接続する熱利用システムの2次ヘリウム冷却設備及びヘリウムガスタービンの設計データ、並びに、タービン翼候補合金中の核分裂生成物同位体の拡散試験データをまとめたものである。
5
ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP
野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史
JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06
HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。
6
高温ガス炉の黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの検証
島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。
7
小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価
大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦
JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02
原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。
8
小型高温ガス炉の概念設計,4; プラント設計及び技術的成立性評価
大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 角田 淳弥; 野本 恭信; 田澤 勇次郎; 野口 弘喜; 今井 良行; 橘 幸男
JAEA-Technology 2013-016, 176 Pages, 2013/09
原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。本検討では、HTR50Sのプラント設計として、原子炉出口温度750$$^{circ}$$Cで発電,蒸気供給,地域暖房を行うシステムを対象としたうえで、原子炉出口温度900$$^{circ}$$Cへの高温化及び中間熱交換器の追設を考慮に入れ、プラント基本仕様及び各設備の設計要件に基づき、炉内構造物,原子炉圧力容器,炉容器冷却設備,停止時冷却設備,中間熱交換器,蒸気発生器及びヘリウムガス循環機,蒸気発生器隔離及びドレン設備,原子炉格納容器,発電設備及び熱供給設備の概念設計、並びに配置概念検討を実施した。これらの結果、各設備ともに設計目標を達成でき、小型高温ガス炉システムの概念設計の技術的成立性を示すことができた。本報は、小型高温ガス炉システムのプラント設計及び技術的成立性評価の結果について報告する。
9
A Small-sized HTGR system design for multiple heat applications for developing countries
大橋 弘史; 佐藤 博之; 後藤 実; Yan, X.; 角田 淳弥; 田澤 勇次郎*; 野本 恭信; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; et al.
International Journal of Nuclear Energy, 2013, p.918567_1 - 918567_18, 2013/00
原子力機構は、開発途上国等による2020年代の実証的高温ガス炉システムの建設を目指して、送電網が整備されていない中小都市向けの熱出力50MWの小型高温ガス炉(原子炉出口温度750$$^{circ}$$C及び900$$^{circ}$$C)の概念設計を実施した。設計思想は、地域暖房,プロセス熱供給,ガスタービン発電及び熱化学法による水素製造の実証試験等の多目的熱利用に係るユーザーの要請に応えることが可能なこと、HTTRの設計を基に特段の研究開発なしでHTTRより性能を向上させること、高温ガス炉の固有の特性及び受動的崩壊熱除去系を用いて安全性をより向上させることである。設計目標に対する設計結果及び代表的な事象に対する安全予備評価の結果、設計した小型高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。
10
汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)
今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.
JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01
世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月$$sim$$平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。
11
Test strategy and development achievements of ITER solid breeder test blanket modules in Japan
榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 秦野 歳久; 野本 恭信; 西 宏; 本間 隆; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
日本は固体増殖テストブランケットモジュール(TBM)を主要ブランケット候補として水冷却(WCSB), ヘリウム冷却(HCSB)のTBMを開発している。そのITERでの試験戦略は、ITERの運転計画に応じて最適な試験項目を設定し、各試験目標に最適なモジュール構造となるよう計画している。その試験戦略と設計及び技術開発の最新の成果を報告する。モジュール設計では、独自のサブモジュール構造を採用した。また、原型炉とは炉運転条件が異なるITERの運転条件でブランケット機能の確証をできるような最適構造に設計しており、また、具体的な製作工程を想定した詳細構造を含む構造設計を実施した。技術開発では、これまで、要素技術開発をほぼ完了し、現在は、工学R&Dを展開している。4種の重要分野について、それぞれ順調な進展を示している。それらのうち、アウトパイルR&Dとトリチウム回収技術開発について進展を報告する。
12
Concept of compact low aspect ratio Demo reactor, SlimCS
飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10
コンパクトな原型炉を実現するための新概念を提案する。原型炉で見通しうる保守的な設計パラメータでありながら、経済的実用炉の設計例ARIES-RS, CRESTと同規模にコンパクトな原型炉が実現できる可能性を示した。本研究で提案する炉SlimCSは、主半径5.5m、アスペクト比2.6、最大磁場16.4T、核融合出力2.95GWの原型炉であり、規格ベータ値2、規格化密度0.4のときにゼロ電気出力、規格ベータ値4.3,規格化密度1.1の定格運転では1GW程度の正味電気出力を発生する。この概念の特徴は、小規模な中心ソレノイド(CS)を設置することによって形状制御等の炉心プラズマにかかわる技術的困難を回避しつつ、トロイダル磁場コイルをできる限り中心軸に近づけて設置し、プラズマを低アスペクト比化したことである。これによりトロイダル磁場コイルの蓄積エネルギーが大幅に減少し、トロイダル磁場コイルの物量、ひいては炉本体の建設コストの削減に寄与しうる。また、低アスペクト比のため高楕円度及び高ベータ限界が期待され、このようなコンパクトな原型炉が構想可能になる。
13
Design study of fusion DEMO plant at JAERI
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02
 被引用回数:95 パーセンタイル:0.57(Nuclear Science & Technology)
原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、Nb$$_{3}$$Al導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。
14
受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発(受託研究)
岩村 公道; 大久保 努; 秋江 拓志; 久語 輝彦; 与能本 泰介; 呉田 昌俊; 石川 信行; 長家 康展; 新谷 文将; 岡嶋 成晃; et al.
JAERI-Research 2004-008, 383 Pages, 2004/06
本報告書は、日本原子力研究所,日本原子力発電,日立製作所,東京工業大学が財団法人エネルギー総合工学研究所からの委託を受けて平成12$$sim$$14年度に実施した革新的実用原子力技術開発提案公募事業「受動的安全性を具備した低減速軽水炉に関する技術開発」の成果をまとめたものである。本提案公募事業では、エネルギーの長期安定供給を確保するとともに、コスト競争力の強化,プルトニウムの有効利用,使用済燃料蓄積量の低減など、原子力発電及び核燃料サイクルが直面する課題の解決、及び安全性・経済性にかかわる技術の一層の向上を図るため、既に実用化している軽水炉技術を最大限に活用し、中性子の減速を抑制して転換比を上げることにより燃料の増殖,高燃焼度・長期サイクル運転,プルトニウムリサイクルが可能となる低減速軽水炉の開発を実施した。 炉心設計,プラントシステム設計とともに、熱流動成立性,炉物理的成立性,燃料の安全性,燃料サイクルの検討を実施し、実用化へ向けた成立性の見通しを得た。
15
ITER用炉内機器の製作技術開発と成果
黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.
JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03
ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。
16
核融合実験炉におけるECHランチャーの中性子遮蔽概念設計
高橋 幸司; 今井 剛; 毛利 憲介*; 森 清治*; 野本 恭信*
JAERI-Research 2000-036, 26 Pages, 2000/09
核融合実験炉における電子サイクロトロン波加熱/電流駆動(ECH/ECCD)ランチャーの中性子遮蔽に主眼を置いた概念設計について述べる。1ポートあたり20~25MWのEC波が入射可能で、超伝導コイルや真空窓(ECHトーラス窓)を中性子線などの放射線による損傷から保護する遮蔽性能を有することが必要である。それらの条件を満たすようなECHランチャー用ブランケットや導波管束、遮蔽体の概念設計検討を行うとともに、その概念設計検討をもとに2次元の遮蔽解析を行い、ECHランチャー詳細設計のための有効な設計指針を得た。
17
Investigation of fabrication technologies for Japanese ITER test blanket module
廣瀬 貴規; 野本 恭信; 榎枝 幹男; 秋場 真人
no journal, , 
ITER-TBM製作技術開発の一環としてF82H鋼を用いて$$phi$$16$$times$$1.5$$^{T}$$mm$$times$$3500$$^{L}$$mmの円管及び11mm$$times$$1.5$$^{T}$$mm$$times$$3500$$^{L}$$mmの矩形管を冷間延伸法により試作した。これら試作管の長さはTBM実機に対して十分大きく、また表面粗さが1$$mu$$m以下の精密管である。したがって、TBM冷却水流路内に溶接継手を含まず、固相拡散接合時に別途表面仕上をする必要がない管の製作方法についての見通しを得た。固相拡散接合技術開発の一環として、接合界面の特性が継手特性に及ぼす影響を調査した結果、継手特性は表面酸化物の影響を受けやすいこと、この表面酸化物の分解には熱時効が有効であることを得た。
18
ITER-テストブランケット・モジュールの製作工程における材料課題
野本 恭信; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 芝 清之; 榎枝 幹男; 秋場 真人
no journal, , 
原子力機構では、構造材料に低放射化フェライト鋼を用い、固体増殖方式を採用したITER-テストブランケット・モジュール(TBM)の開発を精力的に行っている。TBM第一壁は、除熱の観点より矩形冷却管を内蔵した構造を有しており、その製作には、矩形冷却管、並びに、板材を熱間等方圧加圧法(HIP)により一体成型する方法が検討されている。本講演では、固体増殖水冷却TBMの構造概念を紹介するとともに、低放射化フェライト鋼による部材の製作技術開発に関する成果と課題について報告する。
19
Current status of design of solid breeder test blanket module of Japan
榎枝 幹男; 野本 恭信; 鈴木 哲; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 西 宏; 秋場 真人
no journal, , 
ITERを照射ベッドとするテストブランケットモジュール試験は、核融合原型炉のブランケットの機能性と健全性を、モジュール規模で実際の核融合環境で実証する試験である。そのため原型炉ブランケット開発の試金石と位置づけられ、日本は独自の設計のモジュールの試験を計画し、研究開発をすすめ、その成果に基づいてモジュール設計を進めている。本報告では、日本の主案である固体増殖方式のテストブランケットモジュールの設計の最新の成果を報告する。
20
Current status of design of solid breeder test blanket module of Japan
榎枝 幹男; 野本 恭信; 鈴木 哲; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 西 宏; 秋場 真人
no journal, , 
ブランケットは、核融合炉において、燃料生産とエネルギーの取り出しを担う重要機器である。原子力機構は、固体増殖方式のブランケットの開発の中核機関としてその開発を進めており、ITERの核融合環境下においてその試験モジュールの実証試験を実施する計画を具体化している。本報告では、日本として提案する水冷却及びヘリウム冷却固体増殖テストブランケットの設計とR&Dの進展を報告する。設計に関しては、これまでに、製作性を考慮した詳細モジュール構造設計を実施し、冷却,トリチウム回収システムの概念設計を行った。また、安全性評価を含む性能解析を実施し、機能性・安全性が十分であることを確認した。また、R&Dについては、高温高圧水中での腐食量測定などの最新の成果を報告し、TBM製作とITER持ち込みに向けた工学規模のR&Dの実施計画を紹介する。