Reactor physics experiment on a graphite-moderated core to construct integral experiment database for HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2087836

In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.

HTTR広領域中性子検出器の開発; 熱サイクル負荷に対する耐熱性能の向上

小澤 太教; 菅沼 拓朗; 本間 史隆; 東村 圭祐*; 鵜飼 隆由*; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2023-007, 24 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-007.pdf:2.24MB

HTTR広領域中性子検出器の高温環境下における信頼性向上を目的として、広領域中性子検出器の構造変更を検討した結果、リード線によってMIケーブル芯線と金属管を接合する構造を廃止し、MIケーブル芯線と金属管を直接接合する構造が短時間で対応できる最も信頼性が高い方法であることが明らかとなった。この方法で接続部分のモックアップを製作して熱サイクル試験及び高温耐久試験を実施した結果、HTTRの使用条件においても接続部分の健全性が保たれることが明らかとなった。

HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,1; 差圧上昇事象の原因調査

根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB

HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。

Study on evaluation method of kernel migration of TRISO fuel for High Temperature Gas-cooled Reactor

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.112033

高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。

Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code

Simanullang, I. L.*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦; 藤本 望*

Annals of Nuclear Energy, 177, p.109314_1 - 109314_8, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109314

Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20% between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1% around the boundary of fuel and reflector regions.

Present status of JAEA's R&D toward HTGR deployment

柴田 大受; 西原 哲夫; 久保 真治; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 398, p.111964_1 - 111964_4, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111964

日本原子力研究開発機構は、高温ガス炉の研究開発を進めている。原子炉技術の研究開発は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行われている。HTTRは2021年に大規模な補強無しで運転再開された。2022年1月には、OECD/NEAのLOFCプロジェクトにおける安全性実証試験を実施した。原子力機構は、熱化学法ISプロセスによるカーボンフリー水素製造の研究開発を進めている。また、高温ガス炉の実用化に向けた設計研究を行っている。HTTRによる水素製造の実証に関する新たな試験プログラムが開始された。2030年までの最初の実証のため、メタンの水蒸気改質による水素製造システムが選定された。

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2020年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2022-018, 90 Pages, 2022/09

JAEA-Review-2022-018.pdf:2.85MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2020年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続しており、2020年6月3日には新規制基準に係る原子炉設置変更許可を取得し、HTTRの運転再開に向けて大きく進展した。本報告書は、2020年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦

Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111913

Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.

HTTR-熱利用試験専門委員会資料集

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Review 2022-016, 193 Pages, 2022/08

JAEA-Review-2022-016.pdf:42.06MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950Cを記録した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。しかしながら、これまでに原子炉に水素製造施設を接続した例は世界にまだなく、我が国唯一の高温ガス炉であるHTTRを含め、既存の原子力施設を対象とした安全設計ではこのようなシステムを想定していない。そこで、高温ガス炉研究開発センターの下に設置した「HTTR-熱利用試験専門委員会」では、原子力規制委員会による新規制基準への適合性審査に合格したHTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計案の検討を行った。本稿は、HTTR-熱利用試験専門委員会の技術報告資料や委員コメントとその回答、議事録を取りまとめた。

A Statistical approach for modelling the effect of hot press conditions on the mechanical strength properties of HTGR fuel elements

相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男

Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00424_1 - 21-00424_13, 2022/08

https://doi.org/10.1299/mej.21-00424

高温ガス炉(HTGR)は炉心溶融が起こらない安全性が高い次世代原子炉である。しかし、HTGRの炉心のほとんどは黒鉛であるため、HTGRの安全性をより高めるためには燃料の耐酸化性を高めることが重要である。HTGRでは核分裂性物質を含む小球をセラミックスの被覆層で被覆した、直径1mm程度の被覆燃料粒子(CFP)が使用されている。CFPと母材の原料を混合したものを焼結したものが燃料要素である。母材は現在黒鉛である。本研究では模擬CFP(アルミナビーズ)と母材の原料(Si粉末,黒鉛粉末,樹脂)を型に詰めて熱間加圧し、SiCと黒鉛の混合母材を持つ耐酸化燃料要素を製造した。事故条件下でも燃料要素の健全性を保つためには、耐酸化性のみならず機械強度も高い燃料要素を開発する必要がある。熱間加圧条件は燃料要素の機械強度に影響する因子の一部と考えられる。機械強度が高い燃料要素のための熱間加圧条件の最適化のためには、熱間加圧条件と機械強度の関係を定量的に評価する必要がある。本研究では、統計学的実験計画法を導入することにより、熱間加圧条件と機械強度の関係を表す応答曲面の構築し、最適な熱間加圧条件を評価した。