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.

MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所なU, Pu及びBの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料のU濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

Promising neutron irradiation applications at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021902_1 - 021902_6, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4044529

High temperature engineering test reactor (HTTR), a prismatic type of the HTGR, has been constructed to establish and upgrade the basic technologies for the HTGRs. Many irradiation regions are reserved in the HTTR to be served as a potential tool for an irradiation test reactor in order to promote innovative basic researches such as materials, fusion reactor technology, and radiation chemistry and so on. This study shows the overview of some possible irradiation applications at the HTTRs including neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) and iodine-125 (I) productions. The HTTR has possibility to produce about 40 tons of doped Si-particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.810 GBq/year of I isotope, comparing to 3.010 GBq of total I supplied in Japan in 2016.

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

Feasibility study of new applications at the high-temperature gas-cooled reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

Besides the electricity generation and hydrogen production, HTGRs have many advantages for thermal neutron irradiation applications such as stable operation in longterm, large space available for irradiation target, and high thermal neutron economy. This study summarized the feasibility of new irradiation applications at the HTGRs including neutron transmutation doping silicon and I-125 productions. The HTTR located in Japan was used as a reference HTGR in this study. Calculation results show that HTTR could irradiate about 40 tons of doped Si particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8x105 GBq in a year of I-125, comparing to 3.0x103 GBq of total I-125 supplied in Japan in 2016.

最近の放射線モニタリングシステム

宮本 幸博; 藤本 敏明*; 伊藤 勝人*; 安友 克美*; 神谷 栄世*

no journal, , 

原子力施設での放射線モニタリングシステムは、各作業現場に放射線検出器を設置し、そこから得られた信号を中央制御室に伝送し、放射線監視盤にて放射線レベルや警報発生の有無を集中監視している。従来のシステムは、放射線というごく微量な信号を電気信号に変換しその信号を増幅,伝送しなければならないこと、また、測定する放射線の種類により検出機構が異なっており、それに起因して後段の信号伝送方法が異なってくることから、各作業場所に設置された放射線検出部と中央制御室に設置の放射線監視盤とは1対1にケーブル接続された構成となっていた。近年、ICなどの半導体技術,情報伝送・処理技術の開発の進歩が目覚しく、放射線モニタリングシステムに取り入れられるようになってきたので、LAN伝送システム及び無線伝送システムの事例を紹介する。

Feasibility study of 99mTc production at HTTR using sublimation method

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

no journal, , 

This study investigated the feasibility of direct 99m-Tc production at the high temperature engineering test reactor (HTTR), aimed to avoid using the high enriched uranium (HEU) target as in conventional method. With the high temperature at irradiation area, the 99m-Tc is separated directly from (n,)99-Mo inside the reactor using a sublimation technique without external electric heating. The new design could simplify the post-processing and other handling procedures. The risk of nuclear proliferation is also kept to a minimum.

Proposal of direct Tc production facility at high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

no journal, , 

This study proposed the new design concept of direct Tc production at the HTTR for domestic demand, aimed to avoid the use of Mo-Tc generator and HEU target. With the high temperature at the irradiation region, Tc is separated directly from )Mo inside the reactor by sublimation technique without external electric heating. The foremost advantage of this concept is that Tc is produced and separated continuously without pulling out the Mo target. It makes the design of post-processing facility and the other handing procedures become simpler. Also, the risk of nuclear proliferation is kept to a minimum. With 1 kg of natural MoO target, the total activity of Tc in a year is about 6.810 MBq in comparison with 3.010 MBq of total Tc supplied in Japan in 2017.

黒鉛減速体系での炉心規模のスペクトル評価に基づく燃焼挙動の概略評価

福原 克樹*; 藤本 望*; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 石塚 悦男

no journal, , 

原子炉燃料の燃焼解析は一般にORIGENが用いられている。ORIGENは炉型ごとにライブラリが整備されているが、高温ガス炉用のライブラリは存在せず専用のライブラリを新たに整備する必要がある。そこで我々は原子力機構が所要するHTTRを対象とし、高温ガス炉用ライブラリの作成手法の開発に取り組んでいる。まずはピンセル体系でのライブラリ作成を試みた。作成したライブラリによる燃焼計算結果とモンテカルロ法による全炉心体系の燃焼計算結果を比較したところ、660日でのPuの質量はピンセル体系の方が35%以上多いことが分かった。次にピンセル体系と全炉心体系の違いを確認するため、温度や濃縮度,炉内燃料位置による感度解析を行ったところ、中性子スペクトルの影響は燃料位置によるものが大きいことが確認できた。これにより、ライブラリ作成には反射体を考慮した全炉心による中性子スペクトルの評価が必要だと考えた。そこで本検討ではHTTRの反射体領域まで考慮した簡易的な黒鉛減速体系でのORIGEN用ライブラリを作成し、その燃焼計算の結果とモンテカルロ法による燃焼計算の結果を比較し、その妥当性を評価した。