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山下 恵史朗*; 小松 一生*; 大原 高志; 宗像 孝司*; 入舩 徹男*; 新名 亨*; 杉山 和正*; 川又 透*; 鍵 裕之*
High Pressure Research, 42(1), p.121 - 135, 2022/03
被引用回数：3 パーセンタイル：58.88(Physics, Multidisciplinary)We improved diamond anvil cells with a tubular frame made of Zr-based bulk metallic glass and nano-polycrystalline diamond anvils for single-crystal neutron diffraction. The thicker tubular frame was confirmed through experimentation as stably generating 4.5 GPa. Its feasibility for neutron diffraction was assessed at the Laue-TOF diffractometer at the BL18 (SENJU) beamline in the MLF J-PARC using time-resolved two-dimensional detectors covering wide solid angles. In addition to ambient-pressure measurements of NH
Cl, diffraction patterns of a high-pressure phase of ice were also collected in-situ. The obtained intensities are of refinable quality sufficient for structure analysis.
片西 昌司; 武井 正信; 中田 哲夫*; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.67 - 75, 2004/03
日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)の開発経験をもとに、実用高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究を進めており、その一環として、燃料棒の構造設計を実施した。2種類の燃料棒構造を考案し、照射中に予想される変形や応力に対する構造強度検討,流路圧力損失,製作性等の観点で比較を行い、成立性を確認した。第一の構造は、燃料棒に支持用スペーサを取り付け流路内での水平方向支持を行うものであり、第二の構造は、燃料棒を装荷する流路の内壁に燃料棒支持用のリブを設けるものである。どちらも構造強度上は成立性があり、圧力損失及び製作性の観点で第一の構造が有利であるとの結論を得た。今回の燃料棒としての構造検討結果と既に報告した被覆燃料粒子の健全性評価結果とを併せて、GTHTR300用の高燃焼度燃料の構造を決定し、その成立性を明らかにした。
中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12
GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%
k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm
以下、燃料最高温度1400
C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。
國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; 中田 哲夫; Yan, X.; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.352 - 360, 2002/12
原研では、独自の高温ガス炉ガスタービン発電システム(GHTHR300)の設計研究を実施してきた。GTHTR300は、その早期導入のために、技術的・経済的な課題を低減すべくできるだけ簡素化した設計としている。GTHTR300では、新たに提案した設計上の工夫、すなわち、2バッチ燃料交換を採用した炉心,既存の鋼製原子炉圧力容器,革新的なプラント構成及び横置きのガスタービンユニットの導入により、2010年代において経済的に競争力があると期待される。本論文は、原子炉, 燃料, 炉内構造物及び圧力容器設計に関する独自の特徴、及びGTHTR300の資本費が目標値である200,000/kWeを満足できる予備評価について述べる。本研究は、文部科学省から原研への委託により実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」の「高温発電システム」の内容に関するものである。
片西 昌司; 國富 一彦; 武井 正信; 中田 哲夫; 渡部 隆*; 泉谷 徹*
日本原子力学会和文論文誌, 1(4), p.373 - 383, 2002/12
原研では、HTTRの経験をもとに、独自の高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計を行っている。GTHTR300の燃料に課される条件としては、HTTRに比べ出力密度が高いため冷却材への効率的な伝熱をはかること、最高140GWd/t程度の高燃焼度に耐えられること及び経済性を高めるため燃料コストを抑えることなどがある。これらの条件を満たすために、GTHTR300では、HTTRの燃料をさらに改良したものを使用する。この燃料について、高燃焼度における燃料健全性評価と、燃料製作コストを含む燃料サイクルにかかるコストの評価を行った。その結果、GTHTR300で予定している使用条件では、燃料は破損せず健全性を保つこと及びコストの観点でシステムの経済性の目標が達成できるとの見通しを得た。
武井 正信; 片西 昌司; 中田 哲夫; 小田 耕史*; 泉谷 徹*; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-089, 44 Pages, 2002/11
JAERI-Tech-2002-089.pdf:3.35MB
高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の基本設計において、プラント全体の経済性向上を図るには、発電コストに大きな比重を占めている燃料費(燃料サイクルコスト)の削減が不可欠である。そこで、GTHTR300を対象に、燃料サイクルコストの評価を行った。高温ガス炉燃料製造について、商用規模での製造実績がないことから、GTHTR300
4基の燃料製造を想定し、年間加工量約7.7ton-Uの燃料製造プラントの概略設計を行い、燃料製造コストを評価した。次に、GTHTR300の平衡サイクルを想定して、燃料サイクルコストの算出を行った。燃料サイクルのステージとしてウラン採鉱・製錬,転換,濃縮,再転換・成型加工,中間貯蔵,再処理,廃棄物処理・処分を考慮した。検討の結果、GTHTR300の燃料サイクルコストはウラン採鉱・製錬から中間貯蔵までを対象とすると約1.07円/kWh,バックエンドコストが軽水炉とほぼ同等と仮定し、再処理,廃棄物処理・処分まで含めると約1.31円/kWhとなる見通しが得られた。また、燃料の仕様が変更された場合として、濃縮度10~20wt%,被覆粒子の種類数1~4種類,被覆粒子第一層の厚さ60~90
mの変動について検討したが、燃料製造コストへの影響は無視できるとの評価を得た。
中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-087, 83 Pages, 2002/11
JAERI-Tech-2002-087.pdf:3.47MB
高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムを構築している。GTHTR300では、事故時の除熱を効果的にするため、炉心は燃料を環状に配置しており、制御棒はその両側の反射体に挿入される。反射体では熱中性子束が大きく変化しており制御棒価値の正確な評価には詳細な評価が不可欠である。本報告では、詳細な全炉心モデルのモンテカルロ法を用いて、設計に用いた手法が十分な精度を有することを確認した。
中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
JAERI-Tech 2002-066, 51 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-066.pdf:7.79MB
高温ガス炉ガスタービン発電システム(以下、GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムとしたものである。本報告では、その炉心の核設計に用いた手法の概要と設計結果の特長を示す。GTHTR300では、燃料交換間隔2年・90%以上の稼働率確保,取り出し平均燃焼度12万MWd/t,初期及び残存ウラン濃縮度を極力低くするといった厳しい設計目標を設定している。これに対して本設計では高性能の燃料やサンドイッチシャッフリングという新しい燃料交換方式を採用し、ほぼ目標に近い性能を確保することができた。
片西 昌司; 國富 一彦; 高田 昌二; 中田 哲夫; 滝塚 貴和; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.185 - 188, 2002/00
高温ガス炉は、セラミック被覆燃料や黒鉛炉心構造物を使用していること、出力密度が低いことなどにより、高温に耐えることができ、かつ、異常事象の進展が緩慢であるといった安全上の特長を有する。これらの特長により、受動的冷却系のみで炉心の残留熱を除去でき、かつ、設計基準事象を越える事象でも炉心溶融の心配がないなど、高い安全性を有するシステムの設計が可能である。本稿では、現在設計を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システムの安全にかかわる機器・系統の設計方針策定と設計の進捗,安全評価の対象事象の選定と判断基準の策定についての検討結果を報告するものである。
國富 一彦; 片西 昌司; 高田 昌二; 滝塚 貴和; Yan, X.; 中田 哲夫; 武井 正信; 小杉山 真一; 塩沢 周策
日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.181 - 184, 2002/00
原研が開発を進めている高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の目的,特徴等について報告するとともに、平成13年度に実施した設計研究のうち、炉心設計,熱流動設計,燃料設計,炉内構造物設計,原子炉圧力容器設計を中心に報告する。炉心設計では、新しい燃料交換方法により、2年間の連続運転,平均燃焼度約120GWd/tonを実現した。また、原子炉圧力容器設計では、冷却材流路バスの工夫により、その材料に軽水炉と同材料が使用可能であることを示した。これらの設計結果を基にして、簡易的な経済性評価を実施し、経済性が目的の20万円/kWe以下であることを示した。
中野 正明; 山下 清信; 藤本 望; 野尻 直喜; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 徳原 一実*; 中田 哲夫*
JAERI-Tech 98-017, 61 Pages, 1998/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の過剰反応度を燃料追加法によって測定する場合について、制御棒の干渉効果が過剰反応度に与える影響を評価した。制御棒が全引き抜き状態の実効増倍率から求める過剰反応度に比べて、制御棒操作を考慮することによって、-10%~+50%程度の測定値が変化することがわかった。また、干渉効果の影響を小さくするためには、被測定制御棒、補償制御棒とも複数の制御棒を用いればよく、(1)被測定制御棒として第3リング制御棒を除く13対を用い、そのうちの1対の反応度測定の際にその他の12対を補償制御棒として用いる組合わせ、(2)第1リング制御棒6対を(1)と同様に用いる組み合わせ、が過剰反応度測定に適していることが明らかになった。
山下 清信; 中野 正明*; 野尻 直喜; 藤本 望; 沢 和弘; 中田 哲夫*; 渡部 隆*
JAERI-Tech 97-055, 62 Pages, 1997/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の照射性能の向上及び炉心性能を実規模高温ガス炉のもと同等にすることを目的とし、核熱設計の観点から炉心の高性能化の検討を行った。本検討より、ダルマ落とし燃料交換方式を採用することにより、90GWd/tという高い燃料燃焼度を達成できる見通しを得た。また、一体型燃料コンパクトを用いることにより燃料の徐熱性能を向上でき、炉心平均出力密度を7.1W/cmまで大きくしても、原子炉出口冷却材温度950Cを達成できる見通しを得た。高速中性子束及び熱中性子束の最大値は、HTTRの約2.2倍及び約1.5倍まで増大できる見込みを得た。炉心有効流量の低下を防止するため、炭素複合材を被覆管に用いた制御棒の使用及び上部遮蔽体ブロックの側面にはめあい構造を設けカラム間の漏れ流れを低減することが、有効であることが分かった。
山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*
Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00
将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率k
の変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。
村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(1), p.62 - 72, 1994/01
被引用回数：3 パーセンタイル：35.79(Nuclear Science & Technology)本報は、高温ガス炉(HTGR)のために開発された詳細出力分布評価手法について述べたものである。本手法はベクトル化された3次元拡散コードを用いることにより径方向及び軸方向の非均質性を全炉心レベルで正確に取り扱うことができる。この評価手法を高温工学試験研究炉(HTTR)に適用することにより、炉心内のウランの濃縮度、反応度調整材、ブロック端黒鉛や制御棒案内カラムの黒鉛による径方向及び軸方向の非均管性を考慮した、燃料ピン毎の出力分布を得ることが出来るようになった。本評価手法の精度は、臨界実験装置VHTRCの実験結果により検証され、出力分布について3%以下の精度で実験結果と一致することを確認した。本手法は、HTTRの燃料最高温度評価におけるホットスポットファクターの評価に応用され、燃料最高温度が制限値(通常運転時1495C、運転時の異常な過渡変化時1600C)を下回ることを確認した。
C for HTTR山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(5), p.472 - 481, 1992/05
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力近くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計にこれを適用した場合の設計結果について述べたものである。
村田 勲; 山下 清信; 丸山 創; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.413 - 418, 1991/00
HTTRは原子炉出口温度が950Cと高く、燃料の健全性を確保するためにウランの濃縮度を径方向及び軸方向に適切に分配し、出力分布を調整することにより燃料温度が炉心内で均一になるようにしている。燃料最高温度は、これに加工、燃料ピン等の非均質性を考慮して評価している。径方向については、ブロック内の燃料ピンとBPロッドの配置による径方向の非均質性に起因する出口ピーキングを、そして、軸方向については、燃料ブロックのブロック端黒鉛に起因する軸方向出力スパイクを評価し、燃料最高温度の計算に使用している。本報は上記の非均質効果評価手法とその結果並びに検証結果について述べた。
C for High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR)山下 清信; 丸山 創; 村田 勲; 新藤 隆一; 藤本 望; 数土 幸夫; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.419 - 424, 1991/00
日本原子力研究所が建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉出口冷却材温度の達成目標値は950Cと極めて高く、燃料の健全性を保持する必要性から燃料最高温度を極力低くする必要がある。このため、ウラン濃縮度配分の調整及び制御棒炉内挿入度の抑制による炉内出力分布の最適化により燃料最高温度を極力低くする方法を開発した。本報は、この燃料最高温度低減のための出力分布の最適化方法及びHTTRの炉心設計に適用した結果について述べるものである。
山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中川 繁昭; 中田 哲夫*; 徳原 一実*
JAERI-M 90-008, 49 Pages, 1990/02
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)のドプラ係数、減速材温度係数及び出力係数の評価方法及びその結果についてまとめたものである。本評価より、燃焼末期の中間出力運転状態で減速材温度係数が
Xe及び
Puの蓄積により僅かに正となるガドプラ係数と総合した出力係数は負であり、本原子炉は固有の出力制御特性を有することが明らかとなった。
及び即発中性子寿命lの評価山下 清信; 新藤 隆一; 村田 勲; 中田 哲夫*
JAERI-M 89-198, 42 Pages, 1989/12
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の実効遅発中性子生成率及び即発中性子寿命の評価の方法及び結果についてまとめたものである。本評価では、実効遅発中性子生成率及び即発中性子寿命の値の燃焼に伴う変化及び出力変化に伴う変化を評価し、更に評価値の誤差についても評価した。燃焼に伴う実効遅発中性子生成率値の変化幅は0.0047~0.0065であり、また、即発中性子寿命値の変化幅は0.67~0.78msである。また、実効遅発中性子生成率及び即発中性子寿命の誤差は各々ほぼ10%以内に収まることが明かとなった。
O and ZrO containing CrO
-CoO-AlO-FeO-PO
glasses矢野 哲司*; 岸 哲生*; 中田 善幸*; 小藤 博英; 竹内 正行
no journal, ,
Solubility of caesium oxide and zirconium oxide into iron-phosphate glass was investigated, and the properties, micro- and atomic structures were analyzed. CrO-CoO-AlO-FeO-PO glass system has been developed for the glass matrix with high chemical durability and high loading capacity of high-level radioactive wastes, especially from the pyrochemical processing system. Encapsulation of more than 35 outer mass% of HLW oxides have been achieved in the laboratory scale melting, and it also attains much higher chemical durability than that of borosilicate glass system. In this work, we give our focus on the potential of the immobilization of CsO and ZrO in this glass system.
