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論文

A Study on transmutation of LLFPs using various types of HTGRs

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*

Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。

論文

Study on transmutation and storage of LLFP using a high-temperature gas-cooled reactor

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09

HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。

報告書

高温ガス炉設計のための核種生成消滅評価法の研究

深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 島川 聡司

JAEA-Research 2013-035, 84 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-035.pdf:3.22MB

高温ガス炉の設計をより確実なものとするために、核種生成消滅評価法に関する技術的な問題の整理を行った。核種生成消滅評価に関する技術的な問題は、大きく分けて燃焼方程式の解法、実効断面積作成法及び核データのライブラリ選択に分類される。特に、実効断面積作成法に関する検討は炉心燃焼解析と共通する部分を有し、将来の高温ガス炉用炉心設計コード開発への適用可能性について技術的検討を併せて行った。その結果、SRAC107群構造を中性子束エネルギー20MeVまで拡張した108群構造をもつ断面積セットを新たに整備し、決定論的計算コードであるSRACコードにより評価された中性子束を用いた群縮約を行う手法が妥当であることが分かった。なお、本手法は現行の炉心設計手法と整合性を取りつつも、多様なニーズに対応するための拡張がなされていること等から総合的に最適な手法である。本手法を用いて作成したORIGEN用1群ライブラリによる核種生成消滅計算を行い、被ばく評価及び燃料設計に重要な核種とさらなる高精度化が必要となる核種を高温ガス炉解析の観点から明確にした。

論文

JENDL-4.0 benchmark for high temperature gas-cooled reactor, HTTR

後藤 実; 島川 聡司; 安元 孝志*

JAEA-Conf 2011-002, p.11 - 16, 2011/09

過去にIAEAにおいて高温ガス炉(HTTR)の臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構(JAEA)のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により、JAEAの計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことがわかった。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、その結果、JENDL, ENDF/B、及びJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直す必要があると考えていた。2010年5月、JENDLの最新版(JENDL-4)がJAEAより公開され、熱領域の炭素の捕獲断面積が最新の測定値に基づき見直された。その結果、JENDL-4を用いたHTTRの臨界近接試験の計算は、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%$$Delta$$kから0.9%$$Delta$$k小さく評価し、従来の過剰反応度を過大評価する問題が解決された。

論文

Core design study of small-sized high temperature reactor for electricity generation

後藤 実; 島川 聡司; 寺田 敦彦; 柴田 大受; 橘 幸男; 國富 一彦

Proceedings of ASME 2011 Small Modular Reactors Symposium (SMR 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/09

燃料交換なしで長期にわたり運転できる発電用小型高温ガス炉の設計研究を行っている。本研究では、高温工学試験研究炉(HTTR)に比べて、炉心サイズ,装荷燃料、及び燃焼度を大きくすることで、燃料交換が不要な長期運転炉心の設計を目指した。炉心燃焼計算を行い、燃料交換なしで約6年間運転可能な出力120MWtの小型高温ガス炉について、核的な成立性を示した。

論文

Impact of revised thermal neutron capture cross section of carbon stored in JENDL-4.0 on HTTR criticality calculation

後藤 実; 島川 聡司; 中尾 安幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(7), p.965 - 969, 2011/07

過去にIAEAにおいてHTTRの臨界近接試験の国際ベンチマーク計算が行われ、その多くは過剰反応度を過大評価した。原子力機構のベンチマーク計算も、他の場合と同様に過剰反応度を過大評価する結果となった。その後、幾何形状モデルの見直しや当時最新の核データライブラリJENDL-3.3の利用により原子力機構の計算結果は改善されたが、過大評価の問題は残った。一方、異なる核データライブラリを用いたHTTRの炉心計算の比較により、ライブラリ間の熱領域における炭素の中性子捕獲断面積のわずかな違いが、計算結果に有意な違いをもたらすことが見いだした。この断面積の値はミリバーンのオーダーで小さいため、原子炉の核計算分野における関心は低く、JEND, ENDF/B、又はJEFFといったメジャーな核データライブラリでさえ、その値は長い間見直されてこなかった。われわれは、HTTRの炉心計算の精度向上の観点から、この断面積を最新の測定値に基づき見直すこと、及び従来に比べて10%程度大きな値に見直すことを提案した。2010年5月、JENDLの最新版JENDL-4.0が原子力機構より公開され、熱領域の炭素の中性子捕獲断面積が最新の測定値に基づき、従来に比べて9%大きな値に見直された。HTTRの臨界近接試験の計算に及ぼす影響を調べた結果、JENDL-3.3を用いた場合に比べて実効増倍率を0.4%$$Delta$$$$k$$-0.9%$$Delta$$$$k$$小さく評価し、その結果、従来の過剰反応度を過大評価する問題を解決できた。

論文

A Study of applicability of JENDL-4.0 to the HTTR criticality analysis

後藤 実; 島川 聡司; 橘 幸男

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/05

炭素の捕獲断面積の精度は、高温ガス炉の核特性を行ううえで重要であるが、これまで長期にわたり更新されてこなかった。2010年5月に公開されたJENDLの最新版であるJENDL-4.0では、この値が最新の測定データに基づき更新された。その結果、従来の核データライブラリをJENDL-4.0に換えることで、これまで解決できなかったHTTRの臨界ベンチマーク計算における過剰反応度の課題評価の問題が解決され、HTTRの臨界計算に対する高い適用性が示された。

論文

Long-term high-temperature operation in the HTTR, 2; Core physics

後藤 実; 藤本 望; 島川 聡司; 橘 幸男; 西原 哲夫; 伊与久 達夫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ブロック型高温ガス炉では、反応度制御を制御棒と可燃性毒物(BP)で行うが、運転時に制御棒を炉心深く挿入した場合、軸方向の出力分布が大きく歪み、その結果、燃料温度が制限値を超えるため、制御棒の炉心への挿入深さは燃焼期間を通して浅く保つ必要がある。そのため、運転時に制御棒により制御可能な反応度は小さく、反応度制御は燃焼期間を通しておもにBPで行う。ブロック型高温ガス炉については、反応度制御におけるBPの有効性は、これまで確認されていなかった。高温工学試験研究炉(HTTR)は世界で唯一稼働中のブロック型高温ガス炉で、2010年に高温運転モードによる50日間の高温連続運転に成功するとともに、その燃焼度は約370EFPDに到達し、これにより燃焼データを用いたHTTRの反応度制御におけるBPの有効性の確認が可能となった。そこで、制御棒の炉心への挿入深さの燃焼に伴う変化を調べ、HTTRの反応度制御におけるBPの有効性を確認した。また、制御棒の挿入深さの燃焼変化について、計算値と測定値を比較し、HTTRの炉心燃焼計算手法の妥当性を確認した。

論文

Evaluation of required activity of SO$$_{3}$$ decomposition catalyst for iodine-sulfur process

今井 良行; 久保 真治; 後藤 実; 島川 聡司; 橘 幸男; 小貫 薫

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 4 Pages, 2010/10

ヨウ素-硫黄プロセスにおけるSO$$_{3}$$分解触媒に対する要求性能を数値解析により調べた。ヘリウム加熱シェルアンドチューブ型SO$$_{3}$$分解器について、Yagi-Kunii式及びZukauskas式をそれぞれプロセスガス側及びヘリウムガス側の伝熱に適用して伝熱面積を算出し、反応器の空間速度として1000h$$^{-1}$$が最適であることを明らかにした。この結果をもとに、工業的なSO$$_{3}$$分解器で想定される0.5MPa以上の操作圧において平衡分解率を達成するために必要な触媒性能を検討し、量論速度式の速度定数k$$_{1}$$として1.5s$$^{-1}$$以上を確保する必要があることを明らかにした。

論文

Impact of capture cross-section of carbon on nuclear design for HTGRs

島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 橘 幸男

Proceedings of 5th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/10

炭素の熱エネルギー領域の捕獲断面積はわずか3mbと小さいため、その精度は、一般的な原子炉の核設計においては重要視されてこなかったが、高温ガス炉(HTGR)のように黒鉛リッチな原子炉の核設計においては無視できない。5%の炭素の捕獲断面積の違いは、原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近接試験を対象としたモンテカルロ計算において、0.24から0.47%$$Delta$$$$k$$の実効増倍率の違いをもたらす。JENDL-3.3, ENDF/B-VII、又はJEFF-3.1を用いたモンテカルロ計算は、HTTRの実効増倍率を過大評価する。JENDL-3.3を用いた場合、他のライブラリを用いた場合に比べて測定値に近い計算値が得られるものの、HTTRの臨界近接試験結果を、0.4から1.0%$$Delta$$$$k$$過大評価する。JENDLの最新版であるJENDL-4では、われわれのHTTRの核特性解析に関する知見に基づき、熱領域の炭素の捕獲断面積は3.86mbに見直された。この値は、ENDF/B-VII及びJEFF-3.1の3.36mb、JENDL-3.3の3.53mbに比べて10から15%大きい。その結果、JENDL-4をHTTRのモンテカルロ計算に用いることで、従来の実効増倍率の過大評価を予想通り大幅に改善することができた。

論文

Irradiation test of component for radiation-resistant small-sized motor

中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*

Fusion Engineering and Design, 84(7-11), p.1399 - 1403, 2009/06

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

材料試験炉(JMTR)を用いた核融合炉ブランケット炉内機能試験に使用するために耐放射線性の小型モータを開発し、JMTRで照射試験を行った。本開発研究の結果、$$gamma$$線量,高速及び熱中性子照射量が市販品の約700倍まで耐える小型モータの開発に成功した。本研究では開発した耐放射線性小型モータの主要構成部品を中性子照射し、それぞれの部品に対する中性子照射の影響を調べた。この結果、Nd-Fe-B磁石をSm-Co系磁石に変更することによって、さらに1桁程度の耐放射線性の向上が期待できることを明らかにした。

論文

Irradiation tests of a small-sized motor with radiation resistance

中道 勝; 石塚 悦男; 島川 聡司; 菅 智史*

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1321 - 1325, 2008/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.16(Nuclear Science & Technology)

国際熱核融合実験炉(ITER)では、原型炉用ブランケット開発のため、テストブランケットモジュール(TBM)を取付けトリチウム生成・回収特性などを評価する。このTBM開発のため、材料試験炉(JMTR)を用いて、ITERパルス運転を模擬した照射試験(ブランケット照射試験)が計画されており、その照射試験体開発のため、耐放射線性を有する小型モータの開発を実施した。本モータ開発においては、構成部材を耐放射線性の高い材料に変更することに加えて、有機系潤滑剤を使用しない構造にすることによって、耐放射線性を格段に向上させることに成功した。照射試験の結果、本モータは、市販モータの仕様限度の約700倍の$$gamma$$線照射量まで照射しても健全であることが明らかになった。

論文

VHTR Deep Burn applications

Richards, M.*; Venneri, F.*; 島川 聡司

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

超高温ガス炉の特徴として、使用する被覆燃料粒子が高温・高燃焼に耐えられることが挙げられる。本発表では、TRU燃料もしくはMOX燃料を用いたDeepBurn型超高温ガス炉(DB-VHTR)について述べる。兵器級のプルトニウム(Pu)を主としたTRUを燃料にした場合、DB-VHTRはPuの65パーセントを減損させ、特にPu-239の90パーセントを消耗させることができる。また、軽水炉(LWR)で発生するPuの処理にも対応可能である。さらに、日本が将来想定している高速炉燃料サイクルにも整合したDB-VHTRの設計も可能であり、水素製造やその他の熱エネルギーの利用が期待できる。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

論文

Neutronics calculations of HTTR with several nuclear data libraries

後藤 実; 野尻 直喜; 島川 聡司

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(10), p.1237 - 1244, 2006/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.77(Nuclear Science & Technology)

HTTRを対象とした臨界ベンチマーク計算を行った。計算コードには連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用い、中性子断面積セットはJENDL-3.3, JENDL-3.2, ENDF/B-6.8及びJEFF-3.0に基づくものを用いた。計算は、室温での環状炉心,室温及び全出力運転での円柱状の全炉心について行い、k$$_{eff}$$を求めた。核データライブラリの違いに起因するk$$_{eff}$$の差異の検討,その差異に寄与する核種の同定、及びk$$_{eff}$$の計算結果と試験結果の比較を行った。その結果、各核データが与える計算結果は試験結果に対して、JENDL-3.3は1.5%$$Delta$$k以内、JENDL-3.2は1.7%$$Delta$$k以内、そしてENDF/B-6.8とJEFF-3.0は1.8%$$Delta$$k以内で一致し、HTTRの臨界計算についてはJENDL-3.3が最も良い計算結果を与えることがわかった。また、JENDL-3.3とJENDL-3.2の間の差異は、U-235のデータの違いによるものであり、その大きさは温度に依存すること,JENDL-3.3とENDF/B-6.8及びJENDL-3.3とJEFF-3.1の間の差異は黒鉛(炭素)のデータのわずかな違いによるものであることがわかった。

論文

HTTR環状炉心の炉心解析モデルの検討

野尻 直喜; 半田 雄一*; 島川 聡司; 後藤 実; 金子 義彦*

日本原子力学会和文論文誌, 5(3), p.241 - 250, 2006/09

HTTRの環状炉心実験から過剰反応度の実験値と解析値のずれは最大で3%Dk/kに達することが明らかになった。このずれを改良するためにHTTR環状炉心のパラメータ解析を行った。炉心解析にはSRACコードシステムを用いた。解析の結果として、環状炉心の過剰反応度に以下のものが影響を与えることが明らかになった。(1)炉心拡散計算のメッシュ間隔,(2)燃料格子計算の黒鉛領域のメッシュ構造,(3)ブノアの非等方拡散係数。以前報告された有意に大きいずれは、改良した環状炉心モデルにより約1%Dk/kに減少した。

報告書

高温工学試験研究炉の出力上昇試験,高温試験運転; 試験方法及び結果の概要

高松 邦吉; 中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 栃尾 大輔; 島川 聡司; 野尻 直喜; 後藤 実; 柴田 大受; 植田 祥平; et al.

JAERI-Tech 2004-063, 61 Pages, 2004/10

JAERI-Tech-2004-063.pdf:3.14MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850$$^{circ}$$C/高温試験運転950$$^{circ}$$C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として単独運転を2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cを達成した後、4月23日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査を受検した。その後、徐々に出力を降下し、5月1日に原子炉を停止した。単独運転終了後、2次側の除熱性能の改善等を目的として炉容器冷却系熱交換器の洗浄等の作業を経て、並列運転を6月2日に開始し、6月24日に使用前検査として冷却材飽和値確認検査,放射性物質濃度の測定検査等を受検した。これにより、高温試験運転にかかわる原子炉の性能試験はすべて終了し、使用前検査合格証を受領した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。これにより、高温ガスタービンによる高効率発電が可能となるとともに、水を原料とした水素製造に十分な温度を達成したこととなり、原子力の非発電分野での利用の可能性が広がったことになる。本報は、高温試験運転の方法及び結果の概要を示したものである。

論文

Characteristic test of initial HTTR core

野尻 直喜; 島川 聡司; 藤本 望; 後藤 実

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.283 - 290, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:41.76(Nuclear Science & Technology)

本報告書はHTTRの起動試験及び出力上昇試験時の炉物理試験結果について記載したものである。この試験は高温ガス炉の性能と安全性を確認する目的で行われ、臨界近接,過剰反応度,炉停止余裕,制御棒価値,反応度係数,中性子束分布及び出力分布が測定された。測定結果と計算結果から予期していた炉心性能と必要な炉心安全性能を有することを確認した。

報告書

HTTR制御棒引抜き試験の動特性解析(受託研究)

高田 英治*; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 島川 聡司; 野尻 直喜; 藤本 望

JAERI-Tech 2004-048, 60 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-048.pdf:4.18MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、高温工学試験研究炉(High Temperature Engineering Test Reactor: HTTR)において、反応度投入及び炉心除熱量減少を試験として実機の原子炉で生じさせる安全性実証試験を実施している。安全性実証試験の1つである制御棒引抜き試験について、1点炉近似モデルにより試験時の動特性解析を実施した。実測値と解析値の比較から、1点炉近似モデルが試験の結果を再現できることを確認した。また、添加反応度,温度係数,物性値等の各パラメータについて、制御棒引抜き事象に対する原子炉動特性への感度を明らかにした。

報告書

燃料体からのグロスガンマ線の計測によるHTTR炉心の出力分布評価

野尻 直喜; 島川 聡司; 高松 邦吉; 石井 喜樹; 河野 修一; 小林 正一; 川本 大樹; 伊与久 達夫

JAERI-Tech 2003-086, 136 Pages, 2003/11

JAERI-Tech-2003-086.pdf:8.67MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力分布を定量的に確認するために、燃料体の核分裂生成物から発生するグロスガンマ線を測定する出力分布測定実験を行った。測定した燃料体は使用中の燃料であり、平均燃焼度は約4400MWD/tであった。運転停止中に炉内から燃料体を一時的に取り出した状態でGM管によりガンマ線測定を行い、3次元の出力分布の情報を得ることができた。測定実験の決定誤差は、燃料コンパクト1個当たりの軸方向については3$$sim$$6%、燃料体1体当たりの炉心径方向及び軸方向については4%であった。実験結果からHTTRの出力分布はおおむね設計の通りであることが明らかになった。また、モンテカルロコードMVPと核種生成消滅コードORIGEN2によるガンマ線分布の計算値は測定値とよい一致を示した。本報は、出力分布測定実験の測定方法,測定手順,測定データの分析,補正方法,測定結果の評価及び計算値との比較についてまとめたものである。

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