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論文

Uranium-based TRU multi-recycling with thermal neutron HTGR to reduce environmental burden and threat of nuclear proliferation

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(11), p.1275 - 1290, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

環境負荷低減と核拡散の脅威の削減を目的として高温ガス炉を用いたマルチリサイクルに関する研究を行った。これらの問題はプルトニウムとマイナーアクチノイドからなる超ウラン元素を燃焼させることにより解決され、高速増殖炉の多重リサイクルにより超ウラン元素を燃焼させるコンセプトがある。本研究では、増殖の代わりに核分裂性ウランをサイクルの外部から供給することにより、熱中性子炉であってもマルチリサイクルを実現させる。この燃料サイクルにおいて、再処理から得られる回収ウランと天然ウランは濃縮され、再処理・分離から得られる回収超ウラン元素と混合され、新燃料が作られる。その燃料サイクルを600MW出力のGTHTR300を対象に、ウラン濃縮施設の概念設計も含め設計した。再処理は現行PUREXに4群分離技術を付随したものを想定した。結果として、ネプツニウム以外の超ウラン元素のマルチリサイクルの成立を確認した。潜在的有害度が天然ウランレベル以下に減衰するまでの期間はおよそ300年程度であり、高レベル廃棄物の処分場専有面積は、既存の再処理処分技術を用いた場合と比較し99.7%の削減を確認した。このサイクルから余剰プルトニウムは発生しない。さらに、軽水炉サイクルからの超ウラン元素の燃焼も本サイクルにより可能である。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

論文

Optimization of disposal method and scenario to reduce high level waste volume and repository footprint for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Annals of Nuclear Energy, 116, p.224 - 234, 2018/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の高レベル廃棄物減容及び処分場専有面積低減のための処分法及び処分シナリオの最適化を行った。高温ガス炉は廃棄物発生体積及び処分場専有面積低減に対し、軽水炉と比較し有利な特徴(高燃焼度、高熱効率、ピンインブロック型燃料)を持つこと、およびこれらの減容が可能であることが先行研究で分かっている。本研究では、シナリオの最適化、地層処分場のレイアウトをKBS-3H概念に基づいた横置きに基づき(先行研究では、KBS-3Vに基づいた竪置き)評価した。その結果、直接処分において、横置きを採用しただけで専有面積の20%減を確認した。40年冷却期間を延長することにより、専有面積の50%が低減できる。再処理時は燃料取り出しから再処理までの冷却期間を1.5年延長するだけで廃棄体発生体数の20%削減ができる。専有面積については、処分までの冷却期間を40年延長することにより80%の低減が可能である。さらに、核変換を行わずに4群分離技術のみを導入した場合、150年冷却の冷却を想定すると専有面積は90%削減できることが分かった。

論文

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:55.45(Nuclear Science & Technology)

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値は$$^{10}$$Bの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%$$Delta$$k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。

報告書

潜在的有害度の発生を抑える新型高温ガス炉の研究

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

JAEA-Research 2015-023, 44 Pages, 2016/02

JAEA-Research-2015-023.pdf:2.13MB

潜在的有害度の発生を抑える高温ガス炉の研究を行った。高速炉やADSによる多重リサイクルのような、核燃料サイクル内に放射性核種を閉じ込め核変換を行うものではなく、核分裂エネルギー発生に伴って生成されるPu, MAの発生を抑え、潜在的有害度の発生自体を低減させる試みである。そのために、Pu, MAの発生源となる$$^{238}$$Uを排除した高濃縮ウラン燃料を用いた高温ガス炉を提案した。一方で、高濃縮ウランを用いることにより懸念される、燃料健全性, 核不拡散性, 核的自己制御性, 経済性の低下もしくは悪化に対して対策を示す必要があり、これらの検討を行った。特に、核的自己制御性に関しては、Erの添加により解決したが、この最適設計点の決定にはボンダレンコのアプローチを用い機構論的かつ定量的にその妥当性を確認しながら決定を行った。その結果、提案炉心はこれらの諸問題を解決しつつ、標準的な高温ガス炉ウラン燃料炉心と同程度の炉心性能及び経済性を持つものであることが確認できた。

論文

Study on erbium loading method to improve reactivity coefficients for low radiotoxic spent fuel HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 293, p.30 - 37, 2015/11

AA2015-0102.pdf:0.79MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.4(Nuclear Science & Technology)

潜在的有害度低減高温ガス炉の反応度係数を改善するためのエルビウム装荷法の検討を行った。本炉心では、U-238からの有害度発生を低減するために高濃縮ウランを燃料として用いる。対策がなされない状態では正の反応度係数を持ちうる。そこで、負の反応度係数を得るためエルビウムを炉心に装荷する。Er-167の巨大な共鳴捕獲断面積ピークにより反応度係数の改善が可能である。本研究では、その装荷法について検討した。装荷法としては、被覆粒子燃料の燃料核への混合、燃料粒子・エルビウム粒子の二粒子による装荷、燃料コンパクトを支持する黒鉛心棒への埋め込みを検討した。検討の結果として、エルビウムは減速材温度係数としての働きが主であり、熱輸送の観点から、燃料棒要素への装荷が適していることがわかった。さらに、燃焼末期で負の反応度係数を得るためには、エルビウムの燃焼速度は遅い必要がある。これらのことを考慮して、自己遮蔽効果が強くエルビウムの燃焼を避けられる装荷法が適していると言え、その自己遮蔽効果発生のメカニズムはボンダレンコアプローチにより確認した。その結果、黒鉛心棒へのエルビウム装荷が潜在的有害度低減高温ガス炉の反応度係数の改善には適しており、燃焼末期においても負の反応度係数が得られることがわかった。

報告書

クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2015-017, 61 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-017.pdf:1.97MB

クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備を行った。先行研究の概念設計では米国GA社の設計したDeep Burnの燃料組成を用いていたが、日本の実情に合わせた軽水炉取り出しPu組成を用いた燃料組成を決定した。なお、品質保証、トレーサビリティの観点から燃料材料・構造材料の個数密度を一意的に決定できるように、評価法の見直し及び定式化を行った。これらの組成を用い概念設計では考慮されていなかった制御棒カラムの配置を検討した。また、すべての運転領域で負の温度係数を得られるように、Er装荷に関する検討を行った。このモデルはモンテカルロ法中性子輸送コードMVPの入力として整備した。また、これまで核設計の経験の少ない高燃焼による多くのFP核種の蓄積の効果を考慮するため、燃焼チェーンに関する検証も行った。一方で、これまでの炉心設計は決定論的手法である中性子拡散方程式に基づいたCOREBNコードを用いて行われていた。そのため、MVPの断面積をCOREBNコードに出力するための枠組みの整備も行った。

論文

Energy neutral phosphate fertilizer production using high temperature reactors; A Philippine case study

Haneklaus, N.*; Reyes, R.*; Lim, W. G.*; Tabora, E. U.*; Palattao, B. L.*; Petrache, C.*; Vargas, E. P.*; 國富 一彦; 大橋 弘史; 坂場 成昭; et al.

Philippine Journal of Science, 144(1), p.69 - 79, 2015/06

リン酸肥料製造工程においてリン酸からウランを抽出することができるため、このウランを燃料に用いた高温ガス炉から電気、水素、プロセスヒート等をリン酸肥料製造へ供給することによって、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスを構築できる可能性がある。本報告では、フィリピンにおける代表的なリン酸肥料製造プラントと原子力機構が設計した高温ガス炉(HTR50S and GTHTR300C)を組み合わせたシステムを例に、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスの可能性について検討した。

論文

Distribution of radioactive nuclides of boring core samples extracted from concrete structures of reactor buildings in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 逢坂 正彦; 後藤 哲夫*; 酒井 仁志*; 千金良 貴之*; 村田 裕俊*

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.1006 - 1023, 2014/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:23.74(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日の東日本大震災を受けた福島第一発電所の原子炉建屋内は、引き続いて生じたシビアアクシデントのため高放射性物質が、原子炉建屋内に高濃度で残留している。原子炉の廃止措置を進めるためには、作業員の被ばく低減のための建屋内除染が重要である。このため、原子炉建屋1から3号機で採取した18サンプルについて、汚染性状の把握コンクリートへの汚染浸透の有無を確認することを目的とした詳細な核種分析等を実施した。また2号機のサンプルについて簡便なホット除染を行うことにより、残留する汚染の性状調査および除去可能な除染技術の検討を行った。この結果、サンプルの塗膜近傍に残留していた汚染の97%(固着性汚染)が除去され、塗膜への浸透汚染ではないことが明らかとなった。

論文

Near term test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 柳 俊樹; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; et al.

Nuclear Engineering and Design, 271, p.472 - 478, 2014/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.92(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱的外乱の原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コード検証のためのデータを取得する。

論文

Results of detailed analyses performed on boring cores extracted from the concrete floors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant reactor buildings

前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 逢坂 正彦; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二; 後藤 哲夫*; 酒井 仁志*; 千金良 貴之*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.272 - 277, 2013/09

Due to the earthquake and tsunami, and the following severe accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, concrete surfaces within the reactor buildings were exposed to radioactive liquid and vapor phase contaminants. In order to clarify the situation of this contamination in the buildings of Units 1-3, selected samples were transported to the FMF of JAEA-Oarai where they were subjected to analyses to determine the surface radionuclide concentrations and to characterize the radionuclide distributions. In particular, penetration of radio-Cs in the surface coatings layer and sub-surface concrete was evaluated. The analysis results indicate that the situation of contamination in the building of Unit 2 was different, and the protective coatings on the concrete floors provided significant protection against radionuclide penetration. The localized penetration of contamination was found to be confined within 1 mm of the surface of the coating layer of some mm.

論文

Test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。

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。

報告書

Test plan using the HTTR for commercialization of GTHTR300C

橘 幸男; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.

JAEA-Technology 2009-063, 155 Pages, 2010/02

JAEA-Technology-2009-063.pdf:17.27MB

高温ガス炉実用化のために必要となるHTTRを用いた試験計画を立案した。HTTRを用いる試験項目は、燃料性能,核分裂生成物挙動,炉物理,伝熱流動,原子炉運転及びメンテナンスなどであり、これらについて検討し、試験項目を細分化した。HTTRを用いた試験により得られた結果は、原子力機構が設計して世界の代表的な商用超高温ガス炉と認められているGTHTR300Cの実用化に用いることができる。

報告書

実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討

後藤 実; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 植田 祥平; 濱本 真平; 大橋 弘史; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2009-053, 48 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-053.pdf:3.41MB

実用高温ガス炉開発に必要な各種の特性・実証データを取得するため、高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)を用いた試験について予備検討を行った。本検討では、核熱供給特性試験,燃焼炉心試験,制御棒引抜試験(反応度投入試験),安全性実証試験,燃料特性試験,環状炉心試験,燃料限界照射試験,トリチウム測定試験,高温機器の健全性確認試験を提案し、実用高温ガス炉に必要とされる諸要件とそれを確認・確証する方策についてとりまとめた。このうち、燃焼炉心試験、及び安全性実証試験については、実測データと比較するために事前解析を行って予測データを取得した。また、実用高温ガス炉の炉心として採用される環状炉心の試験については、HTTRの2次燃料を用いた4種類の環状炉心について炉心計算を行って核的な成立性を示した。

論文

Contribution to improvement of HTGR technology by using HTTR operation data

中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05

As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 $$^{circ}$$C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 $$^{circ}$$C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.

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。

報告書

動燃式低水圧制御水理試験装置の改良(揚水試験機能の付加)

後藤 和幸*; 井原 哲夫*; 小川 賢*

PNC-TJ7439 96-005, 83 Pages, 1996/12

PNC-TJ7439-96-005.pdf:1.52MB

本業務は、既存の動燃式低水圧制御水理試験装置(以下JFT500とする)に単孔式の揚水試験機能を付加するための改良と揚水試験装置部を新たに製作した。本試験装置の改良の主点は、メインバルブとパッカーバルブの強度の増加および揚水試験用のケーシング・エアーリフト・揚水ポンプ・揚水量自動計測装置等の付加である。以上の改良および装置を付加することにより、従来の非定常透水試験に加え定常法の透水試験である定圧揚水試験・定流量揚水試験ができる試験装置となった。

口頭

「ふげん」におけるクリアランスモニタの性能確認

川越 慎司; 東浦 則和; 後藤 哲夫*

no journal, , 

「ふげん」に設置したクリアランスモニタについて、換算係数の相対誤差r2及びバックグランド変動に起因する相対誤差r1のデータを取得したうえで、「検出限界値」を算出し、換算係数の妥当性を確認した。

口頭

「ふげん」のクリアランスにかかわる測定方法及び評価,3; クリアランスモニタの性能評価

川越 慎司; 東浦 則和; 後藤 哲夫*

no journal, , 

原子炉廃止措置研究開発センターに設置したクリアランスモニタの性能を確認するため、Co-60標準線源と解体撤去物を模擬した試験体を用いて、検出性能にかかわるデータ取得を行った。取得したデータの評価を行った結果、モニタによる測定値は過小評価されないこと及びモニタの検出限界値はクリアランスレベルを十分下回ることを確認した。

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