検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

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。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

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

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

 パーセンタイル:100(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

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.

論文

Study on source of radioactive material in primary coolant of HTTR

石井 俊晃; 島崎 洋祐; 小野 正人; 藤原 佑輔; 石塚 悦男; 濱本 真平

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2018/10

In the primary cooling system of the High-Temperature Engineering Test Reactor, the highest dose rate was observed at the Helium Gas Circulator filter areas. To find the origin of the radioactive material, the radiation dose rates, and $$gamma$$ ray spectrums were measured. From these results, it is clear that the main radioactive nuclide at the filter is $$^{60}$$Co after 6 years reactor shutdown, and the in-core materials are a low possibility as the candidates of radioactive materials. It is also clear that the mixtures of materials, the contained low-level impurities and other new candidate materials must be considered.

論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。

論文

Proposal of a neutron transmutation doping facility for n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 元山 瑞樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 135, p.12 - 18, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The p-type spherical silicon solar cell is a candidate for future solar energy with low fabrication cost, however, its conversion efficiency is only about 10%. The conversion efficiency of a silicon solar cell can be increased by using n-type silicon semiconductor as a substrate. This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell, in which the Si-particles are irradiated directly instead of the cylinder Si-ingot as in the conventional NTD-Si. By using a screw, an identical resistivity could be achieved for the Si-particles without a complicated procedure as in the NTD with Si-ingot. Also, the reactivity and neutron flux swing could be kept to a minimum because of the continuous irradiation of the Si-particles. A high temperature engineering test reactor (HTTR), which is located in Japan, was used as a reference reactor in this study. Neutronic calculations showed that the HTTR has a capability to produce about 40 ton of 10 $$Omega$$ cm resistivity Si-particles for fabrication of the n-type spherical solar cell.

論文

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒の温度計測

濱本 真平; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 澤畑 洋明

日本原子力学会和文論文誌, 16(4), p.169 - 172, 2017/12

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒温度を測定するために、制御棒の先端に溶融ワイヤを設置した。原子炉出力100%の状態から原子炉をスクラムさせた後、溶融ワイヤを制御棒から取り出し、外観を目視で観察した。その結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の溶融ワイヤは溶融しており、融点が651$$^{circ}$$C以上の溶融ワイヤが溶融していないことが確認できた。よって制御棒先端の最高到達温度は、溶融ワイヤが設置されている位置で505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあることが分かった。また運転中の制御棒の最高到達温度は、制御棒被覆管材Alloy800Hの使用制限値900$$^{circ}$$Cを超えていないことを確認した。

報告書

高温工学試験研究炉HTTRにおける溶融ワイヤを用いた制御棒温度計測技術の開発

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

JAEA-Technology 2017-012, 20 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-012.pdf:7.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒が原子炉運転中に到達する最高温度を測定するため、制御棒先端に融点の異なる合金ワイヤを設置し、原子炉出力100%の状態から原子炉スクラムを経験した後、ワイヤを制御棒から取出し、ワイヤの溶融状態を確認する体系を構築することとした。本研究で溶融ワイヤを取出すための取出し装置を作製した。取出し装置は、想定どおりに機能し、マニュピレータを用いた遠隔での溶融ワイヤを安全、かつ確実に実施することができ、かつ溶融ワイヤの外観観察も明瞭に実施できたことから、制御棒温度計測技術の開発に成功した。ワイヤの外観を観察した結果、融点が505$$^{circ}$$C以下の融解線が融解し、融点が651$$^{circ}$$C以上の融解線が融解していないことが確認された。したがって、制御棒先端の最高到達温度は、505$$^{circ}$$Cから651$$^{circ}$$Cの範囲にあること、すなわち制御棒は、反応炉スクラム時であっても、制御棒被覆材のAlloy 800Hの使用温度基準(900$$^{circ}$$C)の範囲内で使用できていることが分かった。

口頭

高温ガス炉における溶融ワイヤを用いた炉内温度計測

濱本 真平; 澤畑 洋明; 鈴木 尚; 石井 俊晃; 柳田 佳徳

no journal, , 

原子炉の研究開発において、スケールアップされた段階ごとに様々な工学値を実測し、最適評価値を得るための設計技術を向上させることは、動力炉の安全性と運転性能の向上に役立つため重要である。本研究では、設計技術の高度化に繋げることを目的として、炉内構造物のうち制御棒の先端部に融点の異なる合金ワイヤを複数設置し、一定期間原子炉を運転した後に取り出し、溶融状態を確認することで、制御棒が使用中に到達した最高温度を測定することとした。

口頭

Neutron transmutation doping of n-type spherical silicon solar cell at high-temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 濱本 真平; 石井 俊晃; 石塚 悦男

no journal, , 

This study proposed a new method of neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) for producing the n-type spherical solar cell at the high temperature engineering test reactor (HTTR), in which the Si-particles are irradiated directly instead of the cylinder Si-ingot as in the conventional NTD-Si. By using a screw, an identical resistivity could be achieved for the Si-particles without a complicated procedure as in the NTD with Si-ingot. Also, the reactivity and neutron flux swing could be kept to a minimum because of the continuous irradiation of the Si-particles.

口頭

HTTRにおける太陽電池パネル用球状シリコン半導体の製造量評価

石井 俊晃; Ho, H. Q.; 本多 友貴; 濱本 真平; 石塚 悦男

no journal, , 

現在利用されている太陽光発電パネルは、単結晶または多結晶のシリコンウェーハが90%を占めている。シリコンウェーハは、インゴッドを切断して研磨することで製造するため、大量のシリコン廃棄物が発生するとともに製造コストが高くなる要因となっている。これに対して、球状シリコンはシリコンを溶融して滴下させて製造するため安価であるがP型のみ製造されている。しかし、P型はキャリアライフタイム及び少数キャリア拡散長が短いためN型より発電効率が悪い。このため、安価でN型の球状シリコンの製造方法を検討した。N型シリコンの製造方法の一つとして、中性子核変換ドーピング法(NTD-Si)が有る。この方法は特別な装置を必要とせず、中性子を照射するだけで製造することができるが、十分な照射体積が確保されている必要がある。HTTRでは反射体領域が大きく十分な照射体積を確保することができるため、球状シリコンを連続的に供給して吸引チューブにより連続的に取り出す方法を考案した。本報告では製造コスト評価の一環として、HTTRが定格出力で約1年間運転した場合のN型球状シリコンの最大製造量を評価した。

口頭

MVPコードを用いたHTTR炉心解析における制御棒モデル高度化の検討

松中 一朗*; 藤本 望*; 長住 達; 石井 俊晃; 石塚 悦男

no journal, , 

高温ガス炉燃料の核特性のより精度の高い評価を目的として、HTTR制御棒モデルの高度化を図った。制御棒モデルの高度化によって臨界位置が従来の計算体系を用いた結果よりも低下し、実験値へと近づいた。これによりHTTR解析モデルの改良に活用できる見込みが得られた。

口頭

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,$$gamma$$)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.

口頭

MVPを用いたHTTR燃焼計算時の炉心内中性子スペクトルに対する検討

松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 長住 達; 石塚 悦男

no journal, , 

高温ガス炉燃料の核種生成・消滅挙動への影響評価の一つとして、炉内の中性子スペクトルへの温度分布による効果と燃料配置による効果を比較した。検討の結果、高温ガス炉内では燃料配置による効果が中性子スペクトルに大きな影響をもたらすことが分かった。

口頭

Proposal of direct $$^{rm 99m}$$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 $$^{rm 99m}$$Tc production at the HTTR for domestic demand, aimed to avoid the use of $$^{99}$$Mo-$$^{rm 99m}$$Tc generator and HEU target. With the high temperature at the irradiation region, $$^{rm 99m}$$Tc is separated directly from $$(n,gamma$$)$$^{99}$$Mo inside the reactor by sublimation technique without external electric heating. The foremost advantage of this concept is that $$^{rm 99m}$$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$$_{3}$$ target, the total activity of $$^{rm 99m}$$Tc in a year is about 6.8$$times$$10$$^{8}$$ MBq in comparison with 3.0$$times$$10$$^{8}$$ MBq of total $$^{rm 99m}$$Tc supplied in Japan in 2017.

口頭

HTTRにおける若手運転員の教育訓練

石塚 悦男; 近藤 誠; 藤原 佑輔; 石井 俊晃; 濱本 真平

no journal, , 

HTTRは2011年1月24日にRS-13運転を終了した後、3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力福島第一原子力発電所の津波被害による事故を踏まえた「試験研究用原子炉施設を含む核燃料使用施設等の新規制基準(2013年12月18日)」に対応すべく、2014年11月26日に原子力規制委員会に原子炉設置変更許可申請を行い、原子力規制庁の審査に対応している。しかし、長期間の運転停止により運転経験者が不足する状況となり、運転再開のための運転員確保の観点から訓練員の早急なスキルアップが必要となっている。訓練員は、保安規定(運転手引)に定められている要件を満たせば運転員になることができるが、このためには制御棒操作等の実務経験が必要となる。しかし、原子力機構内の多くの研究炉も停止していることから、大学の研究炉等を利用したスキルアップが必要となっている。本報告では、運転員確保の観点から、高温工学試験研究炉部における訓練員のスキルアップに向けた取組みについて紹介する。

口頭

Calculation of 3D neutron flux distribution in the HTTR using MCNP6

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

no journal, , 

In this study, a detail 3D thermal/fast neutron flux in the HTTR core was calculated using the Monte-Carlo MCNP6 code with FMESH tally. The results is useful for understanding the neutronic characteristic as well as for the core optimization and safety analyses of the HTTR.

17 件中 1件目~17件目を表示
  • 1