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報告書

HTTRの起動用中性子源の交換時期の推定

小野 正人; 小澤 太教; 藤本 望*

JAEA-Technology 2019-012, 15 Pages, 2019/09

JAEA-Technology-2019-012.pdf:2.83MB

HTTRでは、原子炉の起動及び広領域中性子検出器の計数率の確認を目的として、起動用中性子源$$^{252}$$Cfを用いているが、半減期が約2.6年と短いことから適切な時期に交換する必要がある。交換時期の推定には、広領域中性子検出器の「WRM計数率低」の警報発報を防ぐために、半減期のみならず、ゆらぎを考慮する必要がある。このため、広領域中性子検出器の計数率と標準偏差の関係式等から計数率の最小値を予測する手法を考案した。本手法を用いて広領域中性子検出器の計数率の変化を予測した結果、計数率が3.0cpsに低下するのが2022年、1.5cpsに低下するのが2024年となり、2024年までに交換を完了する必要があることが明らかとなった。

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

Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6

Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).

論文

Burn-up dependency of control rod position at zero-power criticality in the high-temperature engineering test reactor

本多 友貴; 藤本 望*; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(1), p.011013_1 - 011013_4, 2017/01

HTTRの燃焼挙動は今後の高温ガス炉開発において重要なデータである。現在までにHTTRを用いた様々な試験が行われており、解析精度の検証が行われてきたが燃焼を伴う解析精度の検証が不十分であった。また、現在のHTTRは燃焼中期にあり、十分なデータが取得されている。そこで本研究では、燃焼を伴う臨界制御棒位置のデータを用いて核解析コードの解析精度の検討を行った。しかしながら、定格試験データは炉内に温度分布があるため、誤差要因が多く検証が困難であった。対してHTTRでは試験ごとに400Kの低温臨界制御棒位置のデータを保有しており、また400K条件での試験データは温度分布が無く解析値と比較する上で良質なデータであるため、まずこれらのデータを用いて燃焼による拡散計算コードCITATIONによる解析精度の検討を行い十分な精度があることを確かめた。これにより、Sm, Puなどの蓄積評価が十分であることを確認した。これらのコードの検証により将来高温ガス炉のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Study on sensitivity of control rod cell model in reflector region of high-temperature engineering test reactor

本多 友貴; 藤本 望*; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(1), p.011005_1 - 011005_6, 2017/01

HTTRでは制御棒二段階挿入方法を採用しており、1段目で反射体領域に制御棒を挿入し未臨界にする仕組みとなっている。また将来高温ガス炉においても反射体領域にのみ制御棒を挿入する設計が存在するため、1段目の反射体領域に挿入される制御棒の反応度の解析精度が重要となる。しかしながら、現在まで制御棒価値の高い燃料領域に挿入される制御棒に合わせてセルモデルを作成していたため、1段目の制御棒価値の解析精度が不十分であることが分かった。そこで1段目の制御棒を取り巻く状況に合わせて反射体領域断面積を作成することによる感度解析を行い、将来高温ガス炉の研究開発のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, 1; Thermal mixing behavior of helium gas in HTTR

栃尾 大輔; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。

報告書

Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor

Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二

JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-032.pdf:2.07MB

これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、$$^{90}$$Y, $$^{134}$$Cs, $$^{144}$$Pr, $$^{106}$$Rh, $$^{241}$$Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期に$$^{241}$$Puが大きく影響することも明らかになった。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

論文

Burn-up dependency of control rod position at zero power criticality in the high temperature test engineering reactor

本多 友貴; 藤本 望; 澤畑 洋明; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRの燃焼挙動は今後の高温ガス炉開発において重要なデータである。現在までにHTTRを用いた様々な試験が行われており、解析精度の検証が行われてきたが燃焼を伴う解析精度の検証が不十分であった。また、現在のHTTRは燃焼中期にあり、十分なデータが取得されている。そこで本研究では、燃焼を伴う臨界制御棒位置のデータを用いて核解析コードの解析精度の検討を行った。しかしながら、定格試験データは炉内に温度分布があるため、誤差要因が多く検証が困難であった。対してHTTRでは試験ごとに400Kの低温臨界制御棒位置のデータを保有しており、また400K条件での試験データは温度分布が無く解析値と比較する上で良質なデータであるため、まずこれらのデータを用いて燃焼による拡散計算コードCITATAIONによる解析精度の検討を行い十分な精度があることを確かめた。これにより、Sm, Puなどの蓄積評価が十分であることを確認した。これらのコードの検証により将来高温ガス炉のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Improvement of cell model for control rod in reflector region of high temperature test engineering reactor

本多 友貴; 藤本 望; 澤畑 洋明; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

HTTRでは制御棒二段階挿入方法を採用しており、1段目で反射体領域に制御棒を挿入し未臨界にする仕組みとなっている。また将来高温ガス炉においても反射体領域にのみ制御棒を挿入する設計が存在するため、1段目の反射体領域に挿入される制御棒の反応度の解析精度が重要となる。しかしながら、現在まで制御棒価値の高い燃料領域に挿入される制御棒に合わせてセルモデルを作成していたため、1段目の制御棒価値の解析精度が不十分であることが分かった。そこで1段目の制御棒を取り巻く状況に合わせて反射体領域断面積を作成することで解析精度の向上を図り、将来高温ガス炉の研究開発のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Operation and maintenance experience from the HTTR database

清水 厚志; 古澤 孝之; 本間 史隆; 猪井 宏幸; 梅田 政幸; 近藤 雅明; 磯崎 実; 藤本 望; 伊与久 達夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1444 - 1451, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

HTTRでは、運転・保守経験において得られた情報を共有しそこから得られた知見や教訓を高温ガス炉の設計、建設、運転管理に反映させることで安全性や信頼性の向上に役立てることを目的として、運転・保守経験情報のデータベースシステムを構築している。本データベースには、これまで1997年から2012年の期間において1000件以上の不具合事象データが登録されている。本報では、データベースの登録情報に基づき、これまでのHTTRの不具合事象の発生状況について述べるとともに、次期高温ガス炉の設計、建設、運転管理への適用が期待できる重要な知見として、(1)ヘリウム圧縮機の性能低下、(2)反応度制御設備における後備停止系不具合、(3)非常用ガスタービン発電機の経験、(4)東日本大震災の経験、以上4件の経験を抽出し、改善策を提言する。

論文

Establishment of floating support technology applied to high-temperature components and piping in HTTR

篠原 正憲; 稲葉 良知; 濱本 真平; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1398 - 1406, 2014/11

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

原子炉出口温度950$$^{circ}$$CとなるHTTRの1次冷却系において、中間熱交換器や高温2重配管のような高温機器・配管は、非常に高温となり、大きく複雑な熱変位を生じる。この熱変位を吸収するだけでなく地震にも耐えるために、HTTRは3次元浮動支持方式を採用している。原子炉格納容器の限られた空間において、本支持方式は、高温機器・配管の自重を支え、熱変位に追従し、耐震性能を持つことができる。一方で、浮動支持方式を原子力プラントへ採用した実績は過去になく、本方式の有効性をHTTRを用いて実証することとした。本論文では、HTTRの運転データを用いて、高温機器・配管の熱変位挙動を調べると共に、その挙動特性の数値解析を実施した。さらに、東北地方太平洋沖地震によるHTTRへの影響を確認した。その結果、HTTRに採用された本支持方式が有効であることを明らかにした。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の高温連続運転

高松 邦吉; 沢 和弘; 國富 一彦; 日野 竜太郎; 小川 益郎; 小森 芳廣; 中澤 利雄*; 伊与久 達夫; 藤本 望; 西原 哲夫; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.290 - 300, 2011/12

高温工学試験研究炉(HTTR)において平成22年1月から3月にかけて50日間の高温(950$$^{circ}$$C)連続運転を実施し、水素製造に必要な高温の熱を長期にわたり安定供給できることを世界で初めて示した。本運転の成功により、高温ガス炉の技術基盤を確立するとともに、低炭素社会に向けて温室効果ガスを排出しない革新的な熱化学水素製造等の熱源として原子力エネルギーを利用できることを世界で初めて実証した。

論文

Experimental validation of effectiveness of rod-type burnable poisons on reactivity control in HTTR

後藤 実; 塩沢 周策; 藤本 望; 中川 繁昭; 中尾 安幸*

Nuclear Engineering and Design, 240(10), p.2994 - 2998, 2010/10

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

ブロック型高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時の燃料温度を制限値以下に保つために、燃焼期間に渡り炉心への制御棒の挿入深さをできるだけ浅く保って炉心の出力分布の歪みを防ぐ必要がある。そのための方法として、軽水炉(LWR)の場合と同様に可燃性毒物(BP)を用いた反応度制御方法がある。ただし、実炉のデータを用いたHTGRにおけるBPの設計方法の検証は、検証に必要なHTGRの燃焼特性データが未だ取得されていないため、行われていない。ブロック型HTGRである高温工学試験研究炉(HTTR)の燃焼度が燃焼中期に達したことにより、反応度制御におけるBPの効果を示す燃焼特性データの取得が可能となった。そこで、ブロック型高温ガス炉であるHTTRのBPの設計手法を検証するために、その燃焼特性データとして制御棒位置の燃焼に伴う変化に着目し、運転時の制御棒の炉心への挿入深さが設計通りに燃焼期間に渡り浅く保たれているか否かを調べた。その結果、制御棒の挿入深さは設計通りに浅く保たれていることを確認し、HTTRで開発したBPの設計手法の妥当性が検証された。

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。

報告書

Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2009

藤本 望; Wang, H.*

JAEA-Review 2010-023, 11 Pages, 2010/07

JAEA-Review-2010-023.pdf:1.68MB

高温ガス炉から取り出される高温の熱は、高効率発電のみならず、広範囲なプロセス熱利用、特に、熱化学水素製造に用いることができることから、高温ガス炉への関心が世界的に高まっている。現在、世界で運転されている高温ガス炉は2基のみで、1つが独立行政法人日本原子力研究開発機構のHTTR(高温工学試験研究炉)であり、もう1つが、中国の清華大学核能及新能源技術研究院(INET)のHTR-10である。原子力機構とINETは、1986年の覚書締結以来、これまで高温ガス炉分野、特に、HTTR計画及びHTR-10計画について研究協力を進めてきた。本報は、2009年の原子力機構とINETの高温ガス炉及び原子力水素製造技術開発に関する研究協力活動についてまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の高温機器・配管における熱変位挙動の評価

篠原 正憲; 濱本 真平; 藤本 望

JAEA-Technology 2009-057, 33 Pages, 2009/12

JAEA-Technology-2009-057.pdf:6.79MB

HTTRの機器配管の支持方式には、3次元の浮動支持方式を採用しているため、その熱変位挙動・特性を把握することは、3次元浮動支持方式の熱変位特性を調べるうえでも重要である。HTTRの定格運転では、1次冷却設備の熱変位特性を知るために、高温配管の熱変位測定試験を実施した。本報は、その試験結果及び解析評価結果を示したものである。熱変位挙動は温度変化に対して1次的に変化することを確認した。解析評価では、支持構造物の抵抗力が機器の熱変位挙動に影響を与えることが明らかとなり、また、その抵抗力を最適化することで実測熱変位挙動を再現できることを確認した。

報告書

Information exchange on HTGR and nuclear hydrogen technology between JAEA and INET in 2008

藤本 望; 橘 幸男; Sun, Y.*

JAEA-Review 2009-013, 11 Pages, 2009/07

JAEA-Review-2009-013.pdf:26.19MB

高温ガス炉から取り出される高温の熱は、高効率発電のみならず、広範囲なプロセス熱利用、特に、熱化学水素製造に用いることができることから、高温ガス炉への関心が世界的に高まっている。現在、世界で運転されている高温ガス炉は2基のみで、1つが独立行政法人日本原子力研究開発機構のHTTR(高温工学試験研究炉)であり、もう1つが、中国の清華大学核能及新能源技術研究院(INET)のHTR-10である。原子力機構とINETは、1986年の覚書締結以来、これまで高温ガス炉分野、特に、HTTR計画及びHTR-10計画について研究協力を進めてきた。本報は、2008年の原子力機構とINETの高温ガス炉及び原子力水素製造技術開発に関する研究協力活動についてまとめたものである。

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