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青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.
Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09
被引用回数：0原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。
守田 圭介; 青木 健; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 6 Pages, 2024/11
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to use nuclear heat to wide range of industrial applications such as hydrogen production, which is capable of high temperature heat supply with inherent safe characteristics. JAEA started a High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to develop coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, carbon-free hydrogen production. One of the key technologies is a safety evaluation method which can simulate an impact of explosion hazards induced in the hydrogen production plant on reactor facility because HTGR hydrogen production system contains large amount of combustible gases such as hydrogen. A computational fluid dynamics code FLACS has been sufficiently validated for dispersion and explosion of combustible gases such as hydrogen and methane worldwide, however, only few attempts have been made for validation of analysis in closed area with small space. A leak of combustible gases to the piping in HTGR hydrogen production system may occur in case of abnormal condition in hydrogen production plant and therefore an explosion in the piping must be considered. This paper describes the validation of FLACS by analyzing explosion experiments in straight piping and complex piping aiming to establish a safety evaluation method for analyzing explosions of combustible gases in piping.
沖田 将一朗; 青木 健; 深谷 裕司; 橘 幸男
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11
We have been developing a methodology for nuclide production and annihilation and decay heat evaluations for High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). We are planning to perform validation of the evaluation method with isotopic composition data obtained from HTGR type fuel irradiation tests (AGR tests) performed at the Idaho National Laboratory. As a first step of this plan, preliminary validation of a calculation code and a nuclear data library to be used in the evaluation methodology should be conducted. We made a calculation model of the Advanced Test Reactor (ATR) with a continuous-energy Monte Carlo code MVP-3 and the latest nuclear data library in Japan JENDL-5 on the basis of a calculation input for another Monte Carlo code MCNP5 documented in the International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE). We also calculated effective multiplication factors and relative power densities for the ATR calculation model. As a result of comparison with measured values reported in the IRPhE handbook, the JENDL-5 and the calculation model built with MVP-3 shows an enough calculation accuracy in the ATR. Our results will help us to perform our planned validation of our nuclide production and annihilation and decay heat evaluation methodology with the AGR test data.
青木 健; 長谷川 武史; 倉林 薫; 野本 恭信; 清水 厚志; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 11th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2024), 6 Pages, 2024/10
原子力機構はHTTR(高温工学試験研究炉)及び水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本研究は、HTTR-熱利用試験施設の安全設計及び安全解析の成果を報告する。安全設計では、期待する安全機能に基づき構築物・系統及び機器の安全重要度分類を定めた。予備安全解析では、RELAP5コードを用いた熱流動解析を行った。予備安全解析は、蒸気発生器の伝熱管破損を除くHTTR-熱利用試験で新たに想定される事象が既設のHTTRの許認可ベース事象に包絡されること、並びに、新たな許認可ベース事象の候補は安全解析の判断基準を満足することを明らかにした。
石井 克典; 守田 圭介; 野口 弘喜; 青木 健; 水田 直紀; 長谷川 武史; 永塚 健太郎; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/09
JAEA initiated the HTTR heat application test project coupling a hydrogen production facility to the HTTR (high temperature engineering test reactor). The project aims to establish "coupling technologies" between HTGR and hydrogen production achieving large-scale, stable and economically competitive carbon-free hydrogen production using the HTGR heat. Important considerations towards establishment of coupling technologies are development of system technologies for HTGR hydrogen production systems and components required for coupling between two facilities. This paper explains a system concept of the HTTR heat application system which can maintain safe and stable operation of the HTTR against temperature transients induced by abnormal events in a hydrogen production plant with the results of operational scheme as well as heat and mass balance of the system. Development plans for hot gas duct, high temperature isolation valves and helium gas circulators are also presented.
野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.
石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.
青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
Rh
Sn
岩佐 和晃*; Suyama, Kazuya*; 河村 聖子; 中島 健次; Raymond, S.*; Steffens, P.*; Yamada, Akira*; 松田 達磨*; 青木 勇二*; 川崎 郁斗; et al.
Physical Review Materials (Internet), 7(1), p.014201_1 - 014201_11, 2023/01
被引用回数：4 パーセンタイル：42.21(Materials Science, Multidisciplinary)The spin dynamics, crystalline-electric-field (CEF) level scheme, specific heat, and X-ray photoemission spectra (XPS) of CeRhSn were investigated, which exhibits anomalous semimetal transport in the chiral crystallographic phase. CEF excitations observed at approximately 7 and 39 meV are consistent with the two inequivalent Ce-ion cites in the chiral structure. Because of broader CEF excitations and a strong 4
peak at the Fermi level in the Ce 4
on-resonance spectrum, the hybridized Ce 4 electrons contribute to the semimetal carriers. In addition, the spin fluctuation associated with the Kramers doublet ground state is characterized by the peak located at 0.15 meV. The electronic state involving the spin fluctuation causes the 
behavior of specific heat below 0.6 K, which is attributed to linear dispersion relations of electrons of the Weyl Kondo semimetal in the chiral-lattice symmetry.
渡辺 勢也*; 河原 淳*; 青木 尊之*; 杉原 健太; 高瀬 慎介*; 森口 周二*; 橋本 博公*
Engineering Applications of Computational Fluid Mechanics, 17(1), p.2211143_1 - 2211143_23, 2023/00
被引用回数：10 パーセンタイル：81.62(Engineering, Multidisciplinary)津波氾濫や大雨の斜面災害では、多くの浮遊物や流木、丸太などが流れに含まれる。剛体衝突による構造物の被害は、水圧による被害よりも深刻である。浮遊物体を含む自由表面流れを研究するためには、大規模計算が可能で高性能な自由表面流のシミュレーションコードの開発が必要となる。本研究ではキュムラント格子ボルツマン法と粒子ベースの剛体シミュレーションを組み合わせた単相自由表面モデルを提案する。剛体間の接触相互作用は個別要素法で計算される。解析精度の向上と計算の高速化のために8分木ベースの局所細分化格子法を導入し、自由表面や固体表面近傍には高解像度の格子を割り当てた。提案モデルの精度検証のために、八戸工業大学と神戸大学の15m水槽と70m水槽で2種類の津波実験を行った。シミュレーションの結果、漂流速度、捕捉木片数、積層角について実験と良い一致を示した。
青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭
JAEA-Review 2022-016, 193 Pages, 2022/08
JAEA-Review-2022-016.pdf:42.06MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950
Cを記録した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。しかしながら、これまでに原子炉に水素製造施設を接続した例は世界にまだなく、我が国唯一の高温ガス炉であるHTTRを含め、既存の原子力施設を対象とした安全設計ではこのようなシステムを想定していない。そこで、高温ガス炉研究開発センターの下に設置した「HTTR-熱利用試験専門委員会」では、原子力規制委員会による新規制基準への適合性審査に合格したHTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計案の検討を行った。本稿は、HTTR-熱利用試験専門委員会の技術報告資料や委員コメントとその回答、議事録を取りまとめた。
青木 健; 佐藤 博之
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
高温ガス炉は、大量かつ安価なカーボンフリー水素を製造することができる。水素製造施設における異常に対して、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を維持するため、過渡熱流動解析コードによる性能実証を通じて、制御方法や制御システムを確立しなければならない。本研究では、高温ガス炉水素製造システムにおける原子炉入口温度の外乱に対する原子炉応答を明らかにした。解析結果は、原子炉入口冷却材温度における30Cの大きな外乱に対して、原子炉出口温度制御系によって、原子炉出口冷却材温度の変動が4C以下に抑えられ、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を継続可能であることを明らかにした。したがって、制御システムの有効性を確認することができた。
青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭
JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。
Barucci, M. A.*; Reess, J.-M.*; Bernardi, P.*; Doressoundiram, A.*; Fornasier, S.*; Le Du, M.*; 岩田 隆浩*; 中川 広務*; 中村 智樹*; Andr
, Y.*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.211_1 - 211_28, 2021/12
被引用回数：24 パーセンタイル：81.16(Geosciences, Multidisciplinary)MMX赤外線分光計(MIRS)は、宇宙航空研究開発機構(JAXA)のMMXミッションに搭載されているイメージング分光計である。MIRSは他の4つのフランス研究所との協力、フランス国立宇宙研究センター(CNES)の協力と財政支援、およびJAXAと三菱電機(MELCO)との緊密な協力によりパリ天文台で開発されている。この装置はMMXの科学的目的を完全に達成するべく設計されている。MIRSはフォボスとダイモスの表面組成の分析およびサンプリングサイトの選択時に使用される組成診断スペクトル機能を含む近赤外線スペクトルマップ機能をリモートで提供する。MIRSはまた、火星の大気、特に雲,塵,水蒸気などの空間的時間的変化についても観測を行う予定である。
SrのICP-MS測定法の高感度化小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 藤原 健壮; 寺島 元基
KEK Proceedings 2021-2, p.140 - 145, 2021/12
従来の放射能測定法は、緊急時の迅速な測定が困難な点や、大量の試料を短期間に測定できない点がSr分析の課題である。放射能測定以外の手法として、ICP-MSによるSrの定量が試みられている。土壌や水以外のSrの重要な分析対象として骨等のCaを多く含む高マトリックス試料も挙げられる。本研究では、ICP-MSによる歯や骨といった硬組織のSr分析方法を開発し、開発した手法をウシ骨に対して適用した。検出下限値19Bq/kgでウシ骨中Srを定量することが可能であり、実際の硬組織中のSrも定量することができた。
Sr in cattle bone and tooth samples by inductively coupled plasma mass spectrometry小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 寺島 元基; 藤原 健壮; 木野 康志*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 鈴木 敏彦*; et al.
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 36(8), p.1678 - 1682, 2021/08
被引用回数：7 パーセンタイル：53.68(Chemistry, Analytical)ウシの硬組織用のSr分析法をICP-MS用いて開発した。0.1gの硬組織に対して、従来の放射能測定法より低い検出下限値で、11時間での分析を可能とした。そのため、ICP-MS法は微小な骨や歯試料を対象とした迅速かつ有効な分析手法となり得る。
青木 譲; 松枝 誠; 小荒井 一真; 寺島 元基; 藤原 健壮; 阿部 寛信
JAEA-Research 2021-002, 20 Pages, 2021/05
JAEA-Research-2021-002.pdf:2.75MB
環境試料中に極低濃度で存在する
IをICP-MS法で高感度かつ迅速に分析するために、共存する干渉元素(Na, Mg, K, Ca, Mo, Cd, In)からIを分離する前処理として固相抽出法が広く利用されている。固相抽出樹脂として、既存のアミノ基を導入した陰イオン交換樹脂とともに、近年ではAg
担持樹脂の利用が進められており、それぞれの樹脂の特性を踏まえて前処理法の最適化が必要となっている。本研究では、陰イオン交換樹脂であるDOWEX1-X8およびAG1-X8, Ag担持樹脂であるCLResinについて、干渉元素からのIの分離特性を比較し、環境試料中のIのICP-MS分析への適用性を調査した。吸着・溶出試験の結果、全ての固相抽出樹脂はIを定量的に吸着回収した。また、CLResinは干渉元素の除去性能が最も高く、Moを3.1%残存するものの、その他の干渉元素をICP-MSの検出下限値以下にまで除去した。しかし、Iと干渉元素との濃度比の考察から、CLResin処理後に残存するMo濃度はIのICP-MS測定になお干渉するレベルであったことから、CLResinからの溶出液を陽イオン交換樹脂(DOWEX50WX8)で処理したところ、溶出液中Moの98%以上が除去され、Moによる測定干渉を除去することができた。したがって、本研究の結果、干渉元素の除去にはCLResinが最適であり、また、CLResinとDOWEX50WX8を組み合わせた前処理法は、極低濃度(バックグラウンドレベル)のIのICP-MS分析を可能とする有力な手法となる可能性があることを提示している。
Atkinson, S.*; 青木 健; Litskevich, D.*; Merk, B.*; Yan, X.
Progress in Nuclear Energy, 134, p.103689_1 - 103689_10, 2021/04
被引用回数：1 パーセンタイル：10.00(Nuclear Science & Technology)本稿では設計が進められている熱出力10MWのU-Battery炉概念を対象に、制御棒引抜事故及び冷却材喪失減圧事故に対する安全性を評価する。両過渡事象に対する評価手法として、1次元伝熱モデルと制御棒引抜事故における原子炉動特性を評価するための1点炉近似を組み合わせた評価手法を用いる。評価の結果、制御棒引抜事故において、燃料温度が110K上昇し、負の燃料温度係数により余剰反応度が相殺されることを明らかにした。冷却材喪失減圧事故においては燃料最高温度が事故後60時間で1455Kに達することを明らかにした。結論として、両過渡事象において、燃料温度は定格運転時の最高温度より低く維持されることを確認した。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
