Fusion reaction Ca+Bk leading to formation of the element Ts (Z=117)

Khuyagbaatar, J.*; Yakushev, A.*; Dllmann, Ch. E.*; Ackermann, D.*; Andersson, L.-L.*; 浅井 雅人; Block, M.*; Boll, R. A.*; Brand, H.*; Cox, D. M.*; et al.

Physical Review C, 99(5), p.054306_1 - 054306_16, 2019/05

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.99.054306

Ca+B融合反応を用いて117番元素(Ts)合成実験を行い、117番元素に起因すると思われる4つの崩壊連鎖を観測した。うち2つは長い崩壊連鎖で、Tsの崩壊に起因するものと同定された。他の2つは短い崩壊連鎖で、Tsの崩壊に起因すると考えると矛盾しない。今回の結果と過去の文献値を比較したところ、今回の我々の結果は過去の文献値をほぼ再現し、117番元素合成の事実を強く再確認する結果となった。

Study of SiC-matrix fuel element for HTGR

水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。

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

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1492983

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。

Conceptual design study of a high performance commercial HTGR

深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

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

高性能商用高温ガス炉の概念設計研究を165MWtの出力を目標として行った。設計要求としては、輸送の観点から小さなサイズの圧力容器、圧力容器の照射損傷に対する耐性、燃料交換期間を短くする燃料交換法、圧力損失の少ない燃料要素、燃料濃縮度の種類の少なさなどがある。これらの要求を満たすため、炉心構成、遮蔽体、反射体の構成、燃料交換法の検討を行った。その結果、道路,列車,船舶,航空機による輸送の条件から決定された圧力容器直径4.5mにおいて、90%を超える高い稼働率を達成できる設計を完成させた。

Conceptual study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

後藤 実; 深谷 裕司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

HTTRはJAEA大洗に建設された出力30MWのブロック型高温ガス炉である。1998年に初臨界を達成し、将来のHTGR設計に有用なデータが取得されている。HTTRは日本初の高温ガス炉のため、その設計においては大きな保守性が設定されたが、将来の高温ガス炉の設計においてはHTTRで取得されたデータを利用することで、保守性をより合理的に設定することが可能である。また、設計の改良や新しい技術の導入による炉心の高性能化も期待できる。本報では、核設計における保守性の合理化、設計の改良及び新しい技術の導入によりHTTRに比べて性能が向上した高温ガス試験炉の概念について述べる。

RELAP5 modeling of the HTTR-GT/H secondary system and turbomachinery

Humrickhouse, P. W.*; 佐藤 博之; 今井 良行; 角田 淳弥; Yan, X.

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

本検討では、HTTR-GT/Hプラントの熱交換器やヘリウムガスタービンを含む2次ヘリウム冷却設備の評価モデルを構築した。定常解析を行い、解析結果と設計値を比較した結果、単独発電運転時及び熱電併給運転時のいずれにおいても、タービンモデルを除き、評価モデルは設計値を再現できることが示された。

A Concept of intermediate heat exchanger for high-temperature gas reactor hydrogen and power cogeneration system

広田 憲亮; 寺田 敦彦; Yan, X.; 田中 康平*; 大谷 章仁*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 7 Pages, 2018/07

A new conceptual design of intermediate heat exchanger (IHX) is proposed for application to the gas turbine high temperature reactor system (GTHTR300C) which is being developed by JAEA (Japan Atomic Energy Agency). The GTHTR300C cogenerates hydrogen using the iodine-sulfur (IS) hydrogen production process and electric power using gas turbine. The IHX is used to transport high temperature heat from the nuclear reactor to the hydrogen plant. The IHX proposed in this paper is a horizontal design as opposed to conventional vertical design. Therefore, JAEA investigated the advantage of the horizontal IHX and the economic evaluation when scaling up to GTHTR300C. To meet the performance requirement, both thermal and structural designs were performed to select heat transfer tube length, tube bundle diameter, tube header arrangement, and tube and shell support in a horizontal pressure vessel. It is found that the length of the heat exchanger tube can be shortened and the superalloy-made center pipe structure can be eliminated, which results in reducing the quantity of construction steel by about 30%. Furthermore, the maximum stress concentration in the tubes is found to be significantly reduced such that the creep strength to withstand continuous operation is extended to 40 years, equaling the nuclear reactor life time, without replacement.

Conceptual design of the iodine-sulfur process flowsheet with more than 50% thermal efficiency for hydrogen production

笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.213 - 222, 2018/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.11.046

原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念設計を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応排熱の硫酸フラッシュ濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって約31,900Nm/hの水素製造が見積もられた。革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能HI濃縮、分解器、熱交換器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。

Design of HTTR-GT/H test plant

Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.10.009

原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/Hプラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/Hプラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

HTTR接続熱利用システムのプラント過渡挙動評価; ヘリウムガスタービンと水素製造施設接続に伴うHTTRの安全評価

佐藤 博之; Yan, X.; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2017-020, 23 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-020.pdf:1.23MB

高温ガス炉は優れた安全性を有し、高温熱供給が可能であることから多様な産業利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、世界で初めての原子炉施設へのヘリウムガスタービン及び水素製造施設の接続に係る許認可の取得、ヘリウムガスタービン発電技術及び水素製造技術の確証を目的に、高温工学試験研究炉を用いて、原子炉から取り出される核熱によりヘリウムガスタービン発電及び水素製造を行うHTTR熱利用試験を計画している。本検討では、HTTRにヘリウムガスタービン及び水素製造施設から成る熱利用システムを接続したHTTR接続熱利用システムを対象にプラント過渡挙動評価を実施した。ヘリウムガスタービンや水素製造施設の接続に伴い評価が必要となる事象として、「負荷の喪失」及び「水素製造施設での異常に起因する2次ヘリウム冷却設備での温度及び圧力変動」を選定するとともに、当該事象についてプラント過渡挙動評価を行った結果、安全評価上の注目パラメータは判断基準を超えることなく、当該システムが技術的に成立することを示した。