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後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.357 - 361, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：52.79(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉にリチウム化合物を装荷し、
Li(n,
)反応を用いて核融合炉用燃料であるトリチウムを製造する方法が提案されている。一般的な高温ガス炉の設計においては、過剰反応度を抑制するために、可燃性毒物としてホウ素が炉心に装荷される。本研究では、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するために、リチウムをホウ素の代わりに炉心に装荷することとした。リチウムを装荷した高温ガス炉の成立性を確認するために、核特性値及び燃料温度を計算した。これらの計算結果は設計要求を満たし、熱エネルギーとトリチウムの生産を両立するリチウム装荷高温ガス炉の成立性を確認した。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*
Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04
被引用回数：6 パーセンタイル：49.29(Nuclear Science & Technology)原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。
川本 靖子*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
Fusion Science and Technology, 68(2), p.397 - 401, 2015/09
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)核融合炉を起動するためには、外部装置からの十分な量のトリチウムの供給が必要である。ここでは核融合炉へのトリチウムの供給方法について検討する。トリチウム製造装置として高温ガス炉の適用を提案してきた。これまでは、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉を対象として解析評価を実施してきた。ぺブルベッド型の高温ガス炉では、燃料交換に伴う時間のロスがない運転が可能であることから、両者を対象としてトリチウム製造量を比較した。トリチウム製造量を計算するにあたっては、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使用した。計算の結果、連続運転が可能なぺブルベッド型の高温ガス炉によるトリチウム製造量は、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉によるトリチウム製造量とほとんど同じであることを示した。また、トリチウム製造装置としてのぺブルベッド型の高温ガス炉の課題について議論する。
中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.398 - 402, 2015/05
高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム製造の研究を行っている。高温ガス炉を用いてのトリチウム製造についてLi濃度の影響を評価する。円柱状のLi化合物が被覆管に内包されたLi棒の状態で炉心に装荷される。熱出力600MW、電気出力300MWの高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)をトリチウム製造用高温ガス炉として想定した。連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを用いて、トリチウム製造量を評価する。トリチウムの漏れ量は被覆管におけるトリチウムの拡散方程式の平衡解から評価される。たとえLiが濃縮されていたとしても、GTHTR300は180日の運転日数で500gのトリチウムを製造可能である。また、Liを濃縮することにより、トリチウムの漏れ量を20-50%減少させることができると評価される。
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09
HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。
安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。初期核融合炉用トリチウム生産法として現在想定されているのはCANDU炉やDD核融合を利用したものである。前者は重水素の捕獲断面積の小ささにより1基では十分なトリチウム生産量の確保が難しく、後者はDD核融合炉の成立性の問題があり、初期装荷トリチウム燃料をどのように確保するかは未だ明確には定まっていない。本研究で着目する高温ガス炉は国内をはじめとして米国,中国などで研究開発が進んでいる。国内では日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターに設置された高温工学試験研究炉HTTR(熱出力30MW)が稼働中で、中国では発電用実証炉HTR-PM(熱出力250
2MW)が着工予定である。本研究では、大きな中性子照射領域を持つ高温ガス炉内の低エネルギー中性子(熱中性子)を利用した、リチウムの中性子照射によるトリチウム生産を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使って計算し、高温ガス炉を用いた初期核融合に用いるトリチウム生産の有効性と実現可能性について検討した。
安元 孝志*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 中尾 安幸*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*
no journal, ,
初期のDT核融合炉では大量のトリチウムが必要である。本研究では、新たな初期装荷トリチウム燃料の生産法として、高温ガス炉内の熱中性子を利用した生産法を連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いて計算し、高温ガス炉を用いたトリチウム生産法の有効性と実現可能性について検討した。
河内 昌平*; 中屋 裕行*; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉で採用されている被覆燃料粒子の燃料核の部分に、UO
燃料の代わりにマイナーアクチニド(MA)や核分裂生成物(FP)を装荷し、それらを核変換処理する研究が米国等で進められている。本研究では、長寿命核分裂生成物(LLFP)に着目し、それらを高温ガス炉に装荷した場合の炉心特性や核変換効率を計算し、高温ガス炉を用いたLLFPの核変換処理の有効性を検討した。
松浦 秀明*; 安元 孝志*; 島川 聡司; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 中尾 安幸*; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*
no journal, ,
連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム生産について検討した。その結果、高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入シナリオの改善につながる量のトリチウム生産を実現できる可能性が示された。
松浦 秀明*; 河内 昌平*; 中屋 裕行*; 安元 孝志*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*
no journal, ,
連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心燃焼計算により、高温ガス炉の核融合炉用トリチウム生産炉としての特徴と性能を調べた。高温ガス炉を用いることで、核融合炉導入時のシナリオ構築に貢献可能なトリチウム生産を実現できる可能性が示される。同手法に対する技術的検討・開発課題について議論を行う。
河内 昌平*; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 西川 正史*
no journal, ,
高温ガス炉に従来のB
C制御棒に代わりLi制御棒を利用する場合について、制御棒反応度価値とトリチウム生成量の燃焼変化を、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを用いた炉心計算を行って調べた。炉心外側にLi制御棒を装荷することで、余剰反応度を適切に抑えるとともに、トリチウム生産性能を従来の検討結果に比べて20%程度増加させることができた。
島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*
no journal, ,
放射性廃棄物処分にかかわる負担軽減のために、大量の長半減期核分裂生成物(LLFP)を核変換する方法を提案し、核変換効率,炉心積載量,照射用ターゲットに関する検討をもとに、高温ガス炉の核変換特性について報告する。
後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*; 西川 正史*; 中屋 裕行*
no journal, ,
高温ガス炉は、その広い照射領域にトリチウム増殖材であるLi微小球を装荷することで、基本設計をほとんど変えることなく、大量のトリチウムを製造できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が提案されている。しかしながら、これまでに高温ガス炉を用いたトリチウム製造の実績はなく、システムの課題に関する検討もほとんど行われていない。そこで、想定した高温ガス炉を用いたトリチウム製造システムについて、工学的な観点から解決すべき課題を摘出するとともに、課題がある場合は解決できる見込みを示し、システムの実現性を検討した。高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料製造技術や燃料取扱技術を用いること等により課題の解決が見込まれ、解決不可能な課題はないと考えられることから、工学的な観点からはシステムの実現性に問題はない。
中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 中尾 安幸*; 西川 正史*; 後藤 実; 島川 聡司; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉を用いたトリチウムの製造性能を、GTHTR300を10モジュール用いた場合について評価した。評価は、燃料交換期間及び1バッチあたりの運転期間をパラメータにして行った。トリチウムの製造量は、連続エネルギーモンテカルロコードMVP-BURNによるGTHTR300の炉心燃焼計算を行って算出した。その結果、燃料交換期間30日、1バッチあたりの運転期間240日の条件で、核融合炉1基に必要トリチウム燃料23kgを、1.7年で製造できる結果を得た。
久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 川本 靖子*; 中尾 安幸*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)とマイナーアクチニド(MA)の核変換性能を評価した。評価は、GTHTR300の炉心にTc-99及びMAをそれぞれ2t及び50kg装荷した場合の核変換量を解析して行った。MAの組成は12年間冷却したPWR使用済み燃料の組成と同じにした。解析はMVP-BURNによる燃料ブロック体系の燃焼計算により行った。その結果、GTHTR300の1年間の運転によるLLFPの核変換量は18kg、MAは10kgと評価した。
後藤 実; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
no journal, ,
高温ガス炉は、その広い照射領域にLi微小球を装荷することで、基本設計をほとんど変えることなく、大量のトリチウムを製造できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が提案されている。しかしながら、これまでに高温ガス炉を用いたトリチウム製造の実績はなく、システムの課題に関する検討もほとんど行われていない。そこで、高温ガス炉を用いたトリチウム製造システムについて、工学的な観点から課題を摘出するとともに実現性を検討した。摘出した課題は、高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料製造技術や燃料取扱技術を用いることにより解決が見込まれ、工学的な観点からはシステムの実現性に大きな問題はない。
後藤 実; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
no journal, ,
高温ガス炉にLi微小球を装荷し、Li(n,)T反応により大量のトリチウムを生産できる可能性があり、初期核融合炉用トリチウム燃料の供給源としての利用が検討されている。そこで、システムの工学的実現性および安全性について検討を行った。
後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
no journal, ,
Li(n,)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムでLi(n,)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核特性を評価した。
中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 川本 靖子*; 長住 達*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
no journal, ,
高温ガス炉を用いてLi(n,)T反応により、核融合炉の立ち上げに必要な初期装荷トリチウムを供給することを提案している。Liを濃縮することにより、トリチウムの炉内への流出を抑えることができる可能性がある。そこで本研究ではLi濃縮度の違いがトリチウム流出量に及ぼす影響を検討するとともに、生産効率に及ぼす影響についても検討した。
後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
no journal, ,
Li(n,)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムでLi(n,)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核熱特性を評価した。核特性値および燃料温度が設計要求を満たし、核的および熱的な観点からLi装荷高温ガス炉が成立することを確認した。
