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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.
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.
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、950
C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。
深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*
KURNS Progress Report 2018, P. 148, 2019/08
日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核設計予測手法の高度化を目的とした研究開発を始めた。商用高温ガス炉初号基のためのフルスケールモックアップ試験を回避できる可能性がある一般化バイアス因子法の導入と高温ガス炉体系への炉雑音解析の導入を目的とする。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界実験装置KUCAのB架台に新たに構築した。この炉心は一般化バイアス因子法を用いるための参照炉心としての役割を果たし、この炉心では、炉雑音解析手法開発に必要な炉雑音の測定も行っている。それに加え、HTTR運転員の保安教育も行った。
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).
藤本 望*; 守田 圭介*; 深谷 裕司
no journal, ,
ORIGENは燃料での核種生成・消滅挙動の評価に広く用いられており、各種の炉を対象としたライブラリが整備されてきている。しかしながら、高温ガス炉用のライブラリはほとんど整備されていない。高温ガス炉は黒鉛減速体系であり、また炉心の温度も高いことから、軽水炉とは異なった核種生成・消滅挙動になることが考えられる。そこで、高温ガス炉用ORIGENライブラリを作成し解析を行い、軽水炉用ライブラリの結果と比較した。
守田 圭介*; 藤本 望*; 深谷 裕司; 本多 友貴
no journal, ,
高温ガス炉燃料の核種生成・崩壊挙動への影響評価の一つとして、高温ガス炉用のORIGENライブラリを作成し、温度及び濃縮度の影響評価を行った。その結果、核種の生成量などに対して濃縮度の影響は小さく、減速材温度の影響が大きいことを確認した。
Simanullang, I. L.*; 福原 克樹*; 守田 圭介; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 飯垣 和彦; 石塚 悦男; 藤本 望*
no journal, ,
The ORIGEN2 code has been used for fuel depletion calculations of many kinds of reactor fuels but there is no library for high temperature gas cooled reactors (HTGRs). A set of the ORIGEN2 library for the HTGR has been established to evaluate the burnup characteristics and compared its results with Monte Carlo burnup calculation results. The high temperature test engineering reactor (HTTR) is a block type fueled HTGRs in Japan. The ORIGEN2 libraries for the HTTR were prepared with neutron spectrums evaluated by pin-cell burnup calculations. To validate the calculation results of the ORIGEN2 code, a comparison between the burnup calculation using the Monte Carlo MVP-BURN code was conducted. One of the nuclide isotopes evaluated in that study was 
Pu. The amount of Pu calculated by ORIGEN2 with a library prepared by pin-cell burnup calculation was higher about 35% than that calculated by MVP-BURN. It can be seen that the ORIGEN2 library based on the pin cell model was not enough for evaluating the burnup characteristics of the HTTR. Therefore, an improvement was conducted by generating the ORIGEN2 library for HTTR based on the fuel block system and the whole system (core and reflector regions). The comparison between the ORIGEN2 results and MVP-BURN results was investigated. In the case of the ORIGEN2 library being generated based on the fuel block system, the maximum difference was about 6% compared to the mass of Pu calculated by MVP-BURN. Furthermore, the difference of Pu amount between the ORIGEN2 library and MVP-BURN became 2.4% when the library for ORIGEN2 was generated based on the whole system of HTTR.
守田 圭介; 清水 厚志; 野口 弘喜; 青木 健; 沖田 将一朗; 水田 直紀; 石井 克典; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
no journal, ,
高温ガス炉は固有の特性により優れた安全性を有するとともに高温熱供給が可能であり、水素製造等、多様な熱利用が期待されている。原子力機構では「2050年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略」を受けて、2030年までの高温ガス炉を利用した大量かつ安価なカーボンフリー水素製造に必要な技術開発に向けて、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始した。本プロジェクトは、高温ガス炉の試験研究炉であるHTTRと商用技術が確立された水蒸気改質法による水素製造施設を接続し、高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を有する接続技術を確立することを目的とする。本報ではHTTRと水素製造施設を接続したHTTR-熱利用試験施設の概念及び接続技術開発計画を報告する。
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.
no journal, ,
高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を実現する接続技術の確立を目的に、世界最高温度(950C)を記録したHTTRと商用技術が確立されている天然ガス水蒸気改質法による水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本稿では、HTTR-熱利用試験の全体計画、HTTR-熱利用試験プラントの基本仕様として、HTTR改造範囲及び水素製造施設の設備構成を含めた全体系統構成、定格運転時における全体熱物質収支を報告する。
石井 克典; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 清水 厚志; 飯垣 和彦; et al.
no journal, ,
高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性を実現する接続技術の確立を目的として、世界最高温度(950C)を記録したHTTRと商用技術が確立されている天然ガス水蒸気改質法による水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本稿では、HTTR-熱利用試験の実施に向けて新設される水素製造施設の内、主要設備である2次ヘリウム冷却設備の系統構成,設備構成及び主要機器仕様の検討結果を報告する。
