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山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：6 パーセンタイル：84.97(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦
Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.
小野 正人; 清水 厚志; 大橋 弘史; 濱本 真平; 猪井 宏幸; 徳原 一実*; 野本 恭信*; 島崎 洋祐; 飯垣 和彦; 篠崎 正幸
Nuclear Engineering and Design, 386, p.111585_1 - 111585_9, 2022/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの耐震重要度分類は、1980年代後半の設計段階で策定された。当時、高温ガス炉の安全上の特長を充分理解するためのHTTRの技術的知見及び運転実績の蓄積が不足していたため、実用発電用原子炉の耐震重要度分類を準用した。しかしながら、その後に得られた運転実績及び試験結果から、実用発電用原子炉の耐震重要度分類は過度に保守的な設定であることが分かってきた。そこで、HTTRで実施した運転・試験等の経験から、耐震重要度分類の見直しに資する知見を考察し、新たな耐震重要度分類を策定した。その結果、実用発電用原子炉と比べてSクラス施設は限定された。さらに、新しい耐震重要度分類の妥当性を確認した。原子力規制委員会は、2020年6月に、耐震重要度分類の結果が設置許可基準規則に適合していることを確認した。
濱本 真平; 大橋 弘史; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 小野 正人; 清水 厚志; 石塚 悦男
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2021/10
HTGRは、炉心内に大量の黒鉛材料を有しているため、原子炉圧力バウンダリが損傷した際は、炉心内に空気が流入して黒鉛が酸化する事故を想定する必要がある。本事故時、酸化反応の熱によって燃料温度が上昇し、事故が進展しないことを確認することは重要である。そこで本研究では、黒鉛材料の不燃性を評価する方法として、材料の発熱量と放熱量を比較する方法を提案した。発熱量の計算には高温ガス炉HTTRの構造材料をリファレンスにした。構造材料と接触する空気の量は、煙突効果から決定される値とした。放熱量は、煙突効果を生む空気の加熱分と、材料外表面の対流と輻射の合計値とした。発熱量と放熱量を比較した結果、放熱量は発熱量よりも大きいことがわかった。この結果から、黒鉛材料は空気浸入事故時に事故条件に依存せず、温度が低下に向かうため、燃焼しないことが分かった。HTGRのシビアアクシデントへの対処法を決定する際には、黒鉛材料の不燃性を明確に説明することが重要である。本提案のようにシンプルな理論に基づく評価法は、黒鉛材料全体に適用できるため、有用と考えられる。
栃尾 大輔; 長住 達; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 小野 正人; 小林 正一; 上坂 貴洋; 渡辺 周二; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2021-014, 80 Pages, 2021/09
JAEA-Technology-2021-014.pdf:5.87MB
2011年3月の東京電力福島第一原子力発電所事故を受けて制定された新規制基準対応としてHTTRの内部溢水に係る対策及び影響評価を実施した。影響評価にあたっては、高温ガス炉の特徴を考慮し、機器・配管の想定破損による溢水、火災の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水及び地震に伴う機器・配管の破損による溢水を想定し、それぞれに対して没水、被水、蒸気による溢水の影響評価を行った。また、放射性物質を含む液体の管理区域外への溢水についても影響評価を行った。この結果、HTTRで発生した溢水は、対策をとることによって原子炉施設の安全機能に影響を及ぼさないことを確認した。
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、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。
小野 正人; 塙 善雄; 園部 博; 西村 嵐; 菅谷 直人; 飯垣 和彦
JAEA-Technology 2020-010, 14 Pages, 2020/09
JAEA-Technology-2020-010.pdf:1.74MB
平成25年12月18日に施行された「試験研究の用に供する原子炉等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」の適合性確認のために、高温工学試験研究炉における航空機落下確率を評価した。評価は、「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」を参考にして、原子炉建家, 使用済燃料貯蔵建家及び冷却塔を標的として実施した。その結果、落下確率は5.98
10
(回/年)であり、基準である10
(回/炉・年)を下回り、防護設計が不要であることを確認した。さらに、落下確率の大きい事故については、事故件数の増加を仮定して評価を行い、評価基準に対する裕度を確認した。
小野 正人; 藤原 佑輔; 松本 哲郎*; 飯垣 和彦
日本原子力学会和文論文誌, 19(2), p.110 - 120, 2020/06
これまでの竜巻起因の飛来物に対する原子炉建家の健全性評価は、単純な形状の飛来物に対する経験式を用いて、飛来物の貫入、裏面剥離、貫通といった局所的な破壊モードを予測している。しかしながら、現実的には原子炉建家の周辺には排気筒等の複雑な形状の建物・構築物があり、それらが原子炉建家に衝突するおそれがあるものの、従来の評価式では複雑な形状の飛来物に対する評価は困難である。そこで本研究では、複雑な形状の飛来物の衝突を想定し、原子炉建家の健全性を評価する手法を検討した。
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
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。
石井 俊晃; 島崎 洋祐; 小野 正人; 藤原 佑輔; 石塚 悦男; 濱本 真平
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2018/10
In the primary cooling system of the High-Temperature Engineering Test Reactor, the highest dose rate was observed at the Helium Gas Circulator filter areas. To find the origin of the radioactive material, the radiation dose rates, and 
ray spectrums were measured. From these results, it is clear that the main radioactive nuclide at the filter is 
Co after 6 years reactor shutdown, and the in-core materials are a low possibility as the candidates of radioactive materials. It is also clear that the mixtures of materials, the contained low-level impurities and other new candidate materials must be considered.
小野 正人; 飯垣 和彦; 澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 近藤 俊成; 小嶋 慶大; 高田 昌二; 沢 和弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020906_1 - 020906_8, 2018/04
2011年3月11日、地震の規模を示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時、HTTRは定期点検及び機器の保守管理のため停止していた。HTTRで観測された最大加速度は設計基準地震を超えていたため、総合的な健全性評価を実施した。総合的な健全性評価の考えは2つに分けられる。1つは機器の目視点検であり、1つは観測波を用いた耐震解析である。運転に関わる全ての機器は目視点検を実施した。設備の健全性は点検結果や解析結果により確認した。機器の耐震解析や目視点検の結果、損傷や機能低下は無く、原子炉の運転に関わる問題は無かった。HTTRの健全性は2011年, 2013年, 2015年のコールド状態の運転によっても裏付けられた。さらに、2015年に中性子源を交換するために3つの制御棒案内ブロックと6つの可動反射体ブロックを原子炉から取り出したとき、制御棒案内ブロックの健全性を目視により確認した。
小野 正人; 藤原 佑輔; 飯垣 和彦; 松本 哲郎*; 瀧 宣博*
Proceedings of European Research Reactor Conference 2018 (RRFM 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/03
従来、飛来物の衝突に対する建物の健全性確認は、棒状等の単純な形状の飛来物と壁との衝突を評価する経験式で行われている。しかしながら、現実的には排気筒のような複雑な形状の構築物も建物に衝突する可能性があるものの、複雑な形状を有する構築物と建家が衝突した場合の検討は行われてなかった。このため、車や航空機等の衝突現象に対して使用されている3次元解析コードを用いて、排気筒と原子炉建家の実形状モデルを作成し、衝突解析を行った。解析に当たっては、米国のガイドラインで推奨され原子力規制庁の審査で用いられている経験式以上の保守性を有するように解析コードの物性値を設定した。解析の結果、排気筒と原子炉建家の衝突により、原子炉建家の天井は破損せず、原子炉建家内部には影響を与えないことを確認した。
藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 高田 昌二
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041013_1 - 041013_8, 2017/10
HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15度であり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。
小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04
日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。
小野 正人; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 高田 昌二; 沢 和弘
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.044502_1 - 044502_4, 2016/10
HTTRを用いた炉心冷却喪失試験は、物理現象の効果によってシビアアクシデントを起こさない固有の安全性を有する高温ガス炉を研究する安全評価コードの検証のため、制御棒を挿入せず、炉容器冷却設備を停止して炉心冷却を喪失させるものである。炉容器冷却設備は熱放射や熱伝達によって高温となった原子炉圧力容器を冷却することにより原子炉の残留熱や崩壊熱を除去するものである。試験では、原子炉の安全性は維持されるものの、炉容器冷却設備の熱反射板による水冷管の冷却効果が届かない箇所の局所的な温度が長期使用の観点から制限値を上回ると考えられる。試験は炉容器冷却設備を停止し核熱を用いずガス循環機による入熱のみで実施され、その結果、最高使用温度より十分低い温度ではあるが局所的に温度の高い箇所を特定し、冷却水の自然循環の冷却効果に十分な効果は無く、冷却管の温度を1C下げるのみであることを見出した。そして、HTTRの再稼働後にすぐに実施される炉心冷却喪失試験に向けた新しく適切で安全な手順を確立した。
小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 栃尾 大輔; 濱本 真平; 西原 哲夫; 高田 昌二; 沢 和弘; et al.
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 12 Pages, 2016/06
2011年3月11日、地震の強さを示すマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。地震発生時は、HTTR施設は定期検査中であったため原子炉を停止していた。地震の最大加速度は、HTTRの設計基準の最大値を超過していた。HTTR施設の耐震健全性を確認するために、目視点検を実施するとともに、HTTR施設の観測波を用いた耐震解析を実施した。HTTR施設の健全性評価の方針は、「設備点検」と「耐震解析」の2つに分けられる。基本的な設備点検は、原子炉の運転に関係する設備・機器に対して実施した。設備点検や耐震解析の結果と評価基準を比較し施設の健全性は確認される。設備点検及び耐震解析の結果として、原子炉の運転に影響を与える損傷や機能低下は無いため、運転への問題は無いことを確認した。HTTR施設の健全性は、2011年, 2013年, 2015年に実施された原子炉出力無しのコールド状態での3回の運転により確証を得た。
藤原 佑輔; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 小野 正人; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
HTTRにおいて、原子炉出力が9MWの状態かつ炉心流量の喪失を模擬した状態において炉心冷却喪失状態を模擬するためにVCS1系統を停止させた。試験の結果、炉内構造物の温度変化は緩慢であった。また、RPV温度は数度下降し、遮蔽体コンクリートの温度上昇は1度以下であった。VCS冷却管を詳細にモデル化した解析ではVCS冷却管の温度上昇はおよそ15Cであり、遮蔽体コンクリートの影響が小さいことを明らかにした。これらの結果から、VCS1系統停止状態であっても冷却能力は保たれることを明らかにした。
栃尾 大輔; 藤原 佑輔; 小野 正人; 篠原 正憲; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 9 Pages, 2016/06
過去の原子力機構のHTTRの運転経験から、高温ガス炉の二重管環状部におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにしておく必要がある。本論文では、T合流部を有する二重管環状部におけるヘリウムガスの熱流動解析を実施した。異なる流路高さ及び異なる流量の条件で解析を行った。その結果、熱的混合挙動は流量にあまり影響を受けないことが示された。更に、高さがない環状流路では、混合しづらいことも示された。この結果から、二重管環状部においてヘリウムガスを流体力学的に混合することは難しく、混合するためには混合を促進する装置が必要であることが示された。
本多 友貴; 栃尾 大輔; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 小野 正人; 藤原 佑輔; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 5 Pages, 2016/06
現在HTTRでは特性確証試験を実施しており、これらのうち、熱負荷変動試験をHTTR再稼働後に予定している。予備解析から、熱負荷変動により原子炉入口温度が変動した場合でも原子炉出口温度が安定することを確認している。これは、高温ガス炉が熱負荷吸収特性を持つことを意味している。本論文はこの高温ガス炉の熱負荷吸収のメカニズムに注目し、高温ガス炉の熱負荷吸収特性は大きな負の減速材反応度に起因することを解析により示した。さらに、原子炉中間地点において、黒鉛減速材反応度の添加傾向が逆転していることを明らかにした。本傾向は原子炉入口と原子炉出口のHe温度の差が大きい高温ガス炉特有のものと考えられる。
小野 正人; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 清水 厚志; 猪井 宏幸; 濱本 真平; 高田 昌二; 沢 和弘
Proceedings of International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management and Meeting of the International Group on Reactor Research (RRFM/IGORR 2016) (Internet), p.363 - 371, 2016/03
HTTRは黒鉛減速ヘリウムガス冷却型原子炉で六角柱状黒鉛ブロックの燃料構成要素を有する。黒鉛ブロックは砕けやすい材質であるため、大きな地震によるブロック同士の衝突により損傷するおそれがある。HTTRサイトの地震挙動を確認するために地震観測装置が設置された。2011年3月11日にマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震が発生した。福島第一原子力発電所の事故後、原子炉の安全性は最も重要な懸案事項となった。HTTR炉内構造物の耐震健全性を確認するために、HTTRサイトでの観測波と周波数伝達関数の関係に基づく評価地震動を用いて耐震解析は実施されたとともに、原子炉出力無しのコールド状態での主冷却設備の確認試験及び原子炉建家や炉心支持構造物の健全性確認を実施した。結果として、黒鉛ブロックの応力値は許容値を満足し、HTTR炉内構造物の健全性は確認された。HTTR炉内構造物の健全性は、原子炉出力無しのコールド状態での運転により確証された。運転で得られたデータは、地震前の健全な原子炉のプラントデータと比較され、結果として、HTTR施設の健全性は確認された。
