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毛利 智聡; 西原 哲夫; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 6(3), p.253 - 261, 2007/09
日本原子力研究開発機構では、電力水素併産型高温ガス炉(GTHTR300C)の研究開発を進めている。将来、高速増殖炉サイクル実現後に、GTHTR300Cが高速炉と共存していくためには、濃縮ウランの代わりにプルトニウムを使用する必要がある。混合酸化物(MOX)燃料を使用した炉心の成立性を確認するために、核熱設計を実施した。その結果、運転期間450日,平均取出し燃焼度123GWd/tonの性能を有する炉心を設計することができた。通常運転時の燃料最高温度は1400
C以下、最大出力密度は13W/cm
以下、炉停止余裕は1.0%
k/kk'以上、反応度係数は負となり、安全上の要求を満足した。
西原 哲夫; 毛利 智聡; 國富 一彦
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/04
JAEAでは水素電力コジェネレーション高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計研究を行っている。GTHTR300Cは熱出力600MWで、そのうち370MWの熱を水素製造で利用し52,000mの水素を生産する。日本の産業界の水素供給能力は2030年時点で150億mであり、燃料電池自動車の最大需要と同等である。したがって、2030年以降、水素が不足することとなり、この不足分がGTHTR300Cの潜在的な市場になる。GTHTR300Cの水素製造コストは20.5円/mと評価され、他の工業水素製造プロセスに対して価格競争力を持つ。需要不足分の1/2をGTHTR300Cで賄うとすれば、38基のGTHTR300Cが導入され、最終的な燃料電池自動車の水素需要の1/3を占めることとなる。
國富 一彦; Yan, X.; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 毛利 智聡
Nuclear Engineering and Technology, 39(1), p.9 - 20, 2007/02
ガスタービンによる発電とISプロセス熱化学法による水素製造を目的とした水素電力コジェネレーション超高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計研究を実施した。GTHTR300Cは、燃料電池自動車への水素供給システムとして魅力的であり、2020年以降の導入が期待されている。原子炉熱出力は600MW、原子炉出口冷却材温度は950Cであり、最大370MWの熱が水素製造に用いられ、残りは発電に使用される。本論文では、GTHTR300Cの設計上の特徴について示すとともに、ガスタービンや中間熱交換器に関する研究開発の現状について紹介する。
武井 正信*; 小杉山 真一*; 毛利 智聡; 片西 昌司; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(2), p.109 - 117, 2006/06
GTHTR300では、高温ガス炉固有の安全性を生かし、安全設備を極力簡素化するとともに、発電系設計,炉心設計に独創的なアイデアを取り入れて高性能化することで、経済性の向上を図った。その結果、発電コストは約3.8円/kWhとなり、ユーザー要件である4円/kWhの目標を満足するとともに、既存の軽水炉発電プラントに対する経済的優位性の見通しを得た。
野尻 直喜; 藤本 望; 毛利 智聡; 小幡 宏幸*
JAERI-Data/Code 2004-012, 65 Pages, 2004/10
JAERI-Data-Code-2004-012.pdf:7.77MB
「DELIGHT」は、炉心計算等に必要な群定数を作成する高温ガス冷却炉用格子燃焼特性解析コードである。円環状または球状の高温ガス炉燃料を対象に衝突確率法による格子計算を行う。高温ガス炉燃料特有の被覆燃料粒子による燃料格子の二重非均質性を考慮した燃焼計算が可能なことが特徴として挙げられる。今回、従来のDELIGHTコードをより燃焼度の高い炉心の解析に対応させることを目的に、核データライブラリのJENDL-3.3への更新,燃焼チェーンを詳細化する等の改良を行った。また、可燃性毒物(BP)格子計算モデルにおいて、BP棒周辺の物質領域を多領域化し、BP格子計算の計算精度の向上を図った。本報は、改良DELIGHTコード(DELIGHT-8)の改良点と使用方法について説明するものである。
羽様 平; 毛利 智聡; 大谷 暢夫; 相原 永史; 八木 昭; 吉田 守; 有賀 正訓*
JNC TN9400 2001-044, 136 Pages, 2001/05
JNC-TN9400-2001-044.pdf:3.97MB
核燃料取扱施設の晦界安全管理技術の高度化及び設計の合理化に資するため、重水臨界実験装置(DCA)を使用して未臨界度モニターのための未臨界度測定技術の開発を実施した。本開発では、臨界安全管理上の制限が最も厳しいとされる高速炉再処理施設への未臨界度測定技術の適用を想定し、予想される困難な状況下でも利用可能な測定技術として炉雑音測定に基づく2種類の手法(ミハルゾ法及びファインマン-
法)を選定し、測定性能の把握と性能の改良による適用性の向上に取り組んだ。DCAは新型転換炉の開発のために使用されてきた臨界実験装置であるが、高速炉再処理施設への模擬性が高い体系で未臨界度測定技術の開発を実施するため、炉心中央部に未臨界の試験体領域を設け、減速材に軽水を、燃料に高速炉燃料を使用できるように炉心を改造した。開発した2種類の未臨界度測定手法は、いずれも応答時間10分以内で実効増倍率O.4まで測定可能であり、体系の変動や高中性子バックグラウンドに対する適用性にも優れている。さらに複雑な幾何形状に対しても未臨界度を評価することが可能であり、高速炉再処理施設だけでなく燃料加工施設等へも適用可能な測定技術である。また、両測定手法は測定システムの大部分を共有するが、その特徴は大きく異なっており、多面的な評価による信頼性の高い測定システムを合理的に構築できる。本報告書は、DCAにおける未臨界度測定技術開発の経緯と成果についてまとめたものである。
毛利 智聡*; 竹村 守雄*
JNC TJ9450 2000-001, 96 Pages, 2000/03
JNC-TJ9450-2000-001.pdf:2.04MB
本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の最後の実験として、1992年6月末から約1ケ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された新遮蔽材透過実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された新遮蔽材透過実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。新遮蔽材透過実験は、高速炉の遮蔽合理化のための高性能遮蔽材料の開発に資する実験データを取得する目的で企画された。遮蔽材料として水素を含有し中性子遮蔽性能の優れた金属であるジルコニウムハイドライド(ZrH1.7)を対象とした。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ直後に、入射させる中性子スペクトルを模擬するスペクトル・モディファイア、およびジルコニウムハイドライド模擬多重層を設置した実験体系のもと、その後方で各種検出器を用いた中性子測定が行われた。ジルコニウムハイドライド模擬多重層は、既にTSFに存在していたジルコニウムスラブと、水素を含有するポリエチレンスラブを組み合わせて構成された。同様な実験測定がポリエチレンだけの厚いスラブについても実施された。広いエネルギー範囲にわたる中性子束の測定が全8体系で、また高速中性子のエネルギースペクトルの測定も大部分の体系で行われた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団(現核燃料サイクル開発機構)との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。
法による実効増倍率測定(4) - FBR燃料試験体体系 -毛利 智聡; 羽様 平
JNC TN9400 99-086, 77 Pages, 1999/12
臨界工学試験室では核燃料施設の臨界安全管理に有効な未臨界度モニターの開発を進めている。これまで、重水臨界実験装置(DCA)の未臨界度測定実験炉心を測定対象として、ファインマン-法を用いて、ATRのウラン燃料および低富化度MOX燃料を装荷した軽水減速体系での未臨界度測定実験を実施してきた。本報告では、高富化度のMOX燃料(「常陽」MK-I燃料)を装荷した軽水減速体系での未臨界度測定実験を実施した結果について述べる。今回の測定では、実効増倍率を0.64
0.82の範囲に設定して未臨界度を示す値を検出し測定精度と測定時間を評価した。測定の結果、値の検出が可能であること及び実効増倍率の0.08程度の差を検知できることが確認できた。連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNP4Aを用いて、ファインマン-法による測定の模擬計算を実施し測定結果と比較した。値の計算値と測定値の差は5%以下となり、MCNP4Aコードによってファインマン-法による測定を十分な精度で模擬できることが確認できた。また、中性子束が時間的に変動する体系にファインマン-法による測定を適用し、その追従性を評価した。測定の結果、中性子束の変動が緩やかな体系においては、値の評価が可能であることが確認できた。一方・中性子束の変動が急激な体系においては、階差フィルターによるデータ処理方法を適用することによって値を評価できることが確認できた。
毛利 智聡; 大谷 暢夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(7), p.555 - 559, 1999/00
被引用回数：12 パーセンタイル：66.1(Nuclear Science & Technology)階差フィルター処理を伴う中性子相関解析法が,遅発中性子の大きな寄与のためファインマン-解析が困難となる未臨界度が浅い体系の時系列データに適用された。従来の解析から推定された即発中性子減衰定数には,ゲート時間範囲の選択による強い依存性と大きな統計誤差が観察された。これに対して,階差フィルター処理による解析から得られた減衰定数にはこのような依存性は見られず,パルス実験による結果とも一致した。1次階差フィルターの適用により,遅発中性子の寄与を充分に除去できることが分かった。本研究は,日本原子力学会「炉雑用音計測の高度化と新しい応用」研究専門委員会において議論された。
法による実効増倍率測定(3)毛利 智聡; 大谷 暢夫
PNC TN9410 98-056, 72 Pages, 1998/06
臨界工学試験室では、核燃料施設の臨界安全管理に有効な未臨界度モニターの開発を進めている。これまで、重水臨界実験装置(DCA)を測定対象として、ファインマン-法による重水減速体系の未臨界度測定研究が実施され、核燃料施設で問題となる低い実効増倍率体系の未臨界度を検知できることが確認されている。ここでは、核燃料施設において一般的な軽水減速体系に対しても、未臨界度の検知が可能であることを確認するため、DCAの未臨界度測定試験炉心にウラン燃料およびMOX燃料を装荷した軽水減速体系を対象として未臨界度測定実験を実施した。測定の結果、中性子計数率の低い軽水減速体系においても、実効増倍率が0.6230.870の範囲で、未臨界度を示す値の検出が可能であることが確認された。また、実効増倍率の0.050.10程度の差異を検知できることも確認された。輸送計算コードTWODANTおよびモンテカルロ計算コードKENO V.aを用いて試験体系の値を計算し測定データと比較した。値から評価した実効増倍率の計算値と測定値の差は13%以下であり、未臨界度モニターとしては十分な精度で値が求まることが確認された。ファインマン-法が、低い実効増倍率の軽水減速体系でも未臨界度測定手法として有効であることが明らかとなった。
毛利 智聡; 大谷 暢夫
PNC TN9450 98-003, 118 Pages, 1998/04
重水減速クラスター燃料格子の基本核特性を把握する際に基礎的なデータとなる、中性子束分布、中性子エネルギースペクトル、冷却材ボイド反応度を、1次元輸送計算による単位セル計算により求め、データ集としてまとめた。燃料の種類、クラスター燃料のピッチ幅、軽水冷却材および重水減速材の有無をパラメータとして計算し、パラメータによる特性の違いを確認した。
法における階差フィルターの適用毛利 智聡; 大谷 暢夫
PNC TN9410 97-095, 44 Pages, 1997/11
核燃料施設の未臨界度モニターにおける測定手法のひとつとして、炉雑音解析法のひとつであるファインマン-法の開発を進めている。中性子計数の単位時間内の統計的変動を評価するファインマン-法は、統計変動を平滑化した平均中性子束が、時間的に変化する様な過渡状態の体系には適用が困難である。時間的に変化する体系にファインマン-法を適用する手法として、中性子計数データを階差フィルターで処理し、中性子束の平均的な変化の成分を除去する方法が提案されている。本研究では、階差フィルターによる処理が、ファインマン-法において遅発中性子の影響を除去するためにも同等の効果があることに着目し、遅発中性子の影響が顕著に現れ、即発中性子減衰定数の評価が困難となる臨界近傍の炉雑音データに階差フィルターを適用した。階差フィルターを通した実効増倍率0.999から0.994までの炉雑音データに対して、ファインマン-法による評価を行う事によって、即発中性子減衰定数が正しく求められる事を明らかにした。階差フィルターがファインマン-法による即発中性子減衰定数の評価に有効である事が確認された事によって、ファインマン-法を過渡状態の体系に適用できる見通しが得られた。
毛利 智聡
PNC TN9410 96-293, 101 Pages, 1996/11
臨界工学試験室では,核燃料施設の臨界安全管理の信頼性向上と臨界安全設計の合理化を目的として,DCA(重水臨界実験装置)を用いた未臨界度測定研究を実施している。未臨界度測定研究は,高速炉燃料の再処理施設の臨界管理を主な目的としており,高速炉燃料を含む体系を模擬するために,高速実験炉「常陽」のMK-I燃料を用いた試験体を製作し,DCAの炉心に装荷する。本報告では,多群モンテカルロ法臨界計算コードKENO.Vaを含むSCALE4.2コードシステムを使用して,MK-I燃料試験体を装荷したDCA2領域炉心の臨界重水水位,重水水位反応度係数,重水ダンプ反応度,安全棒反応度価値を解析した。炉心の核特性を把握するとともに,本解析の結果を反映して試験体の構成を最終的に決定し,その炉心が設置許可に記載されている核的制限値を満足することを確認した。
毛利 智聡*; 竹村 守雄*
PNC TJ9055 96-002, 142 Pages, 1996/03
最新の核データライブラリーJENDL-3.2に基づき作成された遮蔽解析用標準群定数ライブラリーJSSTDLを用いて、JASPER実験のうちの径方向遮蔽実験(体系II;B4C透過、体系V;Na+B4C透過)および新遮蔽材透過実験(体系III;ポリエチレン透過)を対象に、その実験解析を実施した。JENDL-2に基づき作成され従来のJASPER実験解析に適用されてきた群定数ライブラリーJSDJ2での、同じ解析手法・入力による実験解析結果と、このJSSTDLでの解析結果との比較検討を行った。全般的にJSSTDLは、JSDJ2に比較し高めの結果をもたらす傾向がみられた。増倍層を持つ体系での比較において、ポリエチレンのような減速物質が隣接して増倍層の熱中性子束のレベルが相対的に高いときには、熱群1群構造の解析では、適用するライブラリーにより差が生じる可能性が明らかとなった。またメッシュ分割は、径軸両方向にバランスのとれた設定を行う必要があることを、厚いNa体系で再確認した。一方、これまでのJASPER実験解析について、その実施状況を整理し、重要な実験解析項目を選定するとともに、その実験解析を再現するのに必要な解析入力データ項目を摘出した。選定した体系のうちの一部について、計算機上にデータの集約・整備を行った。
毛利 智聡*; 竹村 守雄*
PNC TJ9055 96-001, 96 Pages, 1996/03
本報告書は、1986年に開始されたJASPER(Japanese-American Shielding Program for Experimental Research)計画の中で企画された計8個の一連の実験の中の最後の実験として、1992年6月末から約1ケ月間かけて、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)にて実施された新遮蔽材透過実験の測定値、実験体系の寸法・組成データ、実験状況、測定システム等の情報を一冊にまとめたものである。作成にあたっては、ORNLから発行された新遮蔽材透過実験結果報告書の内容を基本とし、それに現地派遣員より報告された情報を補足した。新遮蔽材透過実験は、高速炉の遮蔽合理化のための高性能遮蔽材料の開発に資する実験データを取得する目的で企画された。遮蔽材料として水素を含有し中性子遮蔽性能の優れた金属であるジルコニウムハイドライド(ZrH1.7)を対象とした。ORNL遮蔽実験施設TSF(Tower Shielding Facility)の実験炉TSR-II(Tower Shielding Reactor-II)のコリメータ直後に、入射させる中性子スペクトルを模擬するスペクトル・モディファイア、およびジルコニウムハイドライド模擬多重層を設置した実験体系のもと、その後方で各種検出器を用いた中性子測定が行われた。ジルコニウムハイドライド模擬多重層は、既にTSFに存在していたジルコニウムスラブと、水素を含有するポリエチレンスラブを組み合わせて構成された。同様な実験測定がポリエチレンだけの厚いスラブについても実施された。広いエネルギー範囲にわたる中性子束の測定が全8体系で、また高速中性子のエネルギースペクトルの測定も大部分の体系で行われていた。なお、JASPER計画は日米両国の液体金属冷却炉(LMR)の現行設計内容の進展に資することを目的として、米国エネルギー省(USDOE)と動力炉・核燃料開発事業団との協力関係の一環として行われた日米共同遮蔽実験である。
新藤 隆一; 村田 勲; 沢 和弘; 塩沢 周策; 竹村 守雄*; 毛利 智聡*
Proc. of the 8th Int. Conf. on Radiation Shielding, p.351 - 358, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cである黒鉛減速・ヘリウムガス冷却の高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年の臨界に向けて現在建設中である。本報は、HTTRの炉体廻り遮へい設計の解析についてまとめたものである。本解析は、2次元S
輸送コードを適用し、HTTR固有の遮へい解析上の課題に着目して実施した。この解析から、燃取フロア上の線量当量には、炉心部の制御棒案内カラムの貫通部および一次上部遮へい体のスタンドパイプ貫通部のストリーミングの寄与が比較的大きいこと等が明らかとなった。本解析により、HTTRの遮へい解析結果は、設計基準を満足していることが確認された。
中野 正明*; 高田 英治*; 毛利 智聡; 國富 一彦
no journal, ,
高温ガス炉の実用化へ向けた課題の一つに、運転時のFP放出量の低減化が挙げられる。FP放出量を低減化する手段としては燃料温度を低く保つ必要がある。ここでは、ブロック型高温ガス炉で提案されている2つの燃料体形式であるピンインブロック型,マルチホール型燃料体について、FP放出量評価に必要な炉心特性評価を行った。その結果、マルチホール型燃料体を用いた炉心の方が燃料温度が低くなり、出口温度高温化に適していることを確認した。
日野 竜太郎; 寺田 敦彦; 上地 優; 西畑 保雄
毛利 智聡*; 平田 慎吾*; 五十嵐 実*; 佐藤 学*
【課題】放射性廃棄物貯槽等のようにその内部空間領域が狭く且つ気密性が求められる設備への設置に適した水素と酸素との触媒式の再結合装置の提供。 【解決手段】容器50に取り付けて容器内部で発生した水素を触媒を用いて酸素と結合するための再結合装置1であって、容器50から流入した水素および酸素を含むガスがその内部を流通する第一の筒状体2と、第一の筒状体2の出口に連結され、第一の筒状体2から流入したガスを容器50に戻す戻し部3とを備え、第一の筒状体2が、入口側に水素と酸素とを結合する触媒部9を有している。
