Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.
青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
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.
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.
渡辺 勢也*; 河原 淳*; 青木 尊之*; 杉原 健太; 高瀬 慎介*; 森口 周二*; 橋本 博公*
Engineering Applications of Computational Fluid Mechanics, 17(1), p.2211143_1 - 2211143_23, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：61.52(Engineering, Multidisciplinary)津波氾濫や大雨の斜面災害では、多くの浮遊物や流木、丸太などが流れに含まれる。剛体衝突による構造物の被害は、水圧による被害よりも深刻である。浮遊物体を含む自由表面流れを研究するためには、大規模計算が可能で高性能な自由表面流のシミュレーションコードの開発が必要となる。本研究ではキュムラント格子ボルツマン法と粒子ベースの剛体シミュレーションを組み合わせた単相自由表面モデルを提案する。剛体間の接触相互作用は個別要素法で計算される。解析精度の向上と計算の高速化のために8分木ベースの局所細分化格子法を導入し、自由表面や固体表面近傍には高解像度の格子を割り当てた。提案モデルの精度検証のために、八戸工業大学と神戸大学の15m水槽と70m水槽で2種類の津波実験を行った。シミュレーションの結果、漂流速度、捕捉木片数、積層角について実験と良い一致を示した。
青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭
JAEA-Review 2022-016, 193 Pages, 2022/08
JAEA-Review-2022-016.pdf:42.06MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950
Cを記録した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。しかしながら、これまでに原子炉に水素製造施設を接続した例は世界にまだなく、我が国唯一の高温ガス炉であるHTTRを含め、既存の原子力施設を対象とした安全設計ではこのようなシステムを想定していない。そこで、高温ガス炉研究開発センターの下に設置した「HTTR-熱利用試験専門委員会」では、原子力規制委員会による新規制基準への適合性審査に合格したHTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計案の検討を行った。本稿は、HTTR-熱利用試験専門委員会の技術報告資料や委員コメントとその回答、議事録を取りまとめた。
青木 健; 佐藤 博之
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08
高温ガス炉は、大量かつ安価なカーボンフリー水素を製造することができる。水素製造施設における異常に対して、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を維持するため、過渡熱流動解析コードによる性能実証を通じて、制御方法や制御システムを確立しなければならない。本研究では、高温ガス炉水素製造システムにおける原子炉入口温度の外乱に対する原子炉応答を明らかにした。解析結果は、原子炉入口冷却材温度における30Cの大きな外乱に対して、原子炉出口温度制御系によって、原子炉出口冷却材温度の変動が4C以下に抑えられ、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を継続可能であることを明らかにした。したがって、制御システムの有効性を確認することができた。
青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭
JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07
JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。
Barucci, M. A.*; Reess, J.-M.*; Bernardi, P.*; Doressoundiram, A.*; Fornasier, S.*; Le Du, M.*; 岩田 隆浩*; 中川 広務*; 中村 智樹*; Andr
, Y.*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.211_1 - 211_28, 2021/12
被引用回数：13 パーセンタイル：80.63(Geosciences, Multidisciplinary)MMX赤外線分光計(MIRS)は、宇宙航空研究開発機構(JAXA)のMMXミッションに搭載されているイメージング分光計である。MIRSは他の4つのフランス研究所との協力、フランス国立宇宙研究センター(CNES)の協力と財政支援、およびJAXAと三菱電機(MELCO)との緊密な協力によりパリ天文台で開発されている。この装置はMMXの科学的目的を完全に達成するべく設計されている。MIRSはフォボスとダイモスの表面組成の分析およびサンプリングサイトの選択時に使用される組成診断スペクトル機能を含む近赤外線スペクトルマップ機能をリモートで提供する。MIRSはまた、火星の大気、特に雲,塵,水蒸気などの空間的時間的変化についても観測を行う予定である。
SrのICP-MS測定法の高感度化小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 藤原 健壮; 寺島 元基
KEK Proceedings 2021-2, p.140 - 145, 2021/12
従来の放射能測定法は、緊急時の迅速な測定が困難な点や、大量の試料を短期間に測定できない点がSr分析の課題である。放射能測定以外の手法として、ICP-MSによるSrの定量が試みられている。土壌や水以外のSrの重要な分析対象として骨等のCaを多く含む高マトリックス試料も挙げられる。本研究では、ICP-MSによる歯や骨といった硬組織のSr分析方法を開発し、開発した手法をウシ骨に対して適用した。検出下限値19Bq/kgでウシ骨中Srを定量することが可能であり、実際の硬組織中のSrも定量することができた。
Sr in cattle bone and tooth samples by inductively coupled plasma mass spectrometry小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 寺島 元基; 藤原 健壮; 木野 康志*; 岡 壽崇; 高橋 温*; 鈴木 敏彦*; et al.
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 36(8), p.1678 - 1682, 2021/08
被引用回数：5 パーセンタイル：55.72(Chemistry, Analytical)ウシの硬組織用のSr分析法をICP-MS用いて開発した。0.1gの硬組織に対して、従来の放射能測定法より低い検出下限値で、11時間での分析を可能とした。そのため、ICP-MS法は微小な骨や歯試料を対象とした迅速かつ有効な分析手法となり得る。
青木 譲; 松枝 誠; 小荒井 一真; 寺島 元基; 藤原 健壮; 阿部 寛信
JAEA-Research 2021-002, 20 Pages, 2021/05
JAEA-Research-2021-002.pdf:2.75MB
環境試料中に極低濃度で存在する
IをICP-MS法で高感度かつ迅速に分析するために、共存する干渉元素(Na, Mg, K, Ca, Mo, Cd, In)からIを分離する前処理として固相抽出法が広く利用されている。固相抽出樹脂として、既存のアミノ基を導入した陰イオン交換樹脂とともに、近年ではAg
担持樹脂の利用が進められており、それぞれの樹脂の特性を踏まえて前処理法の最適化が必要となっている。本研究では、陰イオン交換樹脂であるDOWEX1-X8およびAG1-X8, Ag担持樹脂であるCLResinについて、干渉元素からのIの分離特性を比較し、環境試料中のIのICP-MS分析への適用性を調査した。吸着・溶出試験の結果、全ての固相抽出樹脂はIを定量的に吸着回収した。また、CLResinは干渉元素の除去性能が最も高く、Moを3.1%残存するものの、その他の干渉元素をICP-MSの検出下限値以下にまで除去した。しかし、Iと干渉元素との濃度比の考察から、CLResin処理後に残存するMo濃度はIのICP-MS測定になお干渉するレベルであったことから、CLResinからの溶出液を陽イオン交換樹脂(DOWEX50WX8)で処理したところ、溶出液中Moの98%以上が除去され、Moによる測定干渉を除去することができた。したがって、本研究の結果、干渉元素の除去にはCLResinが最適であり、また、CLResinとDOWEX50WX8を組み合わせた前処理法は、極低濃度(バックグラウンドレベル)のIのICP-MS分析を可能とする有力な手法となる可能性があることを提示している。
Atkinson, S.*; 青木 健; Litskevich, D.*; Merk, B.*; Yan, X.
Progress in Nuclear Energy, 134, p.103689_1 - 103689_10, 2021/04
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)本稿では設計が進められている熱出力10MWのU-Battery炉概念を対象に、制御棒引抜事故及び冷却材喪失減圧事故に対する安全性を評価する。両過渡事象に対する評価手法として、1次元伝熱モデルと制御棒引抜事故における原子炉動特性を評価するための1点炉近似を組み合わせた評価手法を用いる。評価の結果、制御棒引抜事故において、燃料温度が110K上昇し、負の燃料温度係数により余剰反応度が相殺されることを明らかにした。冷却材喪失減圧事故においては燃料最高温度が事故後60時間で1455Kに達することを明らかにした。結論として、両過渡事象において、燃料温度は定格運転時の最高温度より低く維持されることを確認した。
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、950C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。
SrのICP-MS測定に向けたSrレジンの適用性小荒井 一真; 松枝 誠; 青木 譲; 柳澤 華代*; 藤原 健壮; 寺島 元基; 北村 哲浩; 阿部 寛信
KEK Proceedings 2020-4, p.180 - 185, 2020/11
従来の放射能測定法は、緊急時の迅速な測定が困難な点や、大量の試料を短期間に測定できない点がSr分析の課題である。放射能測定以外の手法として、ICP-MSによるSrの定量が試みられている。土壌や水以外のSrの重要な分析対象として骨等のCaを多く含む高マトリックス試料も挙げられる。本研究では、ICP-MSによる歯や骨といった硬組織のSr分析への適用性を検討した。魚の骨試料を対象にカラムを用いて化学分離を行ったところ、カラムへの試料導入と2.6M硝酸での洗浄の段階で、安定Srは効率よく回収し、Ca, Feはほぼ全て除去できた。Mg, Baは完全に除去できなかったが、安定Srの濃度に比べ2桁以上低濃度であり、マトリックス効果は確認されなかった。もともと低濃度のZr, Ge, Seの除去の程度の見積もりが困難であったが、質量数90でのアバンダンス感度は確認されず、ICP-MSでのSr測定時の干渉がないことがわかった。本手法は安定Srを効率よく回収しながらICP-MS測定の干渉元素を除去できるため、今後、硬組織中のSrをICP-MSで分析する際の化学分離法への適用が期待される。
佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。
青木 健; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
ブロック型高温ガス炉の熱流動設計の一部であり、黒鉛ブロック間の漏れ流れを考慮する炉内流量配分評価は、保守的な条件における定常状態に対して実施されていた。一方で、現実的な条件における過渡評価によりブロック型高温ガス炉の設計改善が期待される。本研究では高温工学試験研究炉(HTTR)の知見を活用し、運転時の異常な過渡変化や事故時のブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価のための手法開発とその適用性を確認することが目的である。炉内の漏れ流れと空気侵入事故時の初期空気侵入挙動で支配的な分子拡散を考慮可能な計算モデルと解析コードを開発し検証したことで、改良した熱流動システム解析コードがブロック型高温ガス炉の過渡流量配分評価に適用できる見通しを得た。
青木 健; 井坂 和義; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
高温ガス炉の設計において実施される流量配分評価では熱や照射による黒鉛構造物の変形と漏れ流れを形成する黒鉛構造物間の隙間の相互作用を考慮する必要がある。本研究では、高温工学試験研究炉の知見を活かし、他の高温ガス炉設計用解析コードとの親和性が高く、手動操作なしで収束計算の中で黒鉛構造物の変形を考慮するユーザーフレンドリーな流路網計算コードを開発するとともに、その解析結果が実験結果とよく一致することを確認した。その結果、ブロック型高温ガス炉における漏れ流れ流路を含めた流路網モデルにおける流量及び圧力分布の解析に対するFNCCが検証された。
青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06
被引用回数：2 パーセンタイル：24.28(Nuclear Science & Technology)PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、
U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。
佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 360, p.110493_1 - 110493_8, 2020/04
被引用回数：10 パーセンタイル：79.13(Nuclear Science & Technology)原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本論文では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示した。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を示した。加えて、実用高温ガス炉における炉心冷却機能を担う安全設備である自然空冷方式による炉容器冷却設備が安全要件国際標準案に適合することを確認した。
