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田久 創大*; 松本 謙一郎*; 平出 哲也; 錦戸 文彦*; 赤松 剛*; 田島 英朗*; 高橋 美和子*; 山谷 泰賀*
Japanese Journal of Applied Physics, 63(8), p.086003_1 - 086003_8, 2024/08
被引用回数：8 パーセンタイル：60.06(Physics, Applied)陽電子と電子は、生体内で結合状態をとることがあり、ポジトロニウム(Ps)と呼ぶ。三重項Ps(ortho-Ps)が消滅するのにかかる時間はortho-Psピックオフ消滅寿命と言い、周囲の電子密度に応じて変化する。この寿命値はPETスキャン情報に新しい生物学的情報を追加できる可能性がある。ortho-Ps寿命による生体内の(フリー)ラジカルの定量化の実現可能性を議論するために、我々は臨床PETシステムを使用してラジカルを含む水溶液中のPs寿命を測定した。結果は、陽電子消滅イベントの計数統計が10
イベント以上であれば、数mMオーダーの水溶液中のラジカル濃度の差はoetho-Ps寿命によって定量化できることを示唆した。しかし、この濃度は、生体の生理機能で生成されるラジカル濃度よりも高かった。
沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750
C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
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。
庄司 大悟*; 田中 宏幸*; 高松 邦吉
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 654(1), p.608 - 612, 2011/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)宇宙線ミュー粒子による多数のクーロン散乱をもとにしたミュー粒子による物質識別法を開発した。本論文では、3つのプラスチックシンチレータ検出器で組み立てられた、費用効果の高い簡易な検出装置の実験結果を示す。天頂角を0.8方向に制限することにより、大きく屈折しなかったミュー粒子を数えることで、本装置は鉄,鉛,黒鉛を識別できた。この基本原理は、原子炉のような質量保存系を満たす大きな構造物の検査に応用できると考えられ、鉛より軽い物質でも簡易に検出識別が可能であることを示した。
高松 邦吉; 植田 祥平; 角田 淳弥; 後藤 実; 濱本 真平; 栃尾 大輔; 中川 繁昭
JAEA-Research 2010-038, 59 Pages, 2010/11
JAEA-Research-2010-038.pdf:4.6MB
高温ガス炉とこれによる水素製造技術の研究開発は、総合科学技術会議が「地球温暖化対策技術」として選定した「水素エネルギーシステム技術」を確立するとともに、原子力委員会が同じ目的で定めた「地球温暖化対策に貢献する原子力の革新的技術開発ロードマップ」のうち、原子力の核熱利用の実現を目指す「原子力による革新的水素製造技術」を確立するもので、2020年頃に原子力水素製造実用システムの原型を提示することを目指している。そこで、第1期中期計画では、HTTRを用いて高温ガス炉の技術基盤の確立を目指した研究開発を推進している。平成19年度には、定格運転にて30日間の連続運転を実施した。今回は、高温試験運転にて50日間の連続運転を行い、炉心の燃焼特性,ヘリウムの純度管理,高温機器の性能,炉内構造物等の健全性等に関するデータを取得・評価するとともに、熱化学水素製造等の熱源として利用可能であることを実証した。また、得られたデータを評価し、我が国の開発した高温ガス炉用燃料が世界最高の品質であることを、高温のガスを製造・輸送する技術の核となる炉内構造物や中間熱交換器の性能が優れ、高温の核熱を利用系に長期間安定して供給できること、及び実用炉における1年程度の長期運転を安定して行えることを実証した。
中西 繁之*; 細谷 拓三郎; 久保 重信*; 小竹 庄司; 高松 操; 青山 卓史; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*
Nuclear Technology, 170(1), p.181 - 188, 2010/04
被引用回数：16 パーセンタイル：68.55(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速増殖炉のための自己作動型炉停止系(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の上昇を感知して制御棒を切り離し、重力落下により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、「常陽」を用いた炉内雰囲気での制御棒の切離し・再結合動作を行う保持安定性実証試験を実施した。また、SASS構成材料への照射影響を確認するため、要素照射試験を実施中である。さらに、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。その結果、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。
橘 幸男; 西原 哲夫; 坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 角田 淳弥; 柴田 大受; et al.
JAEA-Technology 2009-063, 155 Pages, 2010/02
JAEA-Technology-2009-063.pdf:17.27MB
高温ガス炉実用化のために必要となるHTTRを用いた試験計画を立案した。HTTRを用いる試験項目は、燃料性能,核分裂生成物挙動,炉物理,伝熱流動,原子炉運転及びメンテナンスなどであり、これらについて検討し、試験項目を細分化した。HTTRを用いた試験により得られた結果は、原子力機構が設計して世界の代表的な商用超高温ガス炉と認められているGTHTR300Cの実用化に用いることができる。
後藤 実; 高松 邦吉; 中川 繁昭; 植田 祥平; 濱本 真平; 大橋 弘史; 古澤 孝之; 齋藤 賢司; 島崎 洋祐; 西原 哲夫
JAEA-Technology 2009-053, 48 Pages, 2009/10
JAEA-Technology-2009-053.pdf:3.41MB
実用高温ガス炉開発に必要な各種の特性・実証データを取得するため、高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)を用いた試験について予備検討を行った。本検討では、核熱供給特性試験,燃焼炉心試験,制御棒引抜試験(反応度投入試験),安全性実証試験,燃料特性試験,環状炉心試験,燃料限界照射試験,トリチウム測定試験,高温機器の健全性確認試験を提案し、実用高温ガス炉に必要とされる諸要件とそれを確認・確証する方策についてとりまとめた。このうち、燃焼炉心試験、及び安全性実証試験については、実測データと比較するために事前解析を行って予測データを取得した。また、実用高温ガス炉の炉心として採用される環状炉心の試験については、HTTRの2次燃料を用いた4種類の環状炉心について炉心計算を行って核的な成立性を示した。
田川 雅人*; 横田 久美子*; 前田 健一*; 吉越 章隆; 寺岡 有殿; 赤松 謙祐*; 縄舟 秀美*
Polyimides and Other High-Temperature Polymers; Synthesis, Characterization and Applications, Vol.5, p.249 - 259, 2009/08
PMDA-ODAポリイミドの表面弗化を超熱弗素原子ビームを用いて行った。X線光電子分光と接触角計測によって得た分析結果をもとにしてその表面の基礎的な性質を報告する。CF, CF
, CF
がポリイミド表面にF原子ビームの強度に依存して形成されることがわかった。さらに、水の接触角を60度から120度まで弗素原子ビームの強度を変えることで制御できることを見いだした。原子間力顕微鏡で表面粗さを評価すると、F原子ビームに依存してわずかに増加するが、これは恐らくCF
のような揮発性の生成物が生成するためと考えられる。このことはF原子ビーム照射中に水晶振動子を用いた質量変化の実測によって確かめられている。
中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05
As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.
線照射須郷 由美; 赤松 憲; 長谷 純宏; 田口 光正; 佐々木 祐二; 広田 耕一; 木村 貴海
JAEA-Conf 2008-012, p.127 - 129, 2009/03
TIARAタンデム加速器のTC1ポートは、大気圧のもと水平方向に低エネルギーのヘリウムイオンビームを照射させることができる唯一の照射装置を備えている。タンデム加速器を利用したマイナーアクチノイド分離用抽出剤への線照射実験の手法を確立させるため、TC1ポートの照射チャンバーの一部を改良するとともに、照射容器の製作など照射実験の条件を整備した。イオンの照射エネルギーは照射窓面から照射試料までの空気層の距離で調整し、フルエンスはファラデーカップで測定したビーム電流値と試料の照射時間から求まる計算値を固体飛跡検出器CR-39を用いて実測した値で補正した。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明*; 中尾 安幸*
Proceedings of 4th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
高温ガス炉において最も厳しい事故として選定される減圧事故のような事故条件における固有の安全特性を実証するため、HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験を計画している。本試験においては、すべてのガス循環機を停止するとともに、すべての制御棒の位置を試験開始時の位置に保持する。流量の喪失直後に炉心温度が上昇するので、原子炉出力は負の反応度フィードバック効果により、流量が減少するにつれて減少し、原子炉は未臨界となる流量が喪失し未臨界となった以降の原子炉挙動は、炉心温度変化及びXe濃度の変化による反応度の収支により支配される。HTTRを用いた1次冷却材流量喪失試験は減圧事故を模擬するものであり、試験により得られたデータは、将来の高温ガス炉の安全解析に適用される計算コードの検証や高精度化に役立つものである。
中西 繁之; 久保 重信*; 高松 操; 碇本 岩男*; 加藤 潤悟*; 島川 佳郎*; 原田 清*
Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.519 - 525, 2008/06
自己作動型炉停止機構(SASS)は、異常な過渡変化時のスクラム失敗事象(ATWS)時に冷却材温度の温度上昇により制御棒を切離し、重力により炉内に挿入する受動的安全機能である。SASSの基本特性を調査するため、既にさまざまな炉外試験を実施し、そして「常陽」での制御棒の切離し・再結合動作を実施する実炉環境下での保持安定性実証試験を実施した。また、SASSに用いる材料の照射による影響がないことを確認するため、要素照射試験を実施中である。さらには、JSFRのリファレンス炉心に対するSASSの有効性を確認するため、ATWS事象の安全解析を実施した。結果として、JSFRに信頼性のある受動的炉停止機構を採用できることを確認した。
中川 繁昭; 栃尾 大輔; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(1), p.83 - 91, 2008/00
第四世代原子炉の一つである超高温ガス炉は、水素製造と高効率発電を可能とする高温ガス炉である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で初めての高温ガス炉であり、原子炉の特性を確認する出力上昇試験において、2004年4月に原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。2002年からはHTTRを用いた安全性実証試験を開始し、高温ガス炉の固有の安全性を実験的に実証しているところである。これらの試験で得られた試験データは、経済性の優れた超高温ガス炉を設計するために必要不可欠のものである。HTTRの試験データにより検証された解析モデルは、高温ガス炉特性の正確な解析に適用でき、超高温ガス炉の研究開発に貢献することができる。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 栃尾 大輔; 稲葉 良知; 後藤 実
JAEA-Technology 2007-056, 51 Pages, 2007/09
JAEA-Technology-2007-056.pdf:5.49MB
高温工学試験研究炉(HTTR)において、高温ガス炉の優れた固有の安全性を実証するために安全性実証試験として計画されている循環機3台停止試験は、1次冷却材であるヘリウムガスを循環させている循環機を停止して原子炉の強制冷却を喪失させるものである。同様に炉容器冷却設備停止試験は、強制冷却の喪失に引き続き、原子炉圧力容器の外側から炉心の残留熱を除去する炉容器冷却設備を停止するものである。試験時及び試験時に想定される異常事象時の原子炉の挙動を解析し、試験がHTTRの通常運転の範囲内で安全に実施できること、及び、万一、異常事象が発生しても原子炉施設の安全が確保されることを確認した。
高松 邦吉; 武田 哲明; 中川 繁昭; 後藤 実
第12回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.213 - 214, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、高い固有の安全性と経済性を有するVHTRシステムの開発に資するために、高温工学試験研究炉(HTTR)における安全性実証試験の実測データを用いて、原子炉動特性解析コードを開発し、高温ガス炉の事故時における動特性挙動の評価手法を高度化する研究を行っている。本研究では、多領域反応度フィードバックを考慮した炉心モデルを用いて冷却材流量部分喪失試験、及び冷却材流量喪失試験の解析を実施した。冷却材流量部分喪失試験については実測値と一致していることを確認した。さらに本解析モデルを用いて冷却材流量喪失試験の解析を行った結果、循環機停止直後に原子炉出力は崩壊熱レベルまで低下し、再臨界が生じても原子炉出力は直に低下することを確認した。
後藤 実; 中川 繁昭; 高松 邦吉; 武田 哲明
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
VHTRの核設計に対する核計算コードの適応性を検証するために、HTTRの炉心特性の解析を行った。また、核データライブラリの違いがHTTRの炉心計算に及ぼす影響について検討した。MVPコードによる室温条件でのHTTRの過剰反応度の計算結果は試験結果に対して0.4%
k/k以内の差異で一致したのに対し、SRACによる計算結果は、試験結果を1.5%k/k過大評価した。MVPによるHTTRの炉心計算結果と試験結果との比較から、JENDL-3.3, ENDF/B-VI.8、及びJEFF-3.1を用いたHTTRの過剰反応度の計算結果と試験結果の差異は、それぞれ、0.4%k/k, 0.7%k/k、及び0.7%k/kとなった。
中川 繁昭; 高松 邦吉; 後藤 実; 武田 哲明; 伊与久 達夫
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
第四世代原子炉の一つである超高温ガス炉は、水素製造と高効率発電を可能とする高温ガス炉である。高温工学試験研究炉(HTTR)は、日本で初めての高温ガス炉であり、原子炉の特性を確認する出力上昇試験において、2004年4月に原子炉熱出力30MW,原子炉出口冷却材温度950Cを達成した。2002年からはHTTRを用いた安全性実証試験を開始し、高温ガス炉の固有の安全性を実験的に実証しているところである。これらの試験で得られた試験データは、経済性の優れた超高温ガス炉を設計するために必要不可欠のものである。HTTRの試験データにより検証された解析モデルは、高温ガス炉特性の正確な解析に適用でき、超高温ガス炉の研究開発に貢献することができる。
後藤 実; 高松 邦吉
JAEA-Research 2007-046, 28 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-046.pdf:15.1MB
動特性計算に用いる炉心の温度係数を、拡散計算コードによるHTTRの炉心計算結果を用い、精度よく計算する手法を検討した。具体的には、炉心の中性子スペクトルをより正確に群定数の作成に反映するために、従来の燃料棒格子モデルに代わり、燃料ブロック格子モデルを格子計算に用いた。燃料ブロック格子モデルを用いた格子計算により群定数を作成し、それを用いた拡散計算コードによるHTTRの炉心計算を行った。その結果から炉心の温度係数を算出し、それをHTTRの動特性計算に用いた。動特性計算の結果は、試験結果に対して良い一致を得ており、動特性計算に用いる炉心の温度係数を高い精度で算出できることを確認した。
