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報告書

2020年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,3

石塚 悦男; 満井 渡*; 山本 雄大*; 中川 恭一*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 長住 達; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; et al.

JAEA-Technology 2021-016, 16 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-016.pdf:1.8MB

2020年度の夏期休暇実習において、昨年度に引き続きHTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討として、MVP-BURNを用いて炉心の小型化について検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度20%、54燃料ブロック(18$$times$$3層)炉心、半径1.6mのBeO反射体を使用すれば5MWで30年の連続運転が可能になることが明らかとなった。この小型炉心の燃料ブロック数は、HTTR炉心の36%に相当する。今後は、更なる小型化を目指して、燃料ブロックの材料を変更したケースについて検討する予定である。

報告書

MVP-BURNを用いた軸方向詳細モデルによるHTTRの燃焼特性解析

池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*

JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09

JAEA-Technology-2021-015.pdf:2.74MB

MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所な$$^{235}$$U, $$^{239}$$Pu及び$$^{10}$$Bの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%$$Delta$$k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。

論文

Nuclear data processing code FRENDY; A Verification with HTTR criticality benchmark experiments

藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男

Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k$$_{rm eff}$$ and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.

報告書

HTTR燃料セルモデルにおける可燃性毒物周辺のメッシュ効果

藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-008.pdf:2.62MB

SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。

論文

Preparation for restarting the high temperature engineering test reactor; Development of utility tool for auto seeking critical control rod position

Ho, H. Q.; 藤本 望*; 濱本 真平; 長住 達; 後藤 実; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 377, p.111161_1 - 111161_9, 2021/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.22(Nuclear Science & Technology)

At high power operation of the HTTR, the control rod should be kept at the top of the active core for maintaining the optimized power distribution. It is important to calculate the control rod position each time the operating conditions change in order to ensure the safe operation of the reactor. Since the Monte Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation, the critical control rod position was determined by adjusting the control rods manually. Therefore, this study develops a new utility tool that seeks the control rod position automatically without any further handling procedures and waiting time. As a result, the determination of critical control rod position becomes simpler and the total time was also reduced significantly from about 5 days to less than 2 days. The calculated critical control rod position using the new tool also gives a good agreement with the experiment data.

論文

Effect of grain boundary on the friction coefficient of pure Fe under the oil lubrication

足立 望*; 松尾 泰貴*; 戸高 義一*; 藤本 幹也*; 日野 正裕*; 光原 昌寿*; 大場 洋次郎; 椎原 良典*; 梅野 宜崇*; 西田 稔*

Tribology International, 155, p.106781_1 - 106781_9, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Recent theoretical researches revealed that grain boundary affects tribological properties through the change in adsorption properties of additives in lubricants. Therefore, the effects of the grain boundary on the tribological properties were investigated by friction test of pure iron films under oil lubrication. We found that a friction coefficient decreases with increasing the fraction of the grain boundary in the lubricants forming chemisorbed film on sample surface. This suggests that the grain boundary enhances the formation of the chemisorbed films and reduces the friction coefficients by protecting the sample surface.

報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

報告書

HTTR炉心解析における制御棒モデルの検討

長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05

JAEA-Technology-2020-003.pdf:1.5MB

MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%$$Delta$$k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%$$Delta$$k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。

論文

Promising neutron irradiation applications at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 6(2), p.021902_1 - 021902_6, 2020/04

High temperature engineering test reactor (HTTR), a prismatic type of the HTGR, has been constructed to establish and upgrade the basic technologies for the HTGRs. Many irradiation regions are reserved in the HTTR to be served as a potential tool for an irradiation test reactor in order to promote innovative basic researches such as materials, fusion reactor technology, and radiation chemistry and so on. This study shows the overview of some possible irradiation applications at the HTTRs including neutron transmutation doping silicon (NTD-Si) and iodine-125 ($$^{125}$$I) productions. The HTTR has possibility to produce about 40 tons of doped Si-particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8$$times$$10$$^{5}$$ GBq/year of $$^{125}$$I isotope, comparing to 3.0$$times$$10$$^{3}$$ GBq of total $$^{125}$$I supplied in Japan in 2016.

論文

Conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石田 大樹*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 高木 直行*; 石塚 悦男

Nuclear Engineering and Design, 352, p.110174_1 - 110174_7, 2019/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

This study proposed a conceptual design of direct $$^{rm 99m}$$Tc production facility from a natural MoO$$_{3}$$ target at the high temperature engineering test reactor (HTTR). $$^{rm 99m}$$Tc is produced by a beta decay of $$^{99}$$Mo, which is formed via the $$^{98}$$Mo(n,$$gamma$$)$$^{99}$$Mo reaction. $$^{rm 99m}$$Tc is then extracted from the MoO$$_{3}$$ target by sublimation method to take advantage of the high temperature of the HTTR core. The foremost advantage of this concept is that the MoO$$_{3}$$ target is heated up inside the reactor without pulling out for external electric heating, and as a result, $$^{rm 99m}$$Tc could be extracted directly during irradiation. With 1 kg of MoO$$_{3}$$ target, the HTTR could produce about 6.8$$times$$10$$^{8}$$ MBq of $$^{rm 99m}$$Tc activity in comparison with 3.0$$times$$10$$^{8}$$ MBq of total $$^{rm 99m}$$Tc supplied in Japan in 2017.

報告書

HTTRの起動用中性子源の交換時期の推定

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$$^{252}$$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。

報告書

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

論文

Feasibility study of large-scale production of iodine-125 at the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男

Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:56.63(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the $$^{125}$$I production could be maximized and the $$^{126}$$I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of $$^{125}$$I production.

論文

Feasibility study of new applications at the high-temperature gas-cooled reactor

Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

Besides the electricity generation and hydrogen production, HTGRs have many advantages for thermal neutron irradiation applications such as stable operation in longterm, large space available for irradiation target, and high thermal neutron economy. This study summarized the feasibility of new irradiation applications at the HTGRs including neutron transmutation doping silicon and I-125 productions. The HTTR located in Japan was used as a reference HTGR in this study. Calculation results show that HTTR could irradiate about 40 tons of doped Si particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8x105 GBq in a year of I-125, comparing to 3.0x103 GBq of total I-125 supplied in Japan in 2016.

論文

Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6

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).

論文

Burn-up dependency of control rod position at zero-power criticality in the high-temperature engineering test reactor

本多 友貴; 藤本 望*; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(1), p.011013_1 - 011013_4, 2017/01

HTTRの燃焼挙動は今後の高温ガス炉開発において重要なデータである。現在までにHTTRを用いた様々な試験が行われており、解析精度の検証が行われてきたが燃焼を伴う解析精度の検証が不十分であった。また、現在のHTTRは燃焼中期にあり、十分なデータが取得されている。そこで本研究では、燃焼を伴う臨界制御棒位置のデータを用いて核解析コードの解析精度の検討を行った。しかしながら、定格試験データは炉内に温度分布があるため、誤差要因が多く検証が困難であった。対してHTTRでは試験ごとに400Kの低温臨界制御棒位置のデータを保有しており、また400K条件での試験データは温度分布が無く解析値と比較する上で良質なデータであるため、まずこれらのデータを用いて燃焼による拡散計算コードCITATIONによる解析精度の検討を行い十分な精度があることを確かめた。これにより、Sm, Puなどの蓄積評価が十分であることを確認した。これらのコードの検証により将来高温ガス炉のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Study on sensitivity of control rod cell model in reflector region of high-temperature engineering test reactor

本多 友貴; 藤本 望*; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(1), p.011005_1 - 011005_6, 2017/01

HTTRでは制御棒二段階挿入方法を採用しており、1段目で反射体領域に制御棒を挿入し未臨界にする仕組みとなっている。また将来高温ガス炉においても反射体領域にのみ制御棒を挿入する設計が存在するため、1段目の反射体領域に挿入される制御棒の反応度の解析精度が重要となる。しかしながら、現在まで制御棒価値の高い燃料領域に挿入される制御棒に合わせてセルモデルを作成していたため、1段目の制御棒価値の解析精度が不十分であることが分かった。そこで1段目の制御棒を取り巻く状況に合わせて反射体領域断面積を作成することによる感度解析を行い、将来高温ガス炉の研究開発のための技術基盤の確立を目指す。

論文

Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, 1; Thermal mixing behavior of helium gas in HTTR

栃尾 大輔; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.27(Nuclear Science & Technology)

JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。

報告書

Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor

Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二

JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-032.pdf:2.07MB

これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、$$^{90}$$Y, $$^{134}$$Cs, $$^{144}$$Pr, $$^{106}$$Rh, $$^{241}$$Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期に$$^{241}$$Puが大きく影響することも明らかになった。

論文

平成28年度技術士試験「原子力・放射線部門」対策講座; 平成27年度技術士二次試験「原子力・放射線部門」; そのポイントを探る$$sim$$全体解説、必須科目及び選択科目の設問と解説

高橋 直樹; 芳中 一行; 原田 晃男; 山中 淳至; 上野 隆; 栗原 良一; 鈴木 惣十; 高松 操; 前田 茂貴; 井関 淳; et al.

日本原子力学会ホームページ(インターネット), 64 Pages, 2016/00

本資料は、平成28年度技術士試験(原子力・放射線部門)の受験を志す者への学習支援を目的とし、平成27年度技術士試験(原子力・放射線部門)の出題傾向分析や学習方法等についての全体解説、必須科目の解答と解説及び選択科目の模範解答や解答作成にあたってのポイント解説を行うものである。なお、本資料は技術士制度の普及と技術士育成を目的とした日本原子力学会から日本技術士会(原子力・放射線部会)への依頼に基づき、原子力機構所属の技術士及び社内外の各分野における専門家により作成を行ったものである。

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