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Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 澤畑 洋明; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 417, p.112795_1 - 112795_6, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)External sources of neutron provide stable and sufficient neutron for initial startup of a nuclear reactor. They also provide signals for neutron detectors to monitor the safety of reactor during shutdown. In the high temperature engineering test reactor, 
Cf is used as the external neutron source. However, the Cf sources must be renewed every approximately 7 years because of its relatively short half-life of 2.6 years. The renewal of Cf sources requires a high cost and a very complicated procedure. This study investigated the feasibility of using BeO rods as the secondary neutron sources to avoid renewing the Cf neutron sources periodically. The BeO rods could exist in the reactor for a long time so that if the reactor operates long enough, the neutron flux at the wide-range monitoring detectors remains significant even if the reactor is shutdown for as long as 5 years. The results of this study indicated that using BeO rods as the secondary neutron sources would be an attractive option for the future HTGR design with a long-life fuel cycle.
深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受
IAEA-TECDOC-2040, p.133 - 136, 2023/12
日本では、エネルギー資源の確保を目的として、高速増殖炉によるマルチリサイクル核燃料サイクルの確立に向けたバックエンド技術の開発を進めてきた。高速増殖炉開発は基礎研究にとどまっているが、軽水炉燃料サイクルに関しては、ウラン燃料の再処理技術や処分技術をその過程で完成させた。これらの技術は事業者に引き継がれ、実用化されつつある。現在、日本では、高温工学試験研究炉(HTTR)、商用高温ガス炉概念であるガスタービン高温炉設計GTHTR300、及び関連する再処理技術が完成し、国内実証炉計画が進行中である。このような背景から、日本における代表的な核燃料サイクル政策は再処理であるが、日本では、商用高温ガス炉の利用を拡大するために、様々な核燃料サイクルシナリオを検討してきた。そこで、本研究では、そのシナリオと関連技術の開発状況について紹介する。
飛田 実*; 後藤 勝則*; 大森 剛*; 大曽根 理*; 原賀 智子; 青野 竜士; 今田 未来; 土田 大貴; 水飼 秋菜; 石森 健一郎
JAEA-Data/Code 2023-011, 32 Pages, 2023/11
JAEA-Data-Code-2023-011.pdf:0.93MB
日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的にトレンチとピットに分けて浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリートを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和3年度から令和4年度に取得した23核種(
H、
C、
Cl、
Ca、
Co、
Ni、
Sr、
Nb、
Ag、
Cs、
Ba、
Eu、
Eu、
Ho、
U、
U、
U、Pu、
Pu、
Pu、
Am、
Am、
Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。
沖田 将一朗; 後藤 実
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10
The recently released JENDL-5 and ENDF/B-VIII.0 have adopted porosity-dependent thermal neutron scattering law (TSL) data for reactor graphite, and they improve neutronic calculation accuracy of criticality for graphite-moderated cores. Currently, we can only handle neutronic calculations for three graphite porosities of 0%, 10%, and 30%. The uncertainties associated with the difference between the porosity of actual reactor graphite (
20%) and the porosity remains. Toward the future update of JENDL-5, we are planning to preparing new TSL data of reactor graphite. As a first step, it is essential to evalute phonon density state distribution of reactor graphite. In this study, in order to evalute it, molecular dynamic (MD) analysis is performed for three MD models: ideal crystalline graphite (Ideal model), 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore (Monoatomic random model), and 20%-porous reactor graphite with atomic cluster random pore (Cluster random model). The ideal crystalline graphite is modeled without any pores for reference. The 20%-porous reactor graphite with monoatomic random pore is modeled by randomly removing atoms from the ideal crystalline graphite. The 20%-porous reactor graphite with cluster random pore is modeled by randomly removing atomic clusters of approximately 2 nm in diameter from the ideal crystalline graphite. Their interatomic interactions are on the basis of Reactive Empirical Bond Order (REBO) potential. Velocity autocorrelation functions and phonon density of states distributions are calculated for these models. For validation, specific heat for each model is evaluated, and they are compred with experimental values.
深谷 裕司; 丸山 貴大; 後藤 実; 大橋 弘史; 樋口 英明
JAEA-Research 2023-002, 19 Pages, 2023/06
JAEA-Research-2023-002.pdf:1.48MB
商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄物について比較を行った。その結果、SiC残渣廃棄物は、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(2000年法律第117号)の第二種特定放射性廃棄物として軽水炉のハル・エンドピースと同様に地層処分されるべきことが分かった。黒鉛廃棄物については、軽水炉のチャンネルボックスと同様に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1957年法律第166号)の第二種廃棄物としてピット処分による浅地中処分されるべきことが分かった。
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.
小泉 光生; 高橋 時音; 弘中 浩太; 持丸 貴則*; 山口 郁斗*; 木村 祥紀; 谷垣 実*; 正木 弘子*; 原田 博司*; 後藤 淳*; et al.
Proceedings of INMM & ESARDA Joint Annual Meeting 2023 (Internet), 7 Pages, 2023/05
Development of radiation detector systems are essential to prevent nuclear terrorism in major public events. They are required to find nuclear and radioactive materials effectively at gates and in event sites. Overview of such detector system development program is given. (1) Broad area survey system: Broad area survey measurements are usually implemented to ensure radioactive materials, such as dirty bomb, are not placed in a site. To carry out the surveillance efficiently, combination of radioactive detector and mapping system is required. We are, therefore, developing a gamma-ray detector with a GPS system and a simultaneous localization and mapping (SLAM) system to cover outdoor and indoor surveillance. A secure low-power and long-range network system using Wi-SUN FAN is being tested. It would be beneficial to coordinate detector systems, to correct information. They are monitored in an operation center. An artificial intelligent (AI) program is also under development to eliminate false alert from an obtained gamma-ray spectrum. A compact Compton camera would be applicable to figure out the location of hidden radioactive materials. A system with GAGG crystals is being tested. (2) Neutron detector system using plastic scintillation detectors: Neutron detection would be useful to find out nuclear materials and neutron sources shielded in heavy-element materials. A plastic scintillation detector is chosen as a detector material, because that is low-cost, sensitive to fast neutrons, easy to handle, and thus easy to be deployed. Gamma-ray background can be reduced by employing a Pulse Shape Discrimination (PSD) technique to enhance the sensitivity to fast neutrons. Developments of systems using PSD plastic scintillation detectors are in progress.
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 181, p.109534_1 - 109534_10, 2023/02
被引用回数：2 パーセンタイル：30.61(Nuclear Science & Technology)既存のPUREXプラントと技術による高温ガス炉使用済燃料の再処理の実現可能性を検討した。高温ガス炉の使用済燃料溶解液は、軽水炉に比べて燃焼度が3倍高いことにより、約3倍のウラン235と1.5倍のプルトニウムを含む。そこで、六ヶ所再処理プラント(RRP)の限界を満たすために、使用済燃料の重金属を劣化ウランで3.1倍に希釈する。本研究では、希釈によるウランとプルトニウムの回収率を、再処理プロセス計算コードを用いたシミュレーションによって確認した。さらに、経済的観点から希釈しない場合の成立性についても検討した。その結果、希釈しなくても実現可能であることが確認され、物質収支や臨界性の観点から施設を最適化する必要があるものの、希釈する場合に比べて再処理量が1/3に削減されることが期待される。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。
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：15.53(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.
深谷 裕司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 後藤 実; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(2), p.116 - 126, 2022/06
高温ガス炉の経済性評価に関し、評価法の改良を行った。日本原子力研究開発機構では、商用高温ガス炉概念であるGTHTR300とその経済性評価法を約10年前に完成させた。その評価法は電気事業連合会の評価法に基づいたものである。この電気事業連合会の評価法は福島第一原子力発電所事故の後、大幅な改訂がなされている。さらに、最新の発電原価を評価するためには、物価,労働賃金の10年分のエスカレーションを考慮する必要がある。そこで、GTHTR300の発電原価の評価法を見直し、その発電原価と軽水炉の発電原価の比較を行った。その結果、同じ設備利用率70%において、高温ガス炉の発電原価は7.9円/kWhとなり、軽水炉の11.7円/kWhと比較すると30%程度安価になることが分かった。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 中川 繁昭; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 168, p.108911_1 - 108911_7, 2022/04
被引用回数：1 パーセンタイル：15.53(Nuclear Science & Technology)中性子飛程の長い炉心に移動検出器を用いた出力分布測定システムを提案した。高温ガス炉と高速炉は、軽水炉とは異なり中性子飛程が長く、炉心の中心にある燃料集合体からの中性子が遠く離れた検出器に到達する。この特性を利用すると、X線CTと同様に、少ない検出器を移動することで出力分布を測定できる。小型炉の場合、出力分布は炉外検出器のみで測定できる。大型炉で炉内検出器で出力分布を測定する場合、材料健全性に関する温度環境など制約で検出器の配置が炉内位置で制限される場合でも測定が可能である。成立性に関しては、高温ガス炉炉心と検出器応答を数値的に模擬することにより確認した。本手法は、高温や照射による損傷が大きいため、炉心内検出器を継続的に配備することが困難な高温ガス炉と高速炉の炉心における出力分布測定に資することが期待できる。
濱本 真平; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 後藤 実; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 石塚 悦男
Nuclear Engineering and Design, 386, p.111564_1 - 111564_8, 2022/01
被引用回数：1 パーセンタイル：15.53(Nuclear Science & Technology)2011年に発生した東日本大震災による福島第一原子力発電所事故の経験から、安全機能の機能喪失に備えることの重要性が明らかになった。事故時であっても機能を失わないように機器の堅牢性を高めることは有効であるが、機能喪失の可能性は残るため、事故を早期に収束させるためには、機能喪失に備えて代替手段を用意しておくことが重要となる。そこで本研究では、高温ガス炉の経済性を損なうことなく、停止機能喪失時の対策をより強固なものにするために、既設の停止装置の代替として可搬型予備停止装置を設計した。本装置は、電力が完全に失われた状態でも動作するように、可搬型で手動で設置することが可能である。また、技術的および費用対効果の観点から、本装置のための様々な中性子吸収材を検討した結果、他の材料と比較して、良好な中性子特性と高い入手性を示す窒化ホウ素を選択した。
深谷 裕司; 後藤 実
Annals of Nuclear Energy, 164, p.108617_1 - 108617_6, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)溶液燃料体系を用いる燃料製造施設のための仮想臨界事故における合理的なソースタームを提案した。公衆被ばくは事故時において制限値の5mSvを超えてはならない。そこで、水の放射線分解による水素ガス発生により決定される第一バーストにおける合理的なソースタームを提案した。臨界警報装置と可溶性中性子吸収剤による臨界抑制により、その低減された核分裂数による安全性が保証される。この効果を茨城県東海村の燃料製造施設のサイト条件に基づき、臨界事故中の環境影響評価により確認した。その結果、現行規制ガイドライン下においても、公衆被ばくはサイト境界点において、68mSvから0.6mSvへ低減できることが分かった。
濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2021/10
日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH
はH
濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のHとCHの比がHTとCH
Tの比と同じならば、CHTはよりHより大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CHの起源の調査した結果、CHは炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。
長谷川 俊成; 深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 5 Pages, 2021/08
商用高温ガス炉燃料の製造工程中における臨界安全対策としてBPクレジット概念が提案されており、その実用化の為にBP(ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウム)混合UO
燃料核の製造性を検討した。ホウ素混合燃料核はホウ酸粉末とU
O
粉末を混合して製造し、その他のBP混合燃料核についてはBPの硝酸塩粉末とUO粉末を混合して製造する。熱処理工程後にBPが燃料核内に存在していることを確かめるために、熱力学平衡解析により燃料核内におけるBPの状態を予測した。ホウ素を混合する場合、450C以上で融解・気化する結果を示し、ホウ素混合燃料核の製造が困難であることが分かった。一方でガドリニウム,エルビウム,ハフニウムを混合する場合、固体酸化物に変化し2000Cにおいても融解・気化せず、燃料製造性に問題がないことが分かった。
佐々木 孔英; 三浦 柊一郎*; 福元 謙一*; 後藤 実; 大橋 弘史
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08
高温ガス炉燃料用のCsトラップ材を開発するため、BiとSbを候補材としてCs-BiやCs-Sbをグラファイト吸収させた試験片を準備し、1500Cまでの熱分析(TG)にて高温下における化学的安定性を評価した。実験の結果、Csは、BiよりもSbと化合することで1500C CTGを経ても良好な安定性を確認できた。なお、何れの試験片においても800Cから1000Cの領域で見られた急激な重量減少は、試験片からCs(沸点671C)が蒸発したためと考えられる。TG後のCs-Sb/グラファイト試験片中にCs-Sb析出物が見られ、その組成はCsSbと同定できた。この実験結果から、Sbはグラファイト中に分散させるCsゲッター材として機能し得ることが分かった。今後、高温ガス炉燃料へのCsトラップ材としての適用性を評価するためには長時間加熱試験の実施が求められる。
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：3 パーセンタイル：32.32(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.
深谷 裕司; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史
Annals of Nuclear Energy, 151, p.107937_1 - 107937_9, 2021/02
被引用回数：2 パーセンタイル：21.34(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉燃料製造に関するBPクレジット概念の成立性に関して研究を実施した。可燃性毒物(BP)を燃料製造の前段において燃料物質に混合することにより、商用高温ガス炉の濃縮度14wt%のような高い濃縮度の燃料製造においても、全工程で臨界安全が担保される。しかしながら、その毒作用は高温ガス炉炉内においての臨界性も妨げ、炉心の運転サイクル長や達成燃焼度を低下させる恐れがある。そのため、その効果は全炉心燃焼解析によって評価されるべきである。BPとしては、ホウ素,ガドリニウム,エルビウム,ハフニウムについて検討した。その結果、ホウ素とガドリニウムに関し、この概念に適していること、濃縮度14wt%の燃料も濃縮度9.9wt%の高温工学試験研究炉(HTTR)燃料製造プラントで製造が可能であることが分かった。ホウ素とガドリニウムを用いた際、商用高温ガス炉燃料は濃縮度の上限が5wt%である軽水炉燃料製造プラントと同程度の臨界安全対策で製造可能であることも分かった。特に、ガドリニウムはそのスペクトル依存性により、顕著な適用性を示しており、更なる強力な安全対策も成立する。
深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*
EPJ Web of Conferences, 247, p.09017_1 - 09017_8, 2021/02
日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。
