Design of a portable backup shutdown system for the high temperature gas cooled reactor

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111564

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。

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111161

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.

Decontamination of outdoor school swimming pools in Fukushima after the nuclear accident in March 2011

三枝 純; 操上 広志; 安田 良; 栗原 和男; 新井 栄揮; 黒木 良太; 松橋 信平; 小澤 隆志; 後藤 浩明; 高野 隆夫; et al.

Health Physics, 104(3), p.243 - 250, 2013/03

https://doi.org/10.1097/HP.0b013e318277b3ee

2011年3月の原子力発電所事故を受け、福島県内の多くの学校プールでは、放射性セシウムを含んだ水が農地に放出されることへの懸念から、プール水が排水できないままにあった。原子力機構では、プール水を除染するための方法として、各種のセシウム吸着材を使った方法や凝集沈殿法について調査・検討を行った。この結果をもとに、福島県内の学校プールにおいて除染の実証試験を行い、手法の見直しや改良を進めることにより、プール水の除染方法を構築した。

HTTRにおける高温連続運転(HP-11); 試験結果の概要

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。

実用高温ガス炉の開発に必要なHTTRを用いた試験の予備検討

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。

Calculation of control rods position for restarting the high temperature engineering test reactor

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

no journal, , 

The HTTR has not been in operation since the great east Japan earthquake occurred on March 2011. Before the earthquake, the HTTR was operated by about half of its life of the first core. In order to prepare for restarting the HTTR, the information of nuclear characteristics such as control rod position is important. This study calculates the control rods position along with the burnup of the HTTR using the Monte-Carlo MVP code. Normally, the Monte-Carlo code cannot change the core geometry such as control rod position during criticality and burnup calculation. Therefore, this study develops an utility tool that allows the control rod to be changed during burnup calculation.

高温ガス炉におけるT製造用Liロッドの検討; Zr水素吸収速度の温度依存性

中川 恭一*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉用トリチウム(T)製造Liロッドに対しZrを用いたT閉じ込め方法を検討している。炉内に温度分布が存在することを考慮して、炉内の温度範囲でのZr水素吸収速度を測定し、T閉じ込め性能を評価した。

Prediction of the operating control rod position of the HTTR with supervised machine learning

Ho, H. Q.; 長住 達; 島崎 洋祐; 濱本 真平; 飯垣 和彦; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 石塚 悦男

no journal, , 

During operation of the HTTR, hundreds of technical signals and operating conditions must be observed and evaluated to ensure safe operation of the reactor, for example reactor power, control rod position, coolant flow rate inlet/outlet, coolant temperature inlet/outlet, etc. The accumulated experiment data of the HTTR is not only important for the HTTR operation, but also for the basic development of the HTGR in general. Artificial intelligence (AI) and particularly machine learning (ML) are increasingly being used in various fields of research in modern science. They give the ability to make predictions as well as allow the extraction of key information about physical process from large datasets. Hence, there is a lot of potentials to apply AI and ML to predict the operating and safety parameters of the HTTR, and finally, a reactor simulator system for the HTTR could be expected by using the AI and ML algorithm. In this study, the control rod position of the HTTR is predicted based on ML without using the conventional neutronic codes. With the large accumulated data from operation history of the HTTR, the supervised ML with a linear regression algorithm was used. The linear regression algorithm finds a functional relationship between the input dataset (reactor power, burnup, etc.) and a reference dataset (control rod position), constructing a function that predicts control rod position from the other operation conditions. As result, the ML gives a good prediction of the HTTR control rod position with less than 5 difference compared to that in the experiment. This study is the initial step towards machine learning for research and analysis at the HTTR facility. With increasingly complicated experiments that create a large amount of data, ML is also expected to improve the design and safety analysis of the HTTR in the future.

「もんじゅ」廃止措置第2段階,2; 「もんじゅ」ナトリウムの保有リスク低減

西野 友貴; 倉本 新平; 成瀬 恵次; 西野 一; 後藤 健博; 竹内 徹

no journal, , 

「もんじゅ」の廃止措置は、化学的に活性な液体ナトリウムを保有する炉心及び炉外燃料貯蔵槽に燃料体が存在する残留リスクの除去を最優先に行うこととし、令和4年10月に全ての燃料体を燃料プールへ移送した。その後、更なるリスク低減として、液体ナトリウムの保有範囲を縮減すべく冷却系配管内に保有していた液体ナトリウムを全てタンクへ移送し、漏えいリスクがない固化ナトリウムとした。「もんじゅ」においては、冷却系を3系統設置しており、常に1系統以上の運転を想定した設計であるため、本件は過去に実績がない初めての試みとなった。関連設備への影響評価を含む事前のリスク検討、専用手順書の策定及び種々の運用変更等の課題に対処し、液体ナトリウムの保有リスク低減を達成した。