2023年度夏期休暇実習報告

石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.

JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07

JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB

「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システムの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。

HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,2; フィルタ付着物の調査と再発防止対策

根本 隆弘; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 長山 侑矢; 長住 達; 長谷川 俊成; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; et al.

JAEA-Technology 2024-003, 17 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-003.pdf:1.91MB

RS-14サイクルに発生した1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇の原因を調査するため、フィルタ付着物を調査した。調査の結果、フィルタエレメント表面にシリコンオイルに起因する付着物を確認した。この結果から、フィルタ差圧上昇の原因は、1次ヘリウム純化設備ガス循環機のチャコールフィルタの性能劣化により、1次系内にシリコンオイルが混入したためであることが明らかとなった。また、この再発防止対策として、従来の1次ヘリウム純化設備ガス循環機の運転時間による管理に加え、チャコールフィルタの交換頻度を3年毎とする定期交換計画を新たに策定した。

Investigation of deposits on filter element of primary gas circulators in HTTR

長谷川 俊成; 長住 達; 根本 隆弘; 中嶋 國弘; 横山 佳祐; 藤原 佑輔; 荒川 了紀; 飯垣 和彦; 猪井 宏幸; 川本 大樹

Proceedings of 2024 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/06

2021年のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転中に発生した1次ヘリウム循環機フィルタ差圧上昇の原因を調べるために、フィルタエレメントとその付着物に対してSEM観察とEDX解析を実施した。フィルタエレメント表面に対するSEM観察の結果、ろ過孔よりも小さい塊状の付着物及び繊維状の付着物並びにろ過孔よりも大きい棒状付着物を確認した。付着物に対するEDX解析の結果、塊状の付着物及び繊維状付着物に1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルを含むことを示唆し、棒状付着物は1次冷却設備の二重管に使用される断熱材であることを示した。1次ヘリウム純化設備ガス循環機内のシリコンオイルは同機器に用いられている活性炭フィルタから漏れ出たものと考えられる。その後、気化し炉心を通過後、1次ヘリウム循環機のフィルタエレメントにトラップされたものと考えられる。シリコンオイルを含む付着物はフィルタエレメント全体に存在していたことから、ろ過孔が小さくなり流路抵抗が増加することで当該フィルタの差圧が上昇した可能性がある。断熱材は主にフィルタエレメントの下部に現れておりフィルタの目詰まりとは無関係であった。したがって、シリコンオイルが当該フィルタの差圧上昇に寄与した可能性があり、過去のフィルタ差圧上昇の原因であった黒鉛粉末は今回の事象とは無関係であった。

A Study on improvement of three-dimensional seismic analysis method of nuclear building using a large-scale observation system, 3; Improvement and validation of three-dimensional seismic analysis method

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; 飯垣 和彦; 山川 光稀*

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 8 Pages, 2024/03

原子力施設の地震に対する損傷確率(フラジリティ)評価手法の精度向上に資するため、3次元耐震解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁と原子力機構との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を多数設置するとともに、自然地震と人工波に対する多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の3次元耐震解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、本研究で整備した建屋3次元詳細解析モデルを対象に、(その1)及び(その2)で得られた建屋の振動特性を反映してモデルを改良し、建屋応答の再現性向上を確認した結果について報告する。これまでに、建屋の振動特性に係るモデル化手法の重要因子及び設定方法について検討するとともに、観測記録との比較を踏まえて、建屋の床モデルの詳細化や大型設備の追加等により3次元詳細解析モデルを改良し、地震観測記録の再現性向上を図った。

Feasibility of using BeO rods as secondary neutron sources in the long-life fuel cycle high-temperature gas-cooled reactor

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112795

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.

2022年度夏期休暇実習報告

石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.

JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-013.pdf:1.75MB

「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

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.

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

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.

Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code

Simanullang, I. L.*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦; 藤本 望*

Annals of Nuclear Energy, 177, p.109314_1 - 109314_8, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109314

Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20% between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1% around the boundary of fuel and reflector regions.

MCNP6 calculation of neutron flux map in the HTTR during normal operation

Ho, H. Q.; 石塚 悦男; 飯垣 和彦

Recent Contributions to Physics, 82(3), p.16 - 20, 2022/09

https://doi.org/10.26577/RCPh.2022.v82.i3.03

Detailed neutron flux distribution is important to understand the neutronic behavior during operation as well as to precise the core optimization and safety analysis of a reactor. In the literature, no calculations have been performed to show the detailed neutron flux map for the high temperature engineering test reactor (HTTR) because of the limitation of the old neutronic codes and the low performance of the computing system. The present work deals with MCNP6 Monte-Carlo calculation to determine the detailed neutron flux map in the HTTR during normal operation. At first, the calculation of neutron flux at several positions in the reactor was validated by comparing the corresponding reaction rate between the calculation and measurement. After that detailed neutron flux with the small cells of 1cm 1cm 10cm was obtained for the entire reactor core using the fmesh tally of MCNP6 code.