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論文

High temperature gas-cooled reactors

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、950$$^{circ}$$C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。

報告書

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

PuO$$_{2}$$-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600$$^{circ}$$C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO$$_{2}$$燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。

論文

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算ファイルの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01

JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB

日本原子力研究開発機構は、開発途上国等への世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。

報告書

小型高温ガス炉システムHTR50Sの第I期第1段階の炉心の通常運転時における被覆燃料粒子の健全性の予備的評価

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-009.pdf:3.51MB

日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。

論文

A Small-sized HTGR system design for multiple heat applications for developing countries

大橋 弘史; 佐藤 博之; 後藤 実; Yan, X.; 角田 淳弥; 田澤 勇次郎*; 野本 恭信; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; et al.

International Journal of Nuclear Energy, 2013, p.918567_1 - 918567_18, 2013/00

原子力機構は、開発途上国等による2020年代の実証的高温ガス炉システムの建設を目指して、送電網が整備されていない中小都市向けの熱出力50MWの小型高温ガス炉(原子炉出口温度750$$^{circ}$$C及び900$$^{circ}$$C)の概念設計を実施した。設計思想は、地域暖房,プロセス熱供給,ガスタービン発電及び熱化学法による水素製造の実証試験等の多目的熱利用に係るユーザーの要請に応えることが可能なこと、HTTRの設計を基に特段の研究開発なしでHTTRより性能を向上させること、高温ガス炉の固有の特性及び受動的崩壊熱除去系を用いて安全性をより向上させることである。設計目標に対する設計結果及び代表的な事象に対する安全予備評価の結果、設計した小型高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。

論文

Nuclear design study on a small-sized high temperature gas-cooled reactor with high burn-up fuel and axial fuel shuffling

後藤 実; 関 靖圭; 深谷 裕司; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2012/10

日本原子力研究開発機構は、2020年頃の開発途上国への導入を目指し、小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計はHTTRの設計技術を改良して用いる。HTTRでは12種類の出力分布の最適化のために濃縮度が用いられたが、これまでに行ったHTR50Sの設計研究では、燃料濃縮度を3種類まで低減することに成功した。核設計にかかわる本研究では、ウラン燃料の有効利用の観点から、高燃焼度燃料と軸方向の燃料シャッフリングを適用する。燃料シャッフリングでは、2年ごとに炉心の半分の燃料を取り出し、残りは炉心に再装荷する。炉心燃焼計算を行って核特性値を解析し、それらが設計要求を満たすことを確認した。

論文

Study of the applicability of CFD calculation for HTTR reactor

辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10

固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。

報告書

小型高温ガス炉システムの概念設計,3; 炉心熱流動設計

稲葉 良知; 佐藤 博之; 後藤 実; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2012-019, 142 Pages, 2012/06

JAEA-Technology-2012-019.pdf:4.54MB

原子力機構は、開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を進めている。その第1段階における概念設計の一つとして、商用1号機あるいは実証炉と位置付けられるリファレンス原子炉システムとなる原子炉熱出力50MWの発電・蒸気供給小型高温ガス炉システム(HTR50S)の炉心熱流動設計(HTTRと同じ被覆粒子燃料を用いた場合)を実施した。炉心熱流動設計の目標は、通常運転時における燃料最高温度が、燃料の健全性が維持される制限値以下となるようにすることである。また炉心熱流動設計に続き、減圧事故を想定した安全解析を実施した。通常運転時における燃料温度及び減圧事故時における燃料温度と原子炉圧力容器温度を評価した結果、燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性は損なわれないことを明らかにした。

報告書

小型高温ガス炉システムの概念設計,2; 核設計

後藤 実; 関 靖圭; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 橘 幸男

JAEA-Technology 2012-017, 29 Pages, 2012/06

JAEA-Technology-2012-017.pdf:1.87MB

日本原子力研究開発機構は、2030年頃の開発途上国への導入を目指し、商用もしくは実証炉の初号機となる小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と2030年頃の建設を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、HTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。その中で核設計については、出力密度の向上、及び燃料濃縮度数の低減を改良項目として設計を行った。その結果、出力密度をHTTRの約1.5倍にするとともに、燃料最高温度を制限値以下に抑えるために必要な出力分布の最適化に用いる濃縮度数を、HTTRの12種類から3種類に大幅に削減することに成功した。

論文

Nuclear design of small-sized high temperature gas-cooled reactor for developing countries

後藤 実; 関 靖圭; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 橘 幸男

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.341 - 348, 2012/06

日本原子力研究開発機構は、2030年頃の開発途上国への導入を目指し、商用もしくは実証炉の初号機となる小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を開始した。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と2030年頃の建設を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、HTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。その中で核設計については、出力密度の向上及び燃料濃縮度数の低減を改良項目として設計を行った。その結果、出力密度をHTTRの約1.5倍にするとともに、燃料最高温度を制限値以下に抑えるために必要な出力分布の最適化に用いる濃縮度数を、HTTRの12種類から3種類に大幅に削減することに成功した。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

口頭

循環Mo溶液の照射による$$^{99}$$Mo製造法に関する研究,1; コールド試験(予備試験)結果

稲葉 良知; 石川 幸治*; 石田 卓也; 石塚 悦男; 黒澤 きよ子*; 菱沼 行男*; 蓼沼 克嘉*

no journal, , 

医療用放射性同位元素$$^{99m}$$Tcの親核種$$^{99}$$Moの新たな製造方法である溶液循環照射法実現に向けて、照射ターゲットとなるMo溶液と構造材との両立性等について調べた。その結果、モリブデン酸カリウム溶液が、照射ターゲットとして優れた特性を有していることがわかった。

口頭

小型高温ガス炉システム(HTR50S)の核設計

後藤 実; 関 靖圭; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 橘 幸男

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、2030年代の開発途上国等への導入を目指し、実証もしくは商用炉初号機と位置付けられる小型高温ガス炉システムHTR50Sの概念設計を開始した。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と2030年代の導入を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、実証されたHTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。その中で、核設計については、出力密度の向上及び燃料濃縮度数の削減を主な改良項目として検討を進めた。その結果、HTR50Sの核設計では、出力密度をHTTRの1.4倍に向上させるとともに、燃料濃縮度数をHTTRの12種類から3種類に大幅に削減させることに成功した。

口頭

開発途上国向け小型高温ガス炉の概念設計,2; 炉心核熱設計

後藤 実; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 大橋 弘史; 橘 幸男; 中野 正明*; 田邉 賢一*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構は、2020年代以降の開発途上国等への展開を目指し、小型高温ガス炉システムHTR50Sの概念設計を実施している。HTR50Sの設計は、建設コストの抑制と近い将来の展開を可能とするために、実証試験を必要とする新たな技術はできるだけ用いず、実証されたHTTRの設計技術を改良して用いることを方針とした。核熱設計では、出力密度の向上及び燃料濃縮度数の削減をHTTRからの主な改良項目とし、燃料濃縮度及び可燃性毒物の配置を検討した。さらに、燃料の有効利用を目的とし、高燃焼度燃料及び軸方向の燃料シャッフリングを用いた高燃焼度炉心の検討を実施している。本発表では、HTR50Sの核特性解析,燃料温度解析、及び安全評価(減圧事故解析)について報告する。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,3; 燃料設計と炉心核熱設計

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 深谷 裕司; 稲葉 良知; 橘 幸男; 國富 一彦; 岡本 孝司*

no journal, , 

本研究では、高燃焼度における内圧破損の観点から被覆粒子燃料の成立性を評価して被覆層厚さなどの仕様を決める。また、炉心の核的および熱的な成立性を評価して燃料、可燃性毒物および制御棒の炉内配置を決める。平成26年度はこれらの評価に必要な解析コードの整備、解析手法の検討、および計算モデルの作成を行った。

口頭

SiCマトリックス燃料を装荷した高温ガス炉の核熱設計

後藤 実; 稲葉 良知; 相原 純; 植田 祥平; 橘 幸男

no journal, , 

原子力機構では、高温ガス炉の特徴的な事故のひとつである空気侵入事故時における耐酸化性能を向上した、革新的な燃料要素の基礎基盤技術の確立を目指し、耐酸化性能に優れるSiCを燃料要素の母材として新たに適用する技術開発を行っている。本発表では、耐酸化燃料要素装荷した高温ガス炉の核熱設計について報告する。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉の燃料設計及び炉心核熱設計

後藤 実; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 植田 祥平; 相原 純; 橘 幸男; 國富 一彦

no journal, , 

原子力機構はこれまでに、高い核拡散抵抗性を持つプルトニウム燃焼高温ガス炉の概念を提案した。東京大学, 原子力機構, 富士電機, 原子燃料工業の4者は、高い核拡散抵抗性に加え、高燃焼度での安全性を強化するために、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核のプルトニウム燃焼高温ガス炉への導入を検討している。原子力機構はその中で、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性を確認するために、被覆燃料粒子及び炉心の設計検討を行っている。本研究は、2014年度に開始し、2017年度まで行う予定である。本報では、2015年度までに得られた被覆燃料粒子及び炉心の設計検討の成果について報告する。

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