Validation of evaluation model for analysis of steam reformer in HTGR hydrogen production plant

石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.

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.

Structural and compositional characteristics of Fukushima release particulate material from Units 1 and 3 elucidates release mechanisms, accident chronology and future decommissioning strategy

Martin, P. G.*; Jones, C. P.*; Bartlett, S.*; Ignatyev, K.*; Megson-Smith, D.*; 佐藤 志彦; Cipiccia, S.*; Batey, D. J.*; Rau, C.*; 末木 啓介*; et al.

Scientific Reports (Internet), 10, p.22056_1 - 22056_17, 2020/12

https://doi.org/10.1038/s41598-020-79169-2

The structural form and elemental distribution of material originating from different Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant reactors (Units 1 and 3) is hereby examined to elucidate their contrasting release dynamics and the current in-reactor conditions to influence future decommissioning challenges. Complimentary computed X-ray absorption tomography and X-ray fluorescence data show that the two suites of Si-based material sourced from the different reactor Units have contrasting internal structure and compositional distribution. The known event and condition chronology correlate with the observed internal and external structures of the particulates examined, which suggest that Unit 1 ejecta material sustained a greater degree of melting than that likely derived from reactor Unit 3. In particular, we attribute the near-spherical shape of Unit 1 ejecta and their internal voids to there being sufficient time for surface tension to round these objects before the hot (and so relatively low viscosity) silicate melt cooled to form glass. In contrast, a more complex internal form associated with the sub-mm particulates invoked to originate from Unit 3 suggest a lower peak temperature, over a longer duration. Using volcanic analogues, we consider the structural form of this material and how it relates to its environmental particulate stability and the bulk removal of residual materials from the damaged reactors. We conclude that the brittle and angular Unit 3 particulate are more susceptible to further fragmentation and particulate generation hazard than the round, higher-strength, more homogenous Unit 1 material.

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。

高速炉サイクルの経済性評価; 炉の建設コストと燃料サイクルコスト

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

日本原子力学会誌ATOMO, 61(1), p.40 - 47, 2019/01

原子力機構は高速炉サイクルの開発当初から、軽水炉サイクルに対し経済的競合性を持つシステムとすることを開発目標の一つとして掲げその研究開発を進めてきた。本稿では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)フェーズIにおけるナトリウム冷却高速炉及び燃料サイクル施設の設計をベースに、追加的な安全対策費や社会的費用を考慮し、高速炉サイクルの発電コストを試算した結果を紹介する。

Development of embedded Mach-Zehnder optical waveguide structures in polydimethylsiloxane thin films by proton beam writing

加田 渉*; 三浦 健太*; 加藤 聖*; 猿谷 良太*; 久保田 篤志*; 佐藤 隆博; 江夏 昌志; 石井 保行; 神谷 富裕; 西川 宏之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 348, p.218 - 222, 2015/04

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2014.12.041

The Mach-Zehnder (MZ) optical structures were previously fabricated in a Poly-methyl-methacrylate (PMMA) thin film by Proton Beam Writing (PBW). The enhancement of optical transmittance in the structures is, however, required for industrial use. In this study, the MZ optical waveguides have been fabricated in a poly-dimethyl-siloxane (PDMS) thin film which has the higher optical permeability. The PDMS films were spin-coated on a silicon wafer (40 20 0.5 mm) with a thickness of approximately 30 m. The MZ waveguides were drawn by a 750 keV proton microbeam of 1m in diameter having the penetration depth of 18 m with fluence of 40-100 nC/mm. The beam writing was carried out combining an electric scanner and a mechanical sample-stage. The observation of the single-mode light propagation of 1.55 m fiber-laser in the MZ waveguides indicated that the optical transmittance have been successfully enhanced using PDMS.

Analysis of the effect of O partial pressure on nitrogen fixation in soybean plant using positron-emitting tracer

Hung, N. V. P.; 石井 里美; 鈴井 伸郎; 河地 有木; 尹 永根; 小柳 淳; 大山 卓爾*; 藤巻 秀

JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 99, 2014/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2013-059.pdf

ダイズの根粒における共生的窒素固定に対する周辺空気の組成、とくに酸素分圧の及ぼす影響について解析するために、ポジトロンイメージング(PETIS)による画像化と解析を行った。窒素13ガスを製造、精製し、所定の酸素分圧となるようにトレーサガスを調製した。これをダイズ根粒に10分間投与し、PETISによりイメージングを行った。減衰を待ち、同一個体を対象に、酸素分圧を変えて(0%, 10%, 20%)実験を繰り返し、合計3回の実験を行った。各実験回において根粒が窒素を固定する動画像が得られ、これらのデータを解析したところ、酸素分圧が通常の20%から10%に低下した場合、窒素固定活性も顕著に低下するが、その程度は0%の場合とさほど変わりないことが明らかになった。

セメントの使用を極力抑えた岩石利用セグメント支保工の開発

多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 齋藤 亮*; 中谷 篤史*; 石井 卓*; 真田 昌慶; 野口 聡*; 岸 裕和*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄

第13回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(CD-ROM), p.133 - 138, 2013/01

高レベル放射性廃棄物の地層処分施設に関し、セメント系材料の使用を極力抑えた坑道の新しい構築方法の開発に取り組み、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工の成立性や有効性を示すための研究開発を進めている。本研究では、低アルカリ性モルタルを用いた岩石利用セグメント支保工と裏込め材の力学特性値を室内試験により取得し、得られた物性値を用いて坑道の安定性に関する検討を実施した。検討結果より、従来の吹付けコンクリートを主体とした支保工に対して、セメント使用量を大幅に低減し、かつ低アルカリ性モルタル利用することにより、セメント影響のさらなる低減化を図った支保工の力学的な成立性,有効性を確認した。

A New method to analyze individual photosynthetic abilities of young plant seedlings using positron-emitting tracer imaging system (PETIS)

河地 有木; 小柳 淳*; 鈴井 伸郎; 石井 里美; 尹 永根; 山崎 治明; 岩崎 郁*; 小川 健一*; 藤巻 秀

JAEA-Review 2012-046, JAEA Takasaki Annual Report 2011, P. 93, 2013/01

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2012-046.pdf

We had employed the positron emitting tracer imaging system (PETIS) in combination with carbon-11- labeled carbon dioxide (CO) as the tracer gas. In the present study, we have developed a new method based on PETIS and CO to evaluate individual photosynthetic abilities of young seedlings planted collectively on a petri dish with agar culture medium and thus investigate the effect of genetic modification or treatment on plant biomass enhancement. We report for the first time a method based on the use of PETIS and tracer gas of CO for the quantitative and statistical evaluation of carbon fixation by small plant individuals. We plan to extend this method to the analysis of the relationship between the individual carbon fixation ability and gene expression, which is probably related to photosynthesis.

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化; NUMO-JAEA共同研究報告書(2011年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 早野 明; 三ツ井 誠一郎; 谷口 直樹; 小田 治恵; 北村 暁; 大澤 英昭; et al.

JAEA-Research 2012-032, 298 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-032.pdf:33.68MB

原子力機構(JAEA)と原子力発電環境整備機構(NUMO)は、概要調査段階における処分場の設計・性能評価に関連する主要な技術テーマについて、原子力機構が蓄積してきた技術やノウハウを、NUMOが今後の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定するとともに、必要な開発課題と今後の計画を明らかにすることを目的として、2011年度に共同研究を実施した。実施テーマと概要は以下の通り。(1)対象母岩の選定に関する検討:母岩特性のうち水理に着目し、母岩特性を評価するための項目、及び地下水移行時間の評価手法について、地質環境の調査・評価と関連付けたうえで整理した。(2)シナリオの構築に関する検討:シナリオ構築手順を具体化するとともに、ガラス固化体の溶解と核種の浸出、オーバーパックの腐食、緩衝材の長期変遷について、現象理解に関する最新の知見を構造的に整理した。(3)核種移行パラメータの設定に関する検討:緩衝材の分配係数と拡散係数、母岩の分配係数を対象として、パラメータ設定の方法論を検討し、その方法論に従った試行を行った。(4)知識情報の品質確保に関する検討:知識情報の品質を確保するための考え方や手法を、(2)シナリオの構築で検討した状態設定に対する論拠に関する情報を例として検討した。