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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
「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。
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
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.
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
「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。
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
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)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.
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:27.23(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.
Ho, H. Q.; 石塚 悦男; 飯垣 和彦
Recent Contributions to Physics, 82(3), p.16 - 20, 2022/09
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.
五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07
2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内のPu、Am、Pm、Sm、Gdの密度変化が影響して制御棒が4.00.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。
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:27.23(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。
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CHT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。
濱本 真平; 大橋 弘史; 飯垣 和彦; 島崎 洋祐; 小野 正人; 清水 厚志; 石塚 悦男
Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2021/10
HTGRは、炉心内に大量の黒鉛材料を有しているため、原子炉圧力バウンダリが損傷した際は、炉心内に空気が流入して黒鉛が酸化する事故を想定する必要がある。本事故時、酸化反応の熱によって燃料温度が上昇し、事故が進展しないことを確認することは重要である。そこで本研究では、黒鉛材料の不燃性を評価する方法として、材料の発熱量と放熱量を比較する方法を提案した。発熱量の計算には高温ガス炉HTTRの構造材料をリファレンスにした。構造材料と接触する空気の量は、煙突効果から決定される値とした。放熱量は、煙突効果を生む空気の加熱分と、材料外表面の対流と輻射の合計値とした。発熱量と放熱量を比較した結果、放熱量は発熱量よりも大きいことがわかった。この結果から、黒鉛材料は空気浸入事故時に事故条件に依存せず、温度が低下に向かうため、燃焼しないことが分かった。HTGRのシビアアクシデントへの対処法を決定する際には、黒鉛材料の不燃性を明確に説明することが重要である。本提案のようにシンプルな理論に基づく評価法は、黒鉛材料全体に適用できるため、有用と考えられる。
石塚 悦男; 満井 渡*; 山本 雄大*; 中川 恭一*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 長住 達; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; et al.
JAEA-Technology 2021-016, 16 Pages, 2021/09
2020年度の夏期休暇実習において、昨年度に引き続きHTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討として、MVP-BURNを用いて炉心の小型化について検討した。この結果、U濃縮度20%、54燃料ブロック(183層)炉心、半径1.6mのBeO反射体を使用すれば5MWで30年の連続運転が可能になることが明らかとなった。この小型炉心の燃料ブロック数は、HTTR炉心の36%に相当する。今後は、更なる小型化を目指して、燃料ブロックの材料を変更したケースについて検討する予定である。
池田 礼治*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男; 藤本 望*
JAEA-Technology 2021-015, 32 Pages, 2021/09
MVP-BURNを用いてHTTR炉心の燃焼計算を行い、炉内温度分布を考慮した場合の影響とタリー領域分割を細分化した場合の影響を調べた。この結果、炉内温度分布を考慮した場合については、実効増倍率や主要核種密度に大きな影響がなかったこと、燃料ブロックごとの局所なU, Pu及びBの物質量が最大で約6%、約8%及び約30%の差が生じたことが明らかとなった。また、タリー領域分割を細分化した場合については、実効増倍率への影響が0.6%k/k以下と小さかったこと、黒鉛反射体の効果も含めた物質量の詳細分布、従来の計算より燃焼挙動を詳細に評価できることが明らかとなった。
藤本 望*; 多田 健一; Ho, H. Q.; 濱本 真平; 長住 達; 石塚 悦男
Annals of Nuclear Energy, 158, p.108270_1 - 108270_8, 2021/08
被引用回数:3 パーセンタイル:43.41(Nuclear Science & Technology)Japan Atomic Energy Agency has developed a new nuclear data processing code, namely FRENDY, to generate the ACE files from various nuclear libraries. A code-to-experiment verification of FRENDY processing was carried out in this study with criticality benchmark assessments of the high temperature engineering test reactor. The ACE files of the JENDL-4.0 and ENDF-B-VII.1 was generated successfully by FRENDY. These ACE files have been used in MCNP6 transportation calculation for various benchmark problems of the high temperature engineering test reactor. As a result, the k and reaction rate obtained by MCNP6 calculation presented a good agreement compared to the experimental data. The proper ACE files generation by FRENDY was confirmed for the HTTR criticality calculations.
藤本 望*; 福田 航大*; 本多 友貴*; 栃尾 大輔; Ho, H. Q.; 長住 達; 石井 俊晃; 濱本 真平; 中野 優美*; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2021-008, 23 Pages, 2021/06
SRACコードシステムを用いて可燃性毒物棒周辺のメッシュ分割がHTTR炉心の燃焼計算に与える影響を調べた。この結果、可燃性毒物棒内部のメッシュ分割は燃焼計算に大きな影響を与えないこと、実効増倍率は可燃性毒物棒周辺の黒鉛領域をメッシュ分割することで従来計算より測定値に近い値が得られることが明らかとなった。これにより、HTTR炉心の燃焼挙動をより適切に評価するには、可燃性毒物棒周辺黒鉛領域のメッシュ分割が重要になることが明らかとなった。
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:43.41(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.
Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; Ho, H. Q.; 坂本 直樹*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Fusion Engineering and Design, 164, p.112181_1 - 112181_5, 2021/03
JMTRとJRR-3Mの運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、ベリリウム中性子反射体の二段核反応によるLi(n,)Hで生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。この結果から、一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためには、ベリリウム中性子反射体の表面積を小さくするか、他の材料で反跳トリチウムを遮蔽する必要がある。本報告では、ベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材の概念検討として、Al, Ti, V, Ni, Zr等の多様な材料を候補材として、障壁厚み、長期運転後の放射能、反応度への影響を評価した。この結果、Alがベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止材として適した候補材になり得るとの結果を得た。
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、950C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。
Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出はBeの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。
石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.
JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08
2019年度の夏期休暇実習において、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、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料のU濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。
長住 達; 松中 一朗*; 藤本 望*; 石井 俊晃; 石塚 悦男
JAEA-Technology 2020-003, 13 Pages, 2020/05
MVPコードを用いて、制御棒の幾何形状を実機の制御棒構造に近づけた詳細モデルを作成し、制御棒モデルの詳細化によるHTTRの核特性への影響について検討した。この結果、臨界制御棒位置は、制御棒モデルの詳細化により、従来のモデルと比べて11mm低くなり、実測値である1775mmに近づいた。また、制御棒先端のショックアブソーバーにより吸収された反応度は0.2%k/kとなり、臨界制御棒位置にして14mmの差となることが分かった。さらに、制御棒の形状効果によるSRACコードの解析値に対する補正量は、制御棒モデルの詳細化とショックアブソーバーによる影響を考慮して、低温臨界時において反応度で-0.05%k/k、臨界制御棒位置にして-3mmとなった。