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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
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。
深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*
KURNS Progress Report 2018, P. 148, 2019/08
日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核設計予測手法の高度化を目的とした研究開発を始めた。商用高温ガス炉初号基のためのフルスケールモックアップ試験を回避できる可能性がある一般化バイアス因子法の導入と高温ガス炉体系への炉雑音解析の導入を目的とする。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界実験装置KUCAのB架台に新たに構築した。この炉心は一般化バイアス因子法を用いるための参照炉心としての役割を果たし、この炉心では、炉雑音解析手法開発に必要な炉雑音の測定も行っている。それに加え、HTTR運転員の保安教育も行った。
魚崎 浩平*; 森田 潤*; 勝崎 友子*; 高草木 達*; 田村 和久; 高橋 正光; 水木 純一郎; 近藤 敏啓*
Journal of Physical Chemistry C, 115(25), p.12471 - 12482, 2011/06
被引用回数：13 パーセンタイル：40.03(Chemistry, Physical)UPD反応により作成したAgバイレーヤー上でのAg/AgCl反応について、EQCM, STM, SXS及び電気化学測定を用いて追跡した。その結果、最初Cl-が(
)構造でAg上に吸着し、次に(
)R13.9の構造をもつAgCl層を形成することがわかった。さらにAgCl層は(44)構造に変化した。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 武藤 敬*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Nuclear Fusion, 47(10), p.S668 - S676, 2007/10
被引用回数：34 パーセンタイル：73.64(Physics, Fluids & Plasmas)大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上に加え、革新的な運転シナリオの発見により、無電流ヘリオトロンプラズマの性能を改善することに成功した。その結果、特に、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、510
m
という超高密度のプラズマが得られた。4.5%の体積平均ベータ値や、54分間の放電時間(総入力エネルギー: 1.6GJ、平均入力パワー: 490kW)を達成することにも成功した。本論文では、IDB, 高ベータプラズマ, 長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
近藤 敏啓*; 森田 潤*; 花岡 一哉*; 高草木 達*; 田村 和久; 高橋 正光; 水木 純一郎; 魚崎 浩平*
Journal of Physical Chemistry C, 111(35), p.13197 - 13204, 2007/09
被引用回数：84 パーセンタイル：89.3(Chemistry, Physical)50mM硫酸水溶液中でのAu(111)及びAu(100)単結晶電極の表面構造の電極電位依存性について、表面X線散乱法を用いて検討した。Au(111), Au(100)面ともに、酸素吸着したまま、表面再配列が起きていることが明らかになった。
本島 修*; 山田 弘司*; 小森 彰夫*; 大藪 修義*; 金子 修*; 川端 一男*; 三戸 利行*; 武藤 敬*; 居田 克巳*; 今川 信作*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/03
大型ヘリカル装置(LHD)では、加熱パワーの増大及び粒子の排気/供給能力の向上と併せ、無電流ヘリオトロンプラズマの革新的な運転シナリオの開発を行った。その結果、高密度,長時間運転,高ベータに関して運転領域を拡大することに成功した。LHDにおける多様な研究の結果、無電流ヘリオトロンプラズマの特長が明らかになった。特に、ローカルアイランドダイバータによる排気とペレット入射によるプラズマ中心部への粒子供給を組合せることにより内部拡散障壁(IDB)を形成し、
mという超高密度のプラズマが得られた。この結果は魅力的な超高密度核融合炉へ道を開くものである。また、4.5%の体積平均ベータ値や、54分間(総入力エネルギー: 1.6GJ,平均パワー: 490kW)の放電維持時間を得ることにも成功した。本論文では、IDB,高ベータプラズマ,長時間運転に関する最近2年間の成果を概括する。
飛田 吉春; 近藤 悟; 山野 秀将; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Coste, P.*; Cadiou, T.*
Nuclear Technology, 153(3), p.245 - 255, 2006/03
被引用回数：76 パーセンタイル：97.57(Nuclear Science & Technology)SIMMER-IIIは2次元,3速度場,多相多成分のオイラー座標系流体コードと空間依存核動特性モデルを結合した解析コードである。SIMMERコードは、通常の高速炉から加速器駆動未臨界炉(ADS)までのさまざまな中性子スペクトルと冷却材の組合せによる原子炉に適用できるように、汎用性と柔軟性を備えた解析手法として開発されてきた。SIMMER-IIIを液体金属冷却高速炉の安全解析に適用できる実用的なコードとするには、コードの信頼性と安定性を確保し、かつ十分に検証される必要があるため、包括的かつ系統的な検証研究を行った。検証研究は、個別モデルの検証を行う基礎的なPhase1と高速炉の安全性において重要な複合現象に関する検証を行うPhaes2が行われた。これらの系統的な検証研究により、コードで用いられている物理モデルの包括的な検証が段階的に進められ、高速炉の炉心損傷事故における過渡多相流の解析を適切に行うことができる最新のコードシステムであることが示された。本論文では、これらの研究の中で、おもにナトリウムを用いた実験研究に関する成果について報告を行う。
北端 琢也; 大和 義明; 宝珍 浩仁; 森田 聡
JNC TN4410 2003-011, 39 Pages, 2003/09
JNC-TN4410-2003-011.pdf:3.14MB
新型転換炉ふげん発電所(以下「ふげん」という。)は、新型転換炉原型炉としての運転を平成15年3月29日に終了した。「ふげん」では、平成10年度から、核燃料サイクル開発機構法にもとづき、廃止に伴う措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という。)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会を開催した。同委員会については、平成12年度以降も引き続き設置し、平成15年8月29日に第8回委員会を開催した。本書は、第8回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、"「ふげん」廃止措置の準備状況"、"放射能インベントリ評価の検討状況"、"原子炉本体解体技術の検討状況(その2)"、"原子炉冷却系の系統化学除染計画"についてまとめたものである。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.
JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*
JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。
守田 幸路*; 山野 秀将; 飛田 吉春; 近藤 悟
JNC TN9400 2003-047, 116 Pages, 2003/07
JNC-TN9400-2003-047.pdf:0.62MB
本報告書は、SIMMER-III/IVコードにおける多相・多成分系における溶融/固化および蒸発/凝縮過程を表す熱および質量移行モデルを記述したものである。熱および質量移行過程は、高速炉安全解析における炉心物質挙動上の重要性を考慮してモデル化されている。相変化過程は、構造材破損による移行を除き、平衡および非平衡移行を適用することで一般化している。界面で生ずる非平衡移行過程は、熱伝達律速モデルにより記述され、非凝縮性ガスや多成分蒸気が蒸発/凝縮過程に与える影響を表すために質量拡散律速モデルを用いた。蒸発/凝縮の基礎方程式の解法アルゴリズムは、解析的状態方程式(EOS)モデルと強く結合されている。このアプローチを用いることで、先行コードに見られた主としてEOSの熱力学的な不整合性よる数値的な問題を解決することに成功した。
守田 幸路*; 松元 達也*; 福田 研二*; 鈴木 徹; 飛田 吉春; 山野 秀将; 近藤 悟
JNC TY9400 2002-014, 57 Pages, 2002/05
炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル開発機構と九州大学によって実施された本共同研究では、炉心損傷事故(CDA)を解析する高速炉安全解析コードに適用可能な多成分系蒸発/凝縮現象の一般化モデルを新たに開発した。このモデルは、CDA条件下での多成分相変化現象を模擬するため、蒸発/凝縮過程の特性を熱伝達および質的拡散による律速モデルを用いて記述している。さらに、既存の多成分凝縮実験および新たに実施した気泡凝縮実験の解析によって、本モデルが非凝縮性ガスを含む蒸気の凝縮過程を適切に再現することを確認し、用いられたモデル化手法の妥当性を示した。
守田 幸路*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 近藤 悟
JNC TN9400 2001-074, 108 Pages, 2001/08
本報告書は、SIMMER-IIIコードにおける多相・多成分系における溶融/固化および蒸発/凝縮過程を表す熱および質量移行モデルを記述したものである。熱および質量移行過程は、高速炉安全解析における炉心物質挙動上の重要性を考慮してモデル化されている。相変化過程は、構造材破損による移行を除き、平衡および非平衡移行を適用することで一般化している。界面で生ずる非平衡移行は、熱伝達律速モデルに基づいて定式化している。蒸発/凝縮の基礎方程式の解法アルゴリズムは、解析的状態方程式(EOS)モデルと強く結合されている。このアプローチを用いることで、先行コードに見られた主としてEOSの熱力学的な不整合性よる数値的な問題を解決することに成功した。
近藤 悟; 山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 守田 幸路*; 水野 正弘*; 細野 正剛*
JNC TN9400 2001-003, 307 Pages, 2000/11
JNC-TN9400-2001-003.pdf:8.33MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-4コードの開発を行った。本報告書に述べる第1版(Version 1)では、核計算部(中性子輸送モデル)は2次元モデルを採用しており、流体力学との結合のためのインターフェイスを用意した。SIMMER-4の完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-4 Version 1.Bの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。
守田 幸路*; 藤本 登*; 福田 研二*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 鈴木 徹; 近藤 悟
JNC TY9400 2000-013, 60 Pages, 2000/04
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炉心損傷事故の安全解析コードにおける多成分多相流の熱流動現象の数値シミュレーション技術の高度化を図ることは、安全評価の信頼度を向上する上で重要な課題の一つである。核燃料サイクル機構と九州大学によって実施される共同研究では、損傷炉心における熱流動現象を解析・評価する上で重要な界面挙動である多成分蒸気の蒸発/凝縮および相間の界面積変化に着目し、これらのミクロな挙動を記述するための機構論的モデルの提案・開発を行う。本年度は、非凝縮性ガスの蒸発/凝縮挙動に及ぼす影響を扱うための拡散律速モデルの開発を進め、2成分系での基本的な妥当性を検証した。さらに、流動変化に伴う気泡や液滴の界面積変化の挙動に関するソース項モデルについて検討し、安全解析コードのモデル化手法について改良の指針を得た。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*
JNC TN9400 2000-005, 57 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-005.pdf:2.92MB
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIで使用する解析的状態方程式(EOS)モデルを開発した。汎用的な熱力学的関数式を使用した本モデルは、計算効率を犠牲にすることなく、幅広い温度および圧力領域での炉心物質の熱力学的特性を充分な精度で記述し、基本的な熱力学的関係を満足するように設計されている。本報告書では、このEOSモデルと結合した圧力反復計算の流体力学アルゴリズムについても記述した。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムの臨界点までのEOSデータについては、最新でかつ最も信頼できるデータに基づき、基本的な熱力学的関係を用いて求めた。EOSデータの熟力学的整合性と精度についても既存データと比較することで議論した。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*
JNC TN9400 2000-004, 38 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-004.pdf:1.11MB
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに使用する解析的熱物性モデルを開発した。一般的な関数型を使用した本モデルは、広範囲の温度領域で炉心物質の熱物性の挙動、特に、臨界点近傍での熱伝導率と粘性を正しく表すように設計されている。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムについて、最新でかつ最も信頼できるデータを用いて提案した関数のパラメーターを決定した。本モデルは、SIMMER-IIIコードの炉心物質の熱力学的特性と状態方程式に関するモデルと整合性をもって設計されている。
丹羽 元; 川太 徳夫; 家田 芳明; 佐藤 一憲; 大野 修司; 宇都 成昭; 宮原 信哉; 近藤 悟; 上出 英樹; 山口 彰; et al.
PNC TN9410 94-154, 317 Pages, 1995/03
FBR安全性炉内試験計画(SERAPH計画)の検討は昭和62年後半から開始され、既に、その必要性、及び施設概念の検討結果に関して、原子力安全委員会、FBR安全研究専門委員会などへの報告を通して、内外の専門家から多くの意見や提案を得ている。これらの意見を踏まえて、これまでに、以下のような観点で試験の必要性及び施設概念の検討を行った。(1) SERAPH計画とその他の安全研究を全体的に統合することによって、SERAPH計画がFBRの実用化に対して果たし得る貢献の明確化を図る。(2)炉心損傷防止や影響緩和に関するサクセスシナリオを実証することによって実用化を促進するような安全研究の課題のうち、SERAPH計画に取り込むべきテーマを幅広く検討する。(3)個々の試験の内容や試験施設の仕様の妥当性、十分性を検討する。(4) SERAPH施設の成立性に係わる主要な要素技術について、それぞれが整合性を持つような概念を検討する。(5)各要素技術について、それぞれの性能向上を図ることにより、試験の要求条件を技術的に成立させる上での裕度を確保する一方、それらの性能を保証するための基礎的な研究の計画を具体化する。これまでの検討から、以下の結論が得られた。FBRの実用化段階において高水準の安全性を達成するために求められる安全確保の考え方と目標の設定を行った。その達成に必要な安全研究課題を摘出し、その研究手段のひとつとしてSERAPH計画を位置づけた。受動的安全特性を活用した炉心損傷への拡大防止,炉心損傷の早期終息、再臨界の排除等に重点を置いて幅広く試験の必要性の検討を行い、従来の検討成果を含め、全体的試験計画の形にまとめた。これらの試験研究、及び関連して進められるR&Dなどから取得される知見を総合すれば、上で述べた実用炉における安全性の目標が達成できるものと期待できるが、その達成のためには、特に、本計画で提案した炉内試験計画の推進が不可欠である。施設検討においては、概念設計研究を通じて駆動炉心構成を改良することにより、各要素技術の整合性を考慮したリファレンス炉心の概念が得られた。提案された各試験テーマについて、それぞれの要求条件に対する充足度の評価を行い、施設概念の基本的成立性の見通しを得た。性能保証のための基盤技術開発の端緒として、燃料ペレットの試作を行い、その製造可能性について目途が得られた。
Simanullang, I. L.*; 福原 克樹*; 守田 圭介; 深谷 裕司; Ho, H. Q.; 長住 達; 飯垣 和彦; 石塚 悦男; 藤本 望*
no journal, ,
The ORIGEN2 code has been used for fuel depletion calculations of many kinds of reactor fuels but there is no library for high temperature gas cooled reactors (HTGRs). A set of the ORIGEN2 library for the HTGR has been established to evaluate the burnup characteristics and compared its results with Monte Carlo burnup calculation results. The high temperature test engineering reactor (HTTR) is a block type fueled HTGRs in Japan. The ORIGEN2 libraries for the HTTR were prepared with neutron spectrums evaluated by pin-cell burnup calculations. To validate the calculation results of the ORIGEN2 code, a comparison between the burnup calculation using the Monte Carlo MVP-BURN code was conducted. One of the nuclide isotopes evaluated in that study was 
Pu. The amount of Pu calculated by ORIGEN2 with a library prepared by pin-cell burnup calculation was higher about 35% than that calculated by MVP-BURN. It can be seen that the ORIGEN2 library based on the pin cell model was not enough for evaluating the burnup characteristics of the HTTR. Therefore, an improvement was conducted by generating the ORIGEN2 library for HTTR based on the fuel block system and the whole system (core and reflector regions). The comparison between the ORIGEN2 results and MVP-BURN results was investigated. In the case of the ORIGEN2 library being generated based on the fuel block system, the maximum difference was about 6% compared to the mass of Pu calculated by MVP-BURN. Furthermore, the difference of Pu amount between the ORIGEN2 library and MVP-BURN became 2.4% when the library for ORIGEN2 was generated based on the whole system of HTTR.
