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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.
青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
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.
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.
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。
黒田 健太*; 新井 陽介*; Rezaei, N.*; 國定 聡*; 櫻木 俊輔*; Alaei, M.*; 木下 雄斗*; Bareille, C.*; 野口 亮*; 中山 充大*; et al.
Nature Communications (Internet), 11, p.2888_1 - 2888_9, 2020/06
被引用回数：20 パーセンタイル：75.49(Multidisciplinary Sciences)Solids with competing interactions often undergo complex phase transitions. Among them, CeSb is the most famous material where a number of the distinct magnetic phases called devil's staircase appear. We observed the electronic structure evolution across the devil's staircase transitions using bulk-sensitive angle-resolved photoemission spectroscopy.
黒田 健太*; 越智 正之*; 鈴木 博之*; 平山 元昭*; 中山 充大*; 野口 亮*; Bareille, C.*; 明比 俊太朗*; 國定 聡*; 室 隆桂之*; et al.
Physical Review Letters, 120(8), p.086402_1 - 086402_6, 2018/02
被引用回数：50 パーセンタイル：91.96(Physics, Multidisciplinary)We use bulk-sensitive soft X-ray angle-resolved photoemission spectroscopy and investigate bulk electronic structures of Ce monopnictides (CeX; X=P, As, Sb and Bi). By exploiting a paradigmatic study of the band structures as a function of their spin-orbit coupling (SOC), we draw the topological phase diagram of CeX and unambiguously reveal the topological phase transition from a trivial to a nontrivial regime in going from CeP to CeBi induced by the band inversion.
横山 須美*; 浜田 信行*; 林田 敏幸*; 辻村 憲雄; 立崎 英夫*; 黒澤 忠弘*; 青天目 州晶*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; et al.
Journal of Radiological Protection, 37(3), p.659 - 683, 2017/09
被引用回数：15 パーセンタイル：82.15(Environmental Sciences)国際放射線防護委員会が2011年に水晶体の職業等価線量限度を下げることを勧告して以来、多くの議論が様々な国々でなされてきた。この論文は、日本における水晶体の放射線防護の現状と新しい水晶体線量限度の潜在的なインパクトに関する議論をとりまとめる。トピックは水晶体線量限度の歴史的変遷、水晶体の職業被ばくの現状(例えば、医療労働者, 原子力労働者、および福島原子力発電所労働者)と測定、生物学的研究および放射線白内障に関する疫学研究の現状を含んでいる。焦点は日本の状況に置かれているが、そのような情報の共有は他の多くの国々にとって有用になると思われる。
線3ミリメートル線量当量を測定・評価すべきか?赤羽 恵一*; 飯本 武志*; 伊知地 猛*; 岩井 敏*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; 黒澤 忠弘*; 立崎 英夫*; 辻村 憲雄; et al.
保健物理, 50(4), p.257 - 261, 2015/12
光子と線の混合フィールドでは、皮膚に割り当てられた同じ線量は、
(3)の保守的な推定として水晶体への線量に一般に割り当てられる。しかしながら、線量限度と同じオーダーの非常に高い線量が与えられるかもしれない例外的なケースでは、その保守的にバイアスのかかった線量はあまりにも制限的であり、(3)の正確な評価は望ましい。この記事は、線(3)の線量測定をどんなときに、どのようにしてなすべきかについて実用的な提案をする。
赤羽 恵一*; 飯本 武志*; 伊知地 猛*; 岩井 敏*; 大口 裕之*; 大野 和子*; 川浦 稚代*; 立崎 英夫*; 辻村 憲雄; 浜田 信行*; et al.
保健物理, 49(3), p.153 - 156, 2014/09
外部被ばくによる水晶体の線量測定に係る歴史と方法論について要約する。1989年の放射線防護関係法令の改正において、ICRP1977年勧告に基づいて導入された実効線量当量概念と水晶体の線量限度(150mSv/年)は、体幹部が不均一な放射線に曝される状況下における外部被ばくによる線量評価法を大きく変えた。そのような状況(鉛エプロンの着用によってしばしばもたらされる)では、作業者は、鉛エプロンの下側に一つ、鉛エプロンの上側(一般に上着の襟)にもう一つの個人線量計を着用する。後者の線量計は、実効線量当量評価のための線量分布を与えること、水晶体の線量当量を評価することの二つの役目をはたす。個人線量計によって指示された(10)と(0.07)のうち、値の大きな方又はより適切な値が、(3)の替わりに記録のため使用される。
Yan, X.; 野口 弘喜; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 日野 竜太郎
International Journal of Energy Research, 37(14), p.1811 - 1820, 2013/11
被引用回数：15 パーセンタイル：74.42(Energy & Fuels)GTHTR300発電システムの低温廃熱は、多段フラッシュ型(MSF)海水淡水化プラントに供給される。従来のMSFプラントでは、GTHTR300発電システムの廃熱温度の範囲において、単位排熱量当たりの最大淡水製造量を与える最適な蒸発室入口の塩水温度が存在する。海水淡水化プラントのより有効な性能向上に向けて、多くのステップで蒸発負荷を段階的に増加する新しいMSFの概念を提案する。提案したMSF概念では、同じフラッシュ段数と温度範囲を使用することで、従来のMSFと同様に運転することができる。また、MSFの最適化により、淡水製造量は、GTHTR300発電システムの発電性能に影響を及ぼすことなく45%増加させることができ、さらにGTHTR300発電システムの熱エネルギー利用率は85%に達することができる。
大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 角田 淳弥; 野本 恭信; 田澤 勇次郎; 野口 弘喜; 今井 良行; 橘 幸男
JAEA-Technology 2013-016, 176 Pages, 2013/09
JAEA-Technology-2013-016.pdf:8.62MB
原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への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、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。本検討では、HTR50Sのプラント設計として、原子炉出口温度750Cで発電,蒸気供給,地域暖房を行うシステムを対象としたうえで、原子炉出口温度900Cへの高温化及び中間熱交換器の追設を考慮に入れ、プラント基本仕様及び各設備の設計要件に基づき、炉内構造物,原子炉圧力容器,炉容器冷却設備,停止時冷却設備,中間熱交換器,蒸気発生器及びヘリウムガス循環機,蒸気発生器隔離及びドレン設備,原子炉格納容器,発電設備及び熱供給設備の概念設計、並びに配置概念検討を実施した。これらの結果、各設備ともに設計目標を達成でき、小型高温ガス炉システムの概念設計の技術的成立性を示すことができた。本報は、小型高温ガス炉システムのプラント設計及び技術的成立性評価の結果について報告する。
Na)TiO
松浦 直人*; 飯田 裕之*; 廣田 和馬*; 大和田 謙二; 野口 祐二*; 宮山 勝*
Physical Review B, 87(6), p.064109_1 - 064109_10, 2013/02
被引用回数：30 パーセンタイル：74.44(Materials Science, Multidisciplinary)(BiNa)TiOにおいては600K付近を最大とする誘電率の緩やかな温度変化の他、それに伴う圧電効果の減少が脱分極温度460K-480Kより上で観測される。その起源を中性子散乱を用いて調べた。その結果、
点近傍で強く過減衰したwater-fall的ソフトフォノンが脱分極温度付近で観測されたほか、M点においては誘電率の温度依存性に対応する温度依存性を持つ超格子反射が観測された。これらは、正方晶/菱面体晶相が共存するなかでの強誘電クラスターのダイナミックな性質、これらは脱分極やwater-fallを与える、が重要であることを示している。
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。
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750C及び900C)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。
石山 道; 川崎 一男; 松本 岳也; 寺田 秀行; 菊池 明夫; 溝口 剛*; 池田 博之*
日本保全学会第8回学術講演会要旨集, p.82 - 87, 2011/10
核燃料サイクル工学研究所構内の共同溝には、所内各施設へ供給する電気,水(上水・工業用水)及び蒸気等、ユーティリティにかかわる配線及び配管等が設置されている。共同溝内は、蒸気配管が設置されていることから配管等からの放熱により暑熱環境にある。調査の結果、小口径バルブ周辺の保温材の未設置部分及び蒸気配管保温材の表面からの放熱が多いため、高温環境となることが判明した。このため、小口径弁でも適用できるフレキシブルな保温材の採用と蒸気配管への保温材の追加施工をすることで、配管等からの放熱を低減させることができた。本報告では、共同溝内の温度分布の調査,熱源の特定及び取り組んだ改善策について述べる。
studied by photoemission and soft X-ray absorption spectroscopies内海 有希*; 佐藤 仁*; 栗原 秀直*; 間曽 寛之*; 平岡 耕一*; 小島 健一*; 飛松 浩明*; 大河内 拓雄*; 藤森 伸一; 竹田 幸治; et al.
Physical Review B, 84(11), p.115143_1 - 115143_7, 2011/09
被引用回数：11 パーセンタイル：44.66(Materials Science, Multidisciplinary)典型的な価数揺動系であるYbInCuの価電子状態を、硬X線内殻光電子分光,軟X線吸収実験、及び軟X線光電子分光の温度依存性の実験から研究した。YbInCuの価数転移について、価電子帯からYb 4
状態への電荷移動で記述した。
伊東 秀明; 前田 茂貴; 内藤 裕之; 秋山 陽一; 宮本 一幸; 芦田 貴志; 野口 好一; 伊藤 主税; 青山 卓史
JAEA-Technology 2010-049, 129 Pages, 2011/03
JAEA-Technology-2010-049.pdf:6.99MB
「常陽」では、計測線付実験装置の試料部が変形して原子炉容器内の炉内燃料貯蔵ラックから突き出て炉心上部の機器等と干渉しており、「常陽」を再起動するためには、炉心上部機構(UCS)を交換することが不可欠である。そのためには、30余年の使用期間中に放射化し、線量率が数百Gy/hに達するUCSを炉容器内から取り出すための大型キャスクの製作が必要である。炉心から約1.5m上方のUCSの中性子照射量の計算精度を考慮して約1桁の設計裕度を見込むと、キャスクの総重量が取扱いクレーンの最大荷重100トンを超過する約160トンとなり、設備改造や復旧経費の増加が予想された。このため、海外でも実施例の少ない炉容器内の
線量率を実測して計算誤差にかかわる設計余裕を低減することによりキャスク遮へい厚さを削減することとした。実機で想定される広域の線量率をカバーし、約200Cの高温環境に耐える線量率測定装置を製作し、
Co校正照射施設で線検出器の校正曲線及び温度特性を確認した。炉容器内の他の構造物や集合体の放射線の混成場を考慮して評価するため、UCSと検出器の相対位置やナトリウムの液位を変えた条件で詳細な線量率分布を測定し、解析値で内挿することによりC/E:1.1
2.4に評価精度を高めた。上記の結果を反映することによりUCS交換キャスクの遮へい厚さを削減でき、総重量を100トン未満とできる見通しが得られたことから、設備改造を要することなくUCS交換が可能となった。
林 克彦; 野口 聡; 岸 裕和; 小林 保之*; 中間 茂雄; 藤田 朝雄; 内藤 守正; 多田 浩幸*; 熊坂 博夫*; 郷家 光男*; et al.
JAEA-Research 2010-057, 101 Pages, 2011/03
JAEA-Research-2010-057.pdf:7.47MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分施設において支保工やグラウトに用いられるセメント系材料は、地下水に溶出し高アルカリ環境を生じさせる。このような高アルカリ環境は、緩衝材や埋め戻し材に使用されるベントナイトや周辺岩盤に変質を生じさせ、処分システムの長期的な性能の確保に不確実性を増大させる結果になることが懸念されている。本研究は、セメント系材料の高アルカリ影響に対するセメント量の低減化の観点から、処分システムの長期的な性能に配慮した材料を主体とする支保構造の技術的成立性について、原子力機構及び清水建設の双方が所有する知見を最大限に活用し、検討・評価するものである。それに基づき、将来の高レベル放射性廃棄物処分施設への適用に向けた実現可能性について課題を取りまとめた。
野口 弘喜; 大田 裕之*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; 日野 竜太郎
日本原子力学会和文論文誌, 9(3), p.288 - 295, 2010/09
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉を熱源として水素を製造する技術の確立を目指して、熱化学法ISプロセスの研究開発を進めている。ISプロセスではプロセス流体の一つとして腐食性の強い硫酸を使用する。硫酸環境でのポンプ,配管及び計装機器等の健全性を確認するため、硫酸流動・機器健全性試験装置(SFTL)を製作し、300Cまでの高温濃硫酸を流動させる試験を実施してきた。SFTLでの数百時間の硫酸流動運転試験後に、ポンプ,配管及び計装機器等の健全性を調べた結果、グラスライニング配管やシールに腐食による異常は見られず、ポンプ等に付着した腐食生成物は対硫酸ステンレス鋼(SX)の腐食によるものであった。
