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論文

Dynamics of radiocaesium within forests in Fukushima; Results and analysis of a model inter-comparison

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、事故から50年後の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。

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

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

論文

HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant

佐藤 博之; 野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; Yan, X.; 大橋 弘史

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.759 - 766, 2016/11

本研究では、HTTRにガスタービンと水素製造施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの性能評価を行った。起動停止運転及び負荷追従運転について検討するとともに、発電機負荷喪失時や水素製造施設異常時におけるプラント動特性評価を行い、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントにより、実用高温ガス炉の運転制御技術の確証試験が実施できることを明らかにした。

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

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

論文

HTTR demonstration program for nuclear cogeneration of hydrogen and electricity

佐藤 博之; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

本報告では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、高温ガス炉技術の課題である、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有するシステム設計及び運転制御方式の確立に資するため、HTTR試験計画を提案するとともにスケジュールやプラント概念を明らかにした。

報告書

試験研究炉における一次冷却水中へのトリチウム放出源に関する検討; JMTR, JRR-3M及びJRR-4運転データから評価したトリチウム放出率

石塚 悦男; 本橋 純; 塙 善雄; 米田 政夫; 綿引 俊介; Mukanova, A.*; Kenzhina, I. E.*; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2014-025, 77 Pages, 2014/08

JAEA-Technology-2014-025.pdf:43.46MB

JMTRやJRR-3では、原子炉の運転に伴って一次冷却水中のトリチウム濃度が高くなることが明らかになっている。本報告書では、これらのトリチウム放出源を明らかにするため、JMTR, JRR-3M及びJRR-4の各運転サイクルにおけるトリチウム放出率を実測値から評価した。この結果、炉心構成材にベリリウムを使用していないJRR-4のトリチウム放出率は8Bq/Wd以下であり、運転に伴うトリチウム濃度の上昇は認められなかった。これに対して、炉心構成材にベリリウムを使用しているJMTR及びJRR-3Mでは、トリチウム放出率がそれぞれ約60$$sim$$140及び約10$$sim$$95Bq/Wdで運転に伴ってトリチウム濃度が上昇すること、ベリリウム製炉心構成材を新規製作品と交換するとトリチウム放出率が一時的に低下し、その後、運転サイクルとともに増加する傾向が見られた。

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

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:55.77(Nuclear Science & Technology)

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの核分裂生成物放出量計算コードFORNAX-A

相原 純; 植田 祥平; 中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2013-025, 64 Pages, 2014/03

JAEA-Data-Code-2013-025.pdf:2.54MB

FORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aの概要及び基礎式を説明するものである。FORNAX-Aはフィックの法則に基づいており、通常運転時及び、黒鉛スリーブ・燃料コンパクトの破損(酸化を含む)及び燃料核の溶融を伴わない事故時(核分裂停止,温度上昇等)におけるFP放出量の計算を行うことができる。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB

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。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,4; プラント設計及び技術的成立性評価

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750$$^{circ}$$C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900$$^{circ}$$C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。

報告書

実用高温ガス炉システムにおける被覆燃料粒子の健全性評価

相原 純; 植田 祥平; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2012-044, 9 Pages, 2013/02

JAEA-Technology-2012-044.pdf:1.22MB

原子力機構は電気出力300MW程度である実用高温ガス炉システムであるGas Turbine High Temperature Reactor 300(GTHTR300)の設計を行っていた。GTHTR300の設計においては、安全機能の簡素化等により経済性の点で有利なプラントとすることを目指していた。GTHTR300の燃料粒子の健全性については既に解析的評価が行われているが、その後、公称7%FIMAまでのHTTR用の被覆燃料粒子の先行照射試験により、燃料粒子の破損原因の1つである内圧破損については新たな知見が加わった。そこで、既に発表した方法により、この先行照射試験結果よりGTHTR300の被覆燃料粒子の内圧破損率を外挿評価した。その評価結果、及び、過去に行われた他の原因による被覆燃料粒子の破損についての解析結果を考慮すると、初期破損率がHTTR初装荷燃料と同様である場合、GTHTR300の燃料交換時における炉心体積平均の被覆燃料粒子の破損率は事故時の一般公衆の被ばくの観点から十分に小さいと言える。

報告書

SiC-TRISO燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2

相原 純; 大橋 弘史; 沢 和弘; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2012-030, 13 Pages, 2013/02

JAEA-Data-Code-2012-030.pdf:1.18MB

高温ガス炉(HTGR)のSiC-TRISO被覆燃料粒子の運転時破損率予測のため、既存のCode-B-1を改良し、Code-B-2を開発した。Code-B-2においては、Code-B-1においては取り扱えなかった照射温度の変動を取り扱えるように内圧計算部を改良した。また、応力計算に重要なPyCの照射クリープ定数及び照射スウェリング速度を、米国においてさまざまなPyCについて照射データをまとめたレポートに基づいて求めるように改良した。本稿においてわれわれは、まずこのCode-B-2の詳細について述べる。さらに、著者らが過去において提案した方法でCode-B-2を用いて日本製高品質SiC-TRISO被覆燃料粒子の破損率を計算する場合に仮定するある物性値(PyCのベーコン異方性因子)を求める。

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

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

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

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発とともに、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

報告書

JRR-4中性子ビーム設備の特性測定; 反射体変更後のBNCT線量解析精度の評価

堀口 洋徳; 中村 剛実; 本橋 純; 樫村 隆則; 市村 茂樹; 笹島 文雄

JAEA-Technology 2012-003, 38 Pages, 2012/03

JAEA-Technology-2012-003.pdf:2.55MB

研究炉JRR-4では、悪性脳腫瘍や頭頸部癌等に対するホウ素中性子捕捉療法(BNCT)の臨床研究が実施されている。BNCTは、熱中性子と患者に投与されたホウ素($$^{10}$$B)との核反応を利用した放射線治療法である。JRR-4では、反射体要素の不具合に伴い、全種類の反射体要素について設計仕様の変更が行われた。新たな反射体要素の製作においては、計算解析により中性子ビーム設備への影響を考慮した設計を行っている。反射体要素の据え付け終了後、中性子ビーム設備の性能についてフリービーム実験及び水ファントム実験による確認を実施した。得られた実験結果と本解析手法による結果を比較することにより、BNCTの治療計画に必要となる計算誤差を評価することができた。

論文

Irradiation-induced dimensional change and fracture behavior of C/C composites for VHTR application

角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘; 藤田 一郎; 大橋 純*; 瀧澤 健太郎*; Kim, W.*; Park, J.*

Ceramic Materials for Energy Applications; Ceramic Engineering and Science Proceedings, Vol.32, No.9, p.1 - 12, 2011/11

第4世代原子炉システムの1つであるVHTRの温度条件は厳しいため、炭素繊維強化炭素複合材料の制御棒要素への適用がVHTRの開発において主な課題の一つである。原子力機構では2次元C/Cコンポジットに着目し研究開発を進めている。2次元C/Cコンポジットは、照射前後で繊維方向と積層方向に異方性を有するため、制御棒の設計ではそれらを考慮することが重要である。特性への照射効果を調べるため、原子力機構ではC/Cコンポジットの照射試験を実施し、両方向の照射特性の評価を行った。また、C/Cコンポジットは繊維とマトリックスから構成されるため、亀裂の進展を評価する必要がある。亀裂の進展評価により破壊特性を評価するため、制御棒の亀裂を模擬した曲げ試験を実施し、試験片中の亀裂を観察した。ここでは、2次元C/Cコンポジットの照射効果について、異方性を考慮した照射後試験の結果をもとに評価した結果を示す。また、等価破壊靱性値の評価結果及び破壊のメカニズムの検討結果についても併せて示す。

論文

Momentum-resolved electronic excitations in the Mott insulator Sr$$_2$$IrO$$_4$$ studied by resonant inelastic X-ray scattering

石井 賢司; Jarrige, I.; 吉田 雅洋; 池内 和彦*; 水木 純一郎; 大橋 啓*; 高山 知弘*; 松野 丈夫*; 高木 英典*

Physical Review B, 83(11), p.115121_1 - 115121_5, 2011/03

 被引用回数:67 パーセンタイル:91.69(Materials Science, Multidisciplinary)

We report an Ir $$L_3$$-edge resonant inelastic X-ray scattering (RIXS) measurement of the low-lying electronic excitations in Sr$$_2$$IrO$$_4$$ over the complete Brillouin zone of the IrO$$_2$$ plane. A remarkably strong inelastic signal which exceeds the elastic scattering in intensity is observed. Peaks observed at 0.5, 3.2, and 6.0 eV are respectively ascribed to an interband transition across the Mott gap and charge-transfer excitations from the O $$2p$$ band to the Ir $$5d$$ bands. The dispersion of the Mott gap excitation is found to be particularly weak. This is interpreted as a signature of the narrow $$5d$$ bands of the novel Mott insulating state of Sr$$_2$$IrO$$_4$$ induced by the strong spin-orbit interaction.

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