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国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.
JAEA-Conf 2016-004, p.41 - 46, 2016/09
加速器を用いた種々のアプリケーションを開発・設計するための基礎データとして、中性子や陽子入射の高エネルギー核データを整備する必要がある。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行うと共に、特に医療分野で需要の高い
Liや
Be等の核種を新たに加えて、約130核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、ライブラリの概要を説明すると共に、粒子輸送計算コードPHITSやMCNPXを用いた中性子透過計算等における積分検証結果を中心に報告する。
岡本 力; 湊 太志; 小浦 寛之; 岩本 修
JAEA-Data/Code 2015-029, 30 Pages, 2016/03
JAEA-Data-Code-2015-029.pdf:1.81MB
核データ研究グループから1976年より4年おきに冊子体「核図表」が発行されている。そのデータをウェブ上からも利用できるよう1999年にWWW(World Wide Web)用核図表作成プログラムの開発が行われた。しかし当時のインターネット技術に比べ現在は回線スピード、ブラウザ機能、JavaScriptライブラリなどが進歩している。2014年度版核図表の発行に伴い、より利便性を図るため、新しいインターネット技術を導入し、WWW核図表の作成方法・インターフェースの改良を行った。インターフェースにはスクロール画面を導入し、マップの画面移動が容易にすると共に、ドラッグスクロール機能も追加した。さらにスマートフォンなどモバイル端末からのアクセスも想定し、軽量版を用意して自動切り替えの処置も行った。これらの技術の導入によりアクセスタイムの軽減や、外出時での利用も可能なシステムとなった。また2014年度版の核図表にはあらたに崩壊図が追加されたため、図の作成方法を再検討した。そこで容易に図形を作成するためにSVG(Scalable Vector Graphics)を採用した。今回の改良により従来に比べてWWW核図表の利便性が大幅に増した。
辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。
C high temperature gas-cooled reactor中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
大橋 一孝; 西原 哲夫; 國富 一彦; 中野 正明*; 田沢 勇次郎*; 岡本 太志*
日本原子力学会和文論文誌, 7(1), p.32 - 43, 2008/03
950Cもしくはそれ以上の高温の原子炉出口温度を目指す、超高温ガス炉(VHTR)の開発に関する関心が世界的に高まっており、GIF(第4世代原子炉システム国際フォーラム)においても、VHTRが候補炉型の一つとして取り上げられている。日本原子力研究開発機構においても、VHTRを用いた電力-水素併産プラントであるGTHTR300Cに関する開発を開始した。GTHTR300Cの研究では、出口温度950CというVHTRの条件において、高温工学試験研究炉(HTTR)で実績のあるピンインブロック型燃料を採用した炉心での基本的な成立性の見通しを得たが、一方で、例えば1次系のメンテナンス時における作業員の被ばく線量低減の観点からの、炉心性能のさらなる向上も求められる結果となった。本論文では、マルチホール型燃料体による出口温度950Cの炉心概念の構築を行い、メンテナンス線量に与える影響の検討を行った結果について報告する。後者については、GTHTR300に関して従来得られていた結果と比較してよりメンテナンス性に優れていることを示す。
岡本 太志*; 戸澤 克弘*; 西原 哲夫; 國富 一彦
no journal, ,
水素製造,ガスタービン発電などの幅広い核熱利用に対応するために出口ガス温度950Cの実用超高温ガス炉(VHTR)が期待されている。ここでは、積層黒鉛構造物である炉構造からの漏れ流れの低減や新型燃料体としてマルチホール型燃料体の採用により炉心の熱的性能を向上させた高性能VHTR炉心の概念検討を行った。本報告では設計要求条件と全体概念及び成果の概要について報告する。
田沢 勇次郎*; 岡本 太志*; 大橋 一孝; 國富 一彦
no journal, ,
実用超高温ガス炉(VHTR)で検討している2つの燃料体形式(ピンインブロック型燃料体, マルチホール型燃料体)について、原子炉運転中に1次冷却材中へ漏洩するFP放出量評価を実施した。この結果、マルチホール型燃料体の方が放出量は少なく、1次系機器メンテナンス等の面で有利であることを確認した。
辻 延昌*; 岡本 太志*; 村上 知行; 國富 一彦
no journal, ,
実用超高温ガス炉では、原子炉出口冷却材が950Cという厳しい条件においても燃料温度を低く保つために必要な炉心有効流量を確保しなければならない。このため3次元伝熱解析を実施して炉心有効流量の目標値を定量的に評価し、炉構造に耐熱性炉心拘束機構・固定反射体内流路管を取入れることにより達成できることを確認した。
Yan, X.; 國富 一彦; 辻 延昌*; 岡本 太志*
no journal, ,
VHTRの安全評価では、主冷却系配管の破断を設計基準事故として想定する必要がある。同事故では、配管破断部から炉心への大量の空気侵入が発生した場合に、燃料及び炉心黒鉛構造物の酸化の可能性が重要な安全上の問題とされている。本検討では、空気侵入挙動の解析を実施するとともに、空気侵入を実効的に防止するための方策として、新たに持続的な空気侵入対策(SCAD)の概念を提案する。
春日 章二*; 久保田 健一*; 岡本 太志*; 前川 勇*; 降旗 昇*; 斎藤 正直*; 城戸 裕治*; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦
no journal, ,
原子力新興国での利用に適する熱電供給高温ガス炉システムの概念設計として、国内メーカーと共同でシステムの基本仕様及び炉心仕様を決定するとともに、ヒートマスバランス計算を行い、系統仕様を決定した。また、炉心核熱流動設計を行い、HTTRと比較して、約1.4倍の出力密度、約1.5倍の燃焼度と2年間の長期連続運転を1/4の濃縮度数で 実現できる炉心を決定した。
岩本 修; 国枝 賢; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力
no journal, ,
JENDL-4.0の高エネルギーへの拡張のため、中重核に対する200MeVまでの中性子及び陽子入射核反応の核データ評価を行った。評価には主としてJENDL-4.0の開発に用いた核反応モデル計算コードCCONEを使用した。CCONEコードの高エネルギー核反応に対する計算の信頼性を向上させるため、前平衡過程のモデル等の改良を行った。JENDL高エネルギー核データファイル2007の評価値と比較し、核反応放出スペクトル及び核種生成反応断面積の測定データの再現性が向上した。評価結果について報告する。
国枝 賢; 岩本 修; 岩本 信之; 湊 太志; 岡本 力; 佐藤 達彦; 中島 宏; 岩元 洋介; 岩元 大樹; 北谷 文人; et al.
no journal, ,
原子力工学、物質・生命科学および医療等の分野において陽子線加速器の応用が推進されており、施設設計のために、広いエネルギー領域に亘る中性子・陽子入射の評価済核データが必要とされている。本研究では、光学モデルや前平衡モデル計算における最新の知見を投入してJENDL/HE-2007の見直しを行った。さらに、特に医療分野で需要の高いLi-6,7やBe-9等の核種を新たに加えて、132核種に対する200MeVまでの中性子・陽子核データライブラリJENDL-4.0/HEを完成させた。本発表においては、評価計算手法の概要や二重微分断面積等の結果、および積分検証結果を報告する。
