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

https://doi.org/10.1016/C2018-0-05383-9

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。

Development of PRW welding technology for 9Cr-ODS cladding tube

関 正之; 木原 義之; 皆藤 威二; 塚田 竜也*; 本木 和彦*; 平子 一仁*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

原子力機構では、高速炉における集合体平均150GWd/tの燃焼度を達成するために、耐スエリング性と高温強度に優れた酸化物分散強化型被覆材(ODS鋼)の開発を進めている。ODS鋼の端栓溶接に際しては、従来のTIG溶接のような融接法では溶融部にポロシティーが生じて必要な溶接強度が得られないことから、固相溶接法の一つである加圧抵抗溶接法の開発を行っている。また、溶接部における残留応力の緩和のために溶接部熱処理装置及び溶接部の健全性確認のために超音波探傷装置の開発も合わせて実施している。本報告は、これら装置の特徴と溶接強度及び原子炉を用いた照射試験結果についてまとめて報告するものである。

Conceptual design for a large-scale Japan sodium-cooled fast reactor, 3; Core design in JSFR

大久保 努; 大木 繁夫; 小倉 理志*; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.479 - 486, 2011/05

http://www.icapp.ans.org/icapp11/program/abstracts/11345.pdf

大型の日本型Na冷却高速商用炉を対象とした概念設計検討と関連する技術開発が、高速炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの一環として実施されている。JSFRでは、次世代のプラント概念として、経済性確保や信頼性と安全性の向上のため、多くの革新技術を採用している。本論文では、JSFR炉心の概念設計検討の最新の結果について述べる。炉心設計における最も重要な点は、150GWd/tの高燃焼度の達成であり、このための被覆管としてODS鋼を想定している。増殖比に関しては柔軟性を有する設計としており、1.0から1.2程度の範囲に関して互換性を有する燃料集合体設計とすることを基本思想としている。また、軽水炉から高速炉への移行期において予想される幅広い燃料組成を想定している。これまでの設計研究から、直径10mm程度の太径の燃料棒を使用する高内部転換型炉心概念に基づいたJSFR炉心概念によって、上述の特性を含む設計目標や要求を満足できることが明らかになった。

Carbon-14 analysis in solidified product of non-metallic solid waste by a combination of alkaline fusion and gaseous CO trapping

石森 健一郎; 亀尾 裕; 松江 秀明; 大木 善之*; 中島 幹雄; 高橋 邦明

Applied Radiation and Isotopes, 69(2), p.506 - 510, 2011/02

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2010.10.014

非金属性の低レベル放射性固体廃棄物を溶融処理して作製される溶融固化体中のCについて簡易・迅速な分析法を確立するために、試料分解法としてアルカリ融解を組合せた放射化学分析を検討した。熱中性子照射によるN(n,p)C核反応を利用して作製したC含有模擬溶融固化体の分析を行い、燃焼法を用いる従来の分析法と結果を比較した。アルカリ融解を用いる本法において模擬溶融固化体からCを精度よく定量的に回収されたことから、従来法よりもCを効率的に分離することができ、溶融固化体の分析法として優れていることがわかった。

放射性雑固体廃棄物から製作される溶融固化体の標準試料作製; 線放出核種を含有する溶融固化体標準試料(共同研究)

石森 健一郎; 大木 恵一; 高泉 宏英; 亀尾 裕; 大木 善之*; 中島 幹雄

JAEA-Technology 2007-065, 20 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-065.pdf:1.4MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所内で発生する非金属の低レベル放射性雑固体廃棄物から作られる溶融固化体を放射化学分析する際に必要となる標準試料を作製するため、溶融固化体を模擬した標準試料の調製法を検討した。模擬雑固体廃棄物を想定して非放射性のコンクリートとFeOの混合粉末を使用してるつぼへの充填条件及び昇温条件を変えて溶融試験を行い、溶湯がるつぼから溢れない最適な条件を決定した。また混合粉末に安定同位体トレーサーとしてCsを添加して1600Cの電気炉で溶融試験を行ったところ、溶融固化体の塩基度を低くすることで揮発しやすいCsも固化体中に残存することがわかった。以上の検討で得られた最適な溶融条件で溶融することで、線放出核種Np, Am, Cmを含有する溶融固化体標準試料を作製できた。放射能分析により決定した各核種の放射能濃度はNpは0.1880.001Bq/g、Amは0.3680.004Bq/g、Cmは0.4020.01Bq/gであった。

Analyses of heat load in ITER NBI duct and neutron streaming through pressure relief line

佐藤 聡; 山内 通則; 西谷 健夫; 伊尾木 公裕; 飯田 浩正; 片岡 良之

JAEA-Technology 2006-032, 91 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-032.pdf:12.8MB

国際熱核融合実験炉ITERでは、NBIダクトの構造及び熱水力設計のために、プラズマ近傍に設置されるNBIダクト内壁の熱負荷分布が重要である。その熱負荷は、NBIダクト壁中の核発熱とプラズマからの制動輻射やライン輻射によるNBIダクト内壁表面の表面熱流束からなり、MCNP-4CコードとFENDL-2ライブラリーを使用して3次元モンテカルロ輸送計算によりその分布を評価した。その結果、中性子及び線による核発熱率は、プラズマに面する壁,プラズマに面しない壁ともに最大で57MW/m、プラズマからの制動輻射及びライン輻射による表面熱流束は、プラズマに面する壁で0.170.18MW/m、プラズマに面しない壁で0.020.03MW/mとなった。一方、真空容器内圧力抑制系の真空境界として取り付けられている圧力逃し用破裂盤は、圧力抑制系の中性子ストリーミングにより放射化し、ITER停止時の保守作業を困難にする恐れがある。簡易ストリーミング計算と放射化計算によりその放射化レベルを評価した結果、圧力抑制系の構造を1辺1.2m以上の矩形断面とし、圧力抑制系の第1脚が3m以上、配管の屈曲数が1回以上あれば、保守作業時に破裂盤周辺の空間線量率を制限値である10Sv/hより低くできることがわかった。

高温工学試験研究炉(HTTR)の冷却材の流れ; 炉心支持板下面における冷却材の流動特性の解析

稲垣 嘉之; 藤本 望; 元木 保男; 伊与久 達夫; 丸山 創; 塩沢 周策

JAERI-M 90-223, 30 Pages, 1990/12

JAERI-M-90-223.pdf:0.78MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持板は、炉心及び炉心支持黒鉛構造物の鉛直方向の荷重を直接支持する機能を有し、その上部にある炉床部断熱層により、炉心内の高温冷却材(約950C)からの熱伝導を低減するとともに、その下面を低温冷却材(約400C)で冷却して、制限温度を超えない構造としている。炉心支持板下面の冷却材流路には、1次ヘリウム配管、補助ヘリウム配管及び多数の支持板支持柱等の構造物がある。これらの構造物は、冷却材を偏流させる可能性があり、その結果として炉心支持板にホットスポットが生じる可能性がある。炉心支持板下面の冷却材の流動を明らかにするために、3次元熱流体解析コードSTREAMを用いて解析を行なった。更に、その解析結果から得られた流速分布より、炉心支持板の温度分布を解析した結果、ホットスポットが発生するような偏流が生じないことを確認した。

溶融固化体に対する放射能測定手法の簡易・迅速化,6; Se分離法の検討

亀尾 裕; 片山 淳; 中島 幹雄; 大木 善之*; 磯貝 啓介*

no journal, , 

雑固体廃棄物をプラズマ溶融して製作した溶融固化体の放射能評価技術開発の一環として、線放出核種であるSeに対する簡易な分離法について検討した。Seの分離精製の過程で混入しやすい核種を推定してその除染法を検討し、放射性廃棄物に対するSeの分析フローを作成した。本分析フローを実廃棄物試料に適用した結果、SrやCs等の妨害核種をSeフラクションから十分に分離できることが明らかとなった。

ナガガジ由来不凍タンパク質の結晶化と単結晶中性子回折測定

大原 高志; 安達 基泰; 玉田 太郎; 黒木 良太; 近藤 英昌*; 西宮 佳志*; 津田 栄*

no journal, , 

不凍タンパク質(AFP)はおもに極地に生息する魚類の体内に含まれるタンパク質で、氷の表面に結合することで氷結晶の成長を抑制し、体液の凝固点を下げる働きを持つ。北海道沿岸に生息するナガガジの体内では多数の3型AFP(nfeAFP)のアイソフォームが発現しており、これらはSP-及びQAE- sephadex結合グループに分類される。どちらのアイソフォームも氷表面に結合する機能は有するが、氷結晶の成長を抑制し、体液の凝固点を下げる機能は両者で大きく異なる。そこで、われわれは両者におけるタンパク質分子周辺の水和水ネットワークを解明し、その違いを明らかにすることでAFPの活性のメカニズムを解明することを目的として、nfeAFPの中性子構造解析に取り組んでいる。本発表では、SP型のnfeAFPであるnfeAFP6の大型結晶作製と単結晶中性子回折実験について報告する。

高速増殖実証炉に向けた炉心概念検討,1; 全体概要

大久保 努; 大木 繁夫; 小倉 理志*; 大久保 良幸*

no journal, , 

2025年頃の実証炉の実現に向けて、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR:Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の出力75及び50万kWe炉心概念に関する設計検討を進めている。本報では、その全体概要として、現状を報告する。実証炉の概念検討においては、炉心の設計目標,要求及び条件として、150万kWe級のJSFR実用炉と同一の設定を行っている。炉心を構成する燃料集合体や燃料棒の設計も、それらの実証という観点に基づき、基本的に同一のものとすることを基本方針としている。また、燃料組成に関しては、実用炉で想定しているMA含有燃料組成に加え、2025年頃の燃料サイクルの状況を踏まえ、現行の軽水炉使用済燃料再処理から得られる高除染U-Pu組成も想定した条件を設定している。これまでの炉心設計検討の結果、上記の設計条件を満足する炉心設計が可能との見通しを得るとともに、想定した燃料組成の幅に起因する炉心特性の変動幅を把握した。