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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。

論文

Design of HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant

Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:87.34(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、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、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運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

論文

Improvement of gross theory of beta-decay on single particle treatment

小浦 寛之; 吉田 正*; 橘 孝博*; 千葉 敏*

JAEA-Conf 2017-001, p.205 - 210, 2018/01

$$beta$$崩壊の大局的理論」の核構造的な詳細に伴う変化、具体的には基底状態のパリティ変化に対応する改良を行った。大局的理論ではこれまで核構造的な詳細の伴う変化は取り入れられておらず、例えば、G. Lorusso et al., PRL114, 192501 (2015)においてその点が指摘されている。今回、$$beta$$崩壊の核行列要素においてK-Y (小浦-山田)ポテンシャル+KTUY (小浦-橘-宇野-山田)質量模型からの核構造情報を用いることにより許容遷移において選択則的な抑制を与えた。その結果核図表上の広い範囲において、$$^{48}$$Ca, $$^{80}$$Zn, $$^{132}$$Sn近辺といった、周期的に過小評価していた領域に対して系統的な改善が見られた。

論文

Improvement of gross theory of beta-decay for application to nuclear data

小浦 寛之; 吉田 正*; 橘 孝博*; 千葉 敏*

EPJ Web of Conferences, 146, p.12003_1 - 12003_4, 2017/09

BB2016-0950.pdf:0.33MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:69.68

A theoretical study of $$beta$$ decay and delayed neutron has been carried out with a global $$beta$$-decay model: the gross theory. In a fissioning nucleus, neutrons are produced by the $$beta$$ decay of neutron-rich fission fragments. This is known as delayed neutrons. The gross theory of the $$beta$$ decay is based on a consideration of the sum rule of the $$beta$$-strength function, and gives reasonable results of $$beta$$-decay rates and delayed neutron in the entire nuclear mass region. We re-analyze and improve the theory on the strength functions and one-particle level densities. We focus on the spin-parity of decaying nucleus, and a hindrance treatment is introduced for the allowed transition on parity-mismatching nuclei. By using the improved gross theory, the ability of theoretically reproduction (and also prediction) on $$beta$$-decay rates, delayed-neutron emission probabilities, decay heat, will be discussed. In the process, we make a new code of the gross theory of $$beta$$- decay including the improved parts. We will show the code, which can be distributed for the nuclear data community.

論文

HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System design

Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信; 堀井 翔一; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.827 - 836, 2016/11

原子力機構では、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、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運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

論文

GTHTR300 cost reduction through design upgrade and cogeneration

Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 306, p.215 - 220, 2016/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Nuclear Science & Technology)

最新の技術知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価をおこなった。設計改良による5%の発電効率向上に加えて、多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。

論文

HTTR demonstration program for nuclear cogeneration of hydrogen and electricity

佐藤 博之; Yan, X.; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 橘 幸男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(3), p.031010_1 - 031010_6, 2016/07

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当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。

論文

Compilation for chart of the nuclides 2014; A Comprehensive decay data

小浦 寛之; 片倉 純一*; 橘 孝博*; 湊 太志

JAEA-Conf 2015-003, p.147 - 152, 2016/03

原子力機構で作製する核図表2014を現在製作中であり、その進捗状況について報告する。本核図表は日本原子力研究所にて1977年の公開以来、1980から2004年4年ごとに公開されてきた。2005年の原子力研究開発機構ヘの移行後、2010年に9回目の公開を行い、今回が10回目の公開となる。本核図表には同位体の半減期、崩壊様式、同位体存在比、核異性体の情報が載せられている。これに加えて元素の周期表、物理基礎定数、特性X線、熱中性子の捕獲および核分裂断面積が掲載されている。現在作製中の核図表に採用する実験データは2014年6月末までのものとした。今回の修正点は実験データに関しては、(1)中性子放出,陽子放出に対する不安定同位体の新たな掲載(32同位体)、(2)崩壊様式の区分の増加(12例から23例へ)、(3)中性子ドリップ線、陽子ドリップ線の描画、および$$beta$$崩壊遅発核分裂の可能限界線の描画、理論データに関しては従来の3崩壊($$alpha$$, $$beta$$,自発核分裂)に加えて新たに2崩壊(1陽子, 2陽子放出)を加え、中性子過剰核側の整備を行った。今回の改訂により実験的に確認された同位体は3150におよび、そのうち半減期が測定された核種が2914核種であるという結果を得た。

論文

Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Progress in Nuclear Energy, 82, p.46 - 52, 2015/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:65.81(Nuclear Science & Technology)

本報告では、熱化学法ISプロセスによる水素製造施設を高温ガス炉に接続する上での安全設計に対する考え方を具体化するとともに、安全設計方針及び適合のための設計方針、水素製造施設を非「原子炉施設」として扱うための条件とこれに応じた設計対応を示した。また、実用高温ガス炉水素製造システムGTHTR300Cを対象に、水素製造施設の非「原子炉施設」化のための設計対応及び安全設計方針適合のための設計方針が工学的に成立することを明らかにした。

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。

論文

Thermal analysis of heated cylinder simulating nuclear reactor during loss of coolant accident

佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1317 - 1323, 2014/11

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

本報告では、冷却材喪失事故時の原子炉の崩壊熱除去特性について評価を行った。原子炉を模擬した円柱体系での非定常熱伝導解析により、崩壊熱除去の成立性の支配因子を決定するとともに、導出した支配因子をパラメータに非定常熱伝導計算を行い、燃料温度制限値を満足する設計範囲を導出した。計算結果から、冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な原子炉の設計範囲が、炉心平均出力密度に対応した原子炉の熱容量と熱伝導率の関係式で表されることを明らかにした。また、被覆燃料粒子の適用により、Zr被覆管燃料に対し、設計範囲が大幅に増大することが示された。さらに、高温ガス炉は冷却材喪失時に崩壊熱除去を可能な範囲に設計可能であることが見出された。

論文

Validation and application of thermal hydraulic system code for analysis of helically coiled heat exchanger in high-temperature environment

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1324 - 1335, 2014/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.74(Nuclear Science & Technology)

HTTR試験データを用いて高温環境で使用されるヘリカルコイル型熱交換器を対象にシステム解析コードの検証を行った。また、これまで得られている相関式を整理し、システム解析コードへの組み込みを行った。加えて、HTTR-IS水素製造システムの安全解析を行い、システム解析コードの適用性を評価した。試験結果と計算結果の比較から、既存の相関式群を用いた場合、伝熱管温度を低く評価することが示された。また、試験結果と計算結果の比較や安全解析結果から、新たに実装した相関式群を用いることで、安全解析に適用する上で十分な精度で熱交換器の構造材温度が評価できる見通しを得た。

論文

Safety design approach for the development of safety requirements for design of commercial HTGR

大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 橘 幸男; 西原 哲夫; Yan, X.; 坂場 成昭; 國富 一彦

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10

実用高温ガス炉の安全要件の作成を目的として、日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会が2013年に設立された。本安全要件では、他炉型とは異なる高温ガス炉の固有の安全特性を十分に考慮すると共に、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の要求などを取り込む方針である。安全要件の作成にあたり、安全要件の基本思想となる安全設計アプローチについて検討を行った。本講演では、研究専門委員会における論点、安全設計アプローチの検討結果などについて報告する。

論文

GTHTR300 cost reduction through design upgrade and cogeneration

Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

最新の技術的知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価を行った。設計改良による発電効率の5%向上に加えて、原子力機構が提案する多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。

報告書

高温ガス炉の多様な産業利用に向けたHTTR熱利用試験計画

佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X.; 久保 真治; 西原 哲夫; 橘 幸男; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2014-031, 30 Pages, 2014/09

JAEA-Technology-2014-031.pdf:17.95MB

本報告では、最終目標である熱電供給用高温ガス炉システムGTHTR300Cの実現に向けて、高温ガス炉の技術的課題である原子炉施設と水素製造施設の接続時の安全基準及びこれに適語する設計の確立やヘリウムガスタービンの総合的性能の検証に資するため、HTTRを用いた熱利用試験計画での技術実証項目を提案するとともに、熱利用システムのプラント概念を明らかにした。

論文

GTHTR300; A Nuclear power plant design with 50% generating efficiency

佐藤 博之; Yan, X.; 橘 幸男; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 275, p.190 - 196, 2014/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:86.15(Nuclear Science & Technology)

発電効率向上を目的に、最新の技術的知見をもとに高温ガス炉システムGTHTR300の設計改良を行った。圧縮機試験結果を反映することでタービン及び圧縮機の効率を向上させるとともに、炉心設計により原子炉出口温度950$$^{circ}$$Cにおいても通常時及び減圧事故時の燃料最高温度が設計目標値以下となることを明らかにした。また、単結晶ニッケル基合金を採用することで、タービン入口温度950$$^{circ}$$Cにおいてもタービン翼の健全性を確保できることを示した。これらサイクルパラメーターを反映したサイクル計算を行った結果、送電端における発電効率が45.6%から50.4%に向上することを示した。

論文

Feasibility study on Naturally Safe HTGR (NSHTR) for air ingress accident

大橋 弘史; 佐藤 博之; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 271, p.537 - 544, 2014/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:28.59(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故以降、いかなる事故が発生しても、特段の機器・設備を必要とせず、物理現象のみで人及び環境に有害な放射線の影響を与えないことを目的とした本質的安全高温ガス炉の研究開発を開始した。高温ガス炉にとって過酷な事象である空気侵入事故時において、燃料被覆層の放射性物質閉じ込め機能を喪失させる原因事象として、黒鉛酸化反応で発生する一酸化炭素(CO)の爆発による破損、黒鉛酸化反応熱による昇華等が挙げられる。本研究では、1次系配管の2箇所破断を想定した過酷な空気侵入事故時における本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すため、1次元定常モデルを用いて、円管流路におけるCO濃度及び反応熱に関する解析評価を行った。この結果、空気中の酸素との穏やかな反応によって冷却流路出口におけるCO濃度を爆発下限濃度未満に抑制、及び反応熱を物理現象のみによって除去可能な冷却材流路形状の条件が存在することを明らかにした。これにより、空気侵入事故時のCO爆発抑制及び反応熱除去に関して、本質的安全高温ガス炉の技術的成立性を示すことができた。

論文

Analysis of core heat removal capability under DLOFC accidents for HTGRs

佐藤 博之; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 小川 益郎

Nuclear Engineering and Design, 271, p.530 - 536, 2014/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.81(Nuclear Science & Technology)

本報告では、減圧事故時において能動的及び受動的設備の動作に期待することなく崩壊熱及び残留熱を除去可能な高温ガス炉の除熱特性を評価した。炉心、原子炉圧力容器および土壌、それぞれを集中定数化した簡易モデルを用いて非定常の温度挙動評価を行うとともに、炉心高さ、初期炉心温度、反射体高さ、炉室サイズおよびピーキング係数をパラメータとした検討を行った。計算結果から、炉心の出力密度および原子炉出力と半径の相関関係を得るとともに、崩壊熱及び残留熱除去の観点から本質的安全高温ガス炉が成立する見通しを得た。

論文

Transient analysis of depressurized loss-of-forced circulation accident without scram in high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; Yan, X.; 橘 幸男; 國富 一彦; 加藤 之貴*

Nuclear Technology, 185(3), p.227 - 238, 2014/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.81(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉のスクラム不作動を伴う減圧事故に対する設計上の重要な因子の摘出を目的として、通常運転時の炉心温度及び温度係数をパラメータとした原子炉出力及び温度の過渡挙動評価を行った。解析結果から、通常運転時の燃料温度を低減することで、再臨界発生時刻が遅延し、燃料最高温度の低減を図ることができることを明らかにした。また、減速材温度係数が負の炉心においては、通常運転時の減速材温度を低減することで、燃料最高温度が低減されることを見いだした。本結果から、冷却材喪失に加え、炉停止系が作動しない条件下においても燃料温度に対する判断基準を満足する炉心が成立する目途を得た。

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。

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