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。

Core design and safety analyses of 600 MWt, 950C 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。

Test plan using HTTR (High Temperature engineering Test Reactor)

高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10

原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。

重照射された原子炉材料のための遠隔操作型結晶方位解析装置の整備

加藤 佳明; 三輪 幸夫; 高田 文樹; 近江 正男; 中川 哲也

JAEA-Testing 2008-005, 48 Pages, 2008/06

JAEA-Testing-2008-005.pdf:13.36MB

本報告は、JMTRホットラボ施設に設置した照射後原子炉材料のための結晶方位解析装置に関するものである。同装置は、原子炉材料の照射後試験設備の1つとして世界で初めてホットセル内に設置され、IASCC(照射誘起応力腐食割れ),IGSCC(粒界型応力腐食割れ)の研究に貢献している。その整備と運転経験についてまとめた。

Crystal and magnetic structures and their temperature dependence of CoZ-type hexaferrite (Ba, Sr)CoFeO by high-temperature neutron diffraction

高田 幸生*; 中川 貴*; 徳永 仁寿*; 福田 泰成*; 田中 貴佳*; 山本 孝夫*; 橘 武司*; 川野 眞治*; 石井 慶信; 井川 直樹

Journal of Applied Physics, 100(4), p.043904_1 - 043904_7, 2006/08

https://doi.org/10.1063/1.2204334

CoZ型六方晶フェライト(Ba, Sr)CoFeOの高温中性子粉末回折を行い、回折パターンのRietveld解析から結晶構造及び磁気構造の温度依存性を調べた。BaCoFeO及びBaSrCoFeOでは、磁気モーメントが523-573Kにおいてc面方向からc軸方向へと変化することがわかった。また、SrCoFeOではその磁化容易方向の変化温度が50K低下することを見いだした。

Analysis of neutronic experiment on a simulated mercury spallation neutron target assembly bombarded by Giga-electron-Volt protons

前川 藤夫; 明午 伸一郎; 春日井 好己; 高田 弘; 猪野 隆*; 佐藤 節夫*; Jerde, E.*; Glasgow, D.*; 仁井田 浩二*; 中島 宏; et al.

Nuclear Science and Engineering, 150(1), p.99 - 108, 2005/05

https://doi.org/10.13182/NSE05-A2504

米国BNLのAGS加速器による1.94, 12, 24GeVの陽子ビームを入射した鉛反射体付き水銀核破砕中性子ターゲット模擬体系における中性子工学実験の解析を行い、陽子加速器駆動による核破砕中性子源に対する中性子工学計算の妥当性検証を行った。解析にはモンテカルロ法粒子輸送計算コードNMTC/JAM, MCNPX, MCNP-4A、及びJENDL, LA-150の核データライブラリを用いた。その結果、取り扱ったエネルギー範囲がGeVからmeVまで12桁以上に及ぶにもかかわらず、高速中性子束及び熱中性子束の計算値はほぼ40%以内で実験値と一致した。このことから、これらの計算コードとデータの組合せによる中性子工学計算により、核破砕中性子源の核特性評価を適切に行えるとの結論を得た。

Current status of the AGS spallation target experiment

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Proceedings of 6th Meeting of the Task Force on Shielding Aspects of Accelerators, Targets and Irradiation Facilities (SATIF-6), (OECD/NEA No.3828), p.27 - 36, 2004/00

米国ブルックヘブン国立研究所AGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いて行われている一連の核破砕ターゲット実験及びその解析の概要について報告する。本実験では、中性子発生特性,遮蔽設計パラメータに関する情報を得ることを目的として、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射し、そこで発生する二次粒子を用いて、中性子工学及び遮蔽に関する実験を過去4年間にわたって行ってきた。昨年、遮蔽実験を行うとともに、これまでの実験結果の解析を通して大強度陽子加速器施設の設計コードの精度検証が精力的に行われている。本報告では、昨年行った遮蔽実験の最新結果及びこれまで行ってきた実験解析の結果について紹介する。

HTTR安全性実証試験(SR-1/S1C-1)の試験計画(受託調査)

中川 繁昭; 坂場 成昭; 高田 英治*; 橘 幸男; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; 沢 和弘

JAERI-Tech 2003-049, 22 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-049.pdf:1.17MB

高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するために、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験を行う。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当する試験(ただし、スクラムなし)として、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に行う計画である。試験に対する挙動解析と実測データの比較検討により、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証を行い、十分信頼性のある安全設計・評価技術を確立する。これらの成果は、高温ガス炉の安全設計方針,安全評価方針等の作成に役立てる。本報は、HTTRの安全性実証試験全体計画を示すとともに、2003年3月に計画している制御棒引抜き試験及び循環機停止試験の試験内容,試験条件,事前解析結果等について示す。

Research activities on neutronics under ASTE collaboration at AGS/BNL

中島 宏; 高田 弘; 春日井 好己; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; 甲斐 哲也; 今野 力; 池田 裕二郎; 大山 幸夫; 渡辺 昇; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1155 - 1160, 2002/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2002.10875307

次世代の数MW級核破砕中性子源の開発を目的として、日米欧の国際協力の下、米国ブルックヘブン国立研究所においてAGS(Alternating Gradient Synchrotron)加速器を用いた一連の実験が行われている。実験では、AGS加速器から得られる数GeV,数百kJの陽子ビームを水銀核破砕ターゲットに入射して、中性子源開発における重要な課題である、圧力波発生機構,中性子発生特性,遮蔽設計パラメーターに関する情報を得るため、圧力波測定,発熱分布測定など熱工学的実験並びに、発生中性子分布,エネルギースペクトル測定,遮蔽体内中性子減衰特性測定,核破砕生成物測定等,中性子工学実験及び遮蔽実験を行っている。ここでは、中性子工学実験及び遮蔽実験に関してこれまでに得られた成果など研究の現状について紹介する。

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01

FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550で1.4-3.4x10n/m(E0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。