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Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 高田 昌二; 藤本 望*; 石塚 悦男
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
Besides the electricity generation and hydrogen production, HTGRs have many advantages for thermal neutron irradiation applications such as stable operation in longterm, large space available for irradiation target, and high thermal neutron economy. This study summarized the feasibility of new irradiation applications at the HTGRs including neutron transmutation doping silicon and I-125 productions. The HTTR located in Japan was used as a reference HTGR in this study. Calculation results show that HTTR could irradiate about 40 tons of doped Si particles per year for fabrication of spherical silicon solar cell. Besides, the HTTR could also produce about 1.8x105 GBq in a year of I-125, comparing to 3.0x103 GBq of total I-125 supplied in Japan in 2016.
竹上 弘彰; 野口 弘喜; 田中 伸幸; 岩月 仁; 上地 優; 笠原 清司; 今井 良行; 寺田 敦彦; 久保 真治
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉を熱源として利用する熱化学法ISプロセスによる水素製造法の研究開発を行っている。ISプロセスの実用化に向けて、主要反応器について耐食性及び処理性能に関する信頼性評価を完了し、これらの成果を基に、全系を実用工業材料で製作した100NL/h-H
規模の連続水素製造試験装置を完成させた。本報では、これらのISプロセスの研究開発について、連続水素製造試験及び機器開発の現状・成果について報告する。
上地 優; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 田中 伸幸; 岩月 仁; 笠原 清司; 久保 真治
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
原子力機構では、原子力を用いた水素製造法として、高温ガス炉の熱利用法として有力候補の一つである熱化学法ISプロセスに関する研究開発を実施している。原子力機構はこれまでに、ガラス及びフッ素樹脂材料を用いた試験装置により、連続1週間、30NL/hの水素製造を達成した。その後、実用工業材料を用いた主要反応器を製作し、プロセス腐食環境における健全性を確認した。これらの結果を基に、実用工業材料を用いた、水素製造量100NL/h規模の試験設備を建造した。このうちグラスライニング鋼材は、容器、配管及びセンサー保護管等に用いられ、重要な材料の一つである。本報では、グラスライニング製熱電対保護管の信頼性向上に関する技術的要件を整理するとともに、品質向上確認として実施したガラス層のFEM応力解析、熱サイクル試験、曲げ荷重試験及び腐食試験について報告する。
岩月 仁; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
HTTRは、日本原子力研究開発機構(JAEA)の大洗研究開発センターに建設された30MW、950
Cの高温工学試験研究炉である。HTTRプロジェクトの枠組みの中で、水蒸気改質システム(CH
+ HO = 3H + CO)の研究開発を行ってきた。2002年にモックアップ試験施設を建設し、水素製造システムの過渡的挙動を調査し、システムの制御性を確立した。以上の成果を踏まえ、HTTRに接続された水素製造のための水蒸気改質システムの概念設計を検討した。システム条件は、HTTR仕様とモックアップ試験施設の建設および運転の経験を考慮して最適化された。水素製造システムは、HTTRからヘリウムループを介して水素製造システムに輸送され約0.2MWに加熱される。このシステムは約70Nm
/hの水素を生成する。
深谷 裕司; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
日本におけるプルトニウム燃焼高温ガス炉の導入シナリオの研究を経済産業省が2015年に示した「長期エネルギー需要見通し」に基づき実施した。その予測では、原子力による発電容量が2010年付近のピークである50GWeから減り、2030年には30GWeになる。その発電容量を保つために、軽水炉は2025年から2030年まで導入されなければならない。2030年以降は安全性、経済性の観点で軽水炉より優れた高温ガス炉が電力需要とプルトニウム燃焼の観点から導入される。この評価では、ウラン燃料高温ガス炉の導入も想定する。プルトニウム燃焼高温ガス炉は再処理により分離されるプルトニウムを燃焼するため、優先的に導入される。さらに、水素製造とそれによるCO削減効果も評価した。その結果、効果的なプルトニウム燃焼とCO削減効果が確認できた。
深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
高性能商用高温ガス炉の概念設計研究を165MWtの出力を目標として行った。設計要求としては、輸送の観点から小さなサイズの圧力容器、圧力容器の照射損傷に対する耐性、燃料交換期間を短くする燃料交換法、圧力損失の少ない燃料要素、燃料濃縮度の種類の少なさなどがある。これらの要求を満たすため、炉心構成、遮蔽体、反射体の構成、燃料交換法の検討を行った。その結果、道路,列車,船舶,航空機による輸送の条件から決定された圧力容器直径4.5mにおいて、90%を超える高い稼働率を達成できる設計を完成させた。
大橋 弘史; 後藤 実; 植田 祥平; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 笠原 清司; 佐々木 孔英; 水田 直紀; Yan, X.; 青木 健*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
商用炉に向けて高温工学試験研究炉(HTTR)を高度化した高温ガス実験炉のシステム概念検討を実施した。安全設備については、実用炉技術を実証するため、受動的炉容器冷却設備、コンファインメントの採用など、HTTRから高度化を図った。また、商用炉におけるプロセス蒸気供給の技術確立に向けて、HTTRの系統構成から中間熱交換器(IHX)を削除し、新たに蒸気発生器(SG)を設置した。本論文では高温ガス実験炉のシステム概念の検討結果を述べる。
後藤 実; 深谷 裕司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
HTTRはJAEA大洗に建設された出力30MWのブロック型高温ガス炉である。1998年に初臨界を達成し、将来のHTGR設計に有用なデータが取得されている。HTTRは日本初の高温ガス炉のため、その設計においては大きな保守性が設定されたが、将来の高温ガス炉の設計においてはHTTRで取得されたデータを利用することで、保守性をより合理的に設定することが可能である。また、設計の改良や新しい技術の導入による炉心の高性能化も期待できる。本報では、核設計における保守性の合理化、設計の改良及び新しい技術の導入によりHTTRに比べて性能が向上した高温ガス試験炉の概念について述べる。
後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。
柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。
石井 俊晃; 島崎 洋祐; 小野 正人; 藤原 佑輔; 石塚 悦男; 濱本 真平
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2018/10
In the primary cooling system of the High-Temperature Engineering Test Reactor, the highest dose rate was observed at the Helium Gas Circulator filter areas. To find the origin of the radioactive material, the radiation dose rates, and 
ray spectrums were measured. From these results, it is clear that the main radioactive nuclide at the filter is 
Co after 6 years reactor shutdown, and the in-core materials are a low possibility as the candidates of radioactive materials. It is also clear that the mixtures of materials, the contained low-level impurities and other new candidate materials must be considered.
植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18
mのZrC層の被覆に成功した。
Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。
高田 昌二; 本多 友貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。
佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
原子力機構は原子力エネルギーの多様な産業利用に向け、HTTR建設の許認可での経験及び知見を活用し、高温ガス炉固有の特徴を反映した、実用高温ガス炉の安全基準国際標化に向けた活動を実施している。本報告では、高温ガス炉コジェネレーションシステムの許認可に向けた研究開発ロードマップを示す。また、安全要件や設計基準事象選定方針等の検討結果や安全評価手法の確立に向けたHTTR試験計画を報告する。
secondary system and turbomachineryHumrickhouse, P. W.*; 佐藤 博之; 今井 良行; 角田 淳弥; Yan, X.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2018/10
本検討では、HTTR-GT/Hプラントの熱交換器やヘリウムガスタービンを含む2次ヘリウム冷却設備の評価モデルを構築した。定常解析を行い、解析結果と設計値を比較した結果、単独発電運転時及び熱電併給運転時のいずれにおいても、タービンモデルを除き、評価モデルは設計値を再現できることが示された。
F
tterer, M. A.*; Li, F.*; Gougar, H.*; Edwards, L.*; Pouchon, M. A.*; Kim, M. H.*; Carr
, F.*; 佐藤 博之
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/10
本発表では、第4世代原子力システムに関する国際フォーラムの枠組み下での8か国の協力による超高温ガス炉システムに関する開発状況として、燃料及び燃料サイクル、水素製造、材料及び計算評価手法に関する協力研究の成果と計画について述べる。
Haynes, M.*; Wrochna, G.*; 國富 一彦
no journal, ,
ブロックタイプの高温ガス炉は、技術的な成熟度が高く、固有の安全性を有し、多様な用途に使える原子炉であり、この先15年以内に実証炉の建設が可能であることから、ポーランド, 米国, 日本, 韓国等の国で注目が高まっている。このような状況を考慮し、高温ガス炉の開発を行う国際的な枠組みとしてPRIMEパートナーシップを提唱した。PRIMEでは、米国とポーランドで検討が進められている出口温度750Cのプロセスヒート供給高温ガス炉システム、将来的には、水素製造に使うさらに高温の高温ガス炉システムの開発を行う。このような開発に関しては、政府主導で長期的かつ安定な資金提供が必要となるが、PRIMEに基づく国際協力により、各国で必要となる資金を減少することができ、また、資金の確保や政治的な支援の獲得をしやすくすることもできる。本発表では、PRIMEパートナーシップの詳細とその意義について発表する。