HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2021年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09

JAEA-Review-2023-016.pdf:2.31MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、1998年の臨界から現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

Neutron resonance fission neutron analysis for nondestructive fissile material assay

弘中 浩太; Lee, J.; 小泉 光生; 伊藤 史哲*; 堀 順一*; 寺田 和司*; 佐野 忠史*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1054, p.168467_1 - 168467_5, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.168467

We propose neutron resonance fission neutron analysis (NRFNA), an active nondestructive assay (NDA) technique, to improve the capability to identify and quantify a small amount of fissile material in a sample. NRFNA uses pulsed neutrons to induce fission reactions in the sample. Fission neutrons are detected by a neutron-gamma pulse shape discrimination (PSD) scintillation detector with time-of-flight (TOF) technique. The obtained nuclide-specific resonance peaks in the neutron energy spectrum provide information to identify and quantify a fissile material in the sample. The possibility of using PSD for NRFNA was confirmed through a test experiment using a natural uranium sample. We successfully observed the resonance peaks from U(n,f) reaction and showed that NRFNA would be useful for measuring a small amount of fissile material in a sample.

Reactor physics experiment on a graphite-moderated core to construct integral experiment database for HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08

https://doi.org/10.1080/00295639.2022.2087836

In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.

HTTR広領域中性子検出器の開発; 熱サイクル負荷に対する耐熱性能の向上

小澤 太教; 菅沼 拓朗; 本間 史隆; 東村 圭祐*; 鵜飼 隆由*; 齋藤 賢司

JAEA-Technology 2023-007, 24 Pages, 2023/06

JAEA-Technology-2023-007.pdf:2.24MB

HTTR広領域中性子検出器の高温環境下における信頼性向上を目的として、広領域中性子検出器の構造変更を検討した結果、リード線によってMIケーブル芯線と金属管を接合する構造を廃止し、MIケーブル芯線と金属管を直接接合する構造が短時間で対応できる最も信頼性が高い方法であることが明らかとなった。この方法で接続部分のモックアップを製作して熱サイクル試験及び高温耐久試験を実施した結果、HTTRの使用条件においても接続部分の健全性が保たれることが明らかとなった。

Research on improvement of HTGR core power-density, 4; Feasibility study for a reactor core

沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.

Development of safety design philosophy of HTTR-Heat Application Test Facility

青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。

Improvement of cooling performance of reactor pressure vessel using passive cooling

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。そこで実機と実験装置のグラスホフ数を比較したところ、いずれも乱流であることを確認し、スケールモデルである実験装置から価値の高い実験結果を得られることに成功した。また実験の結果から、定格運転時にRPV表面から放散される熱を確実に除去できることを実証できた。

A New application technique of a position-sensitive liquid light guide Cerenkov counter for the simultaneous position detection of Sr/Y and Cs radioactivity

寺阪 祐太; 瓜谷 章*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1049, p.168071_1 - 168071_7, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nima.2023.168071

A new application of a position-sensitive liquid light guide Cerenkov counter for the simultaneous position detection of Sr/Y and Cs radioactivity in a gamma-ray-dominant environment is proposed. -emitting Sr/Y and -emitting Cs radioactive point sources were measured using a position-sensitive liquid light guide based on the time-of-flight (TOF) method. We found a clear difference in the count rate ratio between the source position peak and reflection peak of the position histogram. Moreover, simultaneous measurements of the radioactive point sources were performed. The results suggest that the source position and activity of Sr/Y and Cs can be simultaneously determined based on the count rate ratio of the source position peak and the reflection peak.

New measurement system based on small-angle neutron scattering for structural analysis of light-responsive materials

岩瀬 裕希*; 赤松 允顕*; 稲村 泰弘; 坂口 佳史*; 森川 利明*; 笠井 聡*; 大内 啓一*; 小林 一貴*; 酒井 秀樹*

Journal of Applied Crystallography, 56(1), p.110 - 115, 2023/02

https://doi.org/10.1107/S1600576722011104

光応答性材料の重要性が高まる中、光照射によって引き起こされる構造変化とその機能との相関を解析することは極めて重要である。このような構造解析には小角散乱(SAS)が有効であるが、SASによって1nm以下のスケールで局所的な分子構造形成や分子反応を定量的に捉えることは困難である。そこで本研究では、光応答性物質における非平衡現象の構造解析を目的として、紫外可視光照射装置、紫外可視分光光度計から構成される新しい試料環境を開発し、中性子小角・広角散乱装置(TAIKAN)に設置することで中性子小角散乱と紫外可視光吸収の同時測定を実現した。この測定手法を用いることで、光応答性分子であるアゾベンゼンを修飾した陽イオン性界面活性剤が水溶液中で形成するミセルが紫外可視光照射によって構造変化する様子をその場観察することを可能とした。その結果、本測定手法によりミセル構造の変化と分子配置の変化の相互作用に関する直接的な情報を提供することが示された。

一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 名古屋大学*

JAEA-Review 2022-033, 80 Pages, 2022/12

JAEA-Review-2022-033.pdf:4.08MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「一次元光ファイバ放射線センサを用いた原子炉建屋内放射線源分布計測」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究では、1Fの廃炉を進めるにあたり把握する必要がある、原子炉建屋内作業環境の放射線源の位置分布を測定するセンサとして、最も確実に汚染源の位置分布の把握を行うことができ、密着型で、かつ「点」ではなく「線」に沿った放射線源分布が把握できる、一次元光ファイバ放射線センサの開発を行った。従来型の飛行時間型光ファイバ放射線センサについて、光ファイバの材質の検討及び光ファイバ径の小口径化を行うことで、高線量率・高散乱線環境へ適用可能なセンサを見出し、光ファイバの多チャンネル化を行うことで低線量率に対しても感度を維持できるシステムの構築を行った。加えて、1F原子炉建屋内に局所的に存在するSv/hオーダーを超える環境へ適用可能であり、さらには、飛行時間法のファイバ両端での受光の必要性という課題を解決する全く新しい方式のセンサとして、光ファイバの片側から光の波長スペクトルを読み出し、光ファイバ内での光の減衰量に波長依存性が存在することを利用して、放射線入射位置を逆推定する波長分解型光ファイバ放射線センサを開発した。