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佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04
被引用回数：6 パーセンタイル：72.21(Nuclear Science & Technology)The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.
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
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。
三宅 景子*; 安田 智成*; 加藤 正史*; 市村 正也*; 畑山 智亮*; 大島 武
Materials Science Forum, 778-780, p.503 - 506, 2014/02
Photolytic hydrogen generation using sunlight is regarded as energy production technology for the next generation. One of the key of issues for this technology is a selection of materials for the photolysis. Silicon carbide (SiC) is expected as one of the candidate materials for this application. In this study, we measured carrier lifetimes in SiC by the microwave photoconductivity decay (
PCD) method. In order to control carrier lifetime in SiC, some samples were irradiated with 160 keV-electrons with fluences between 1
10
and 110
/cm
. The values of carrier lifetime in SiC were compared to photocurrents in electrolytes which directly relate to the conversion efficiency of photolytic hydrogen generation. As a result, photocurrents depend on the sum of the depletion layer width and the diffusion length which was estimated from carrier lifetimes.
西原 哲夫; 武田 哲明
JAERI-Tech 2005-049, 19 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-049.pdf:1.17MB
日本原子力研究所では、2030年頃の実用化を目指して高温ガス炉電力水素併産システムGTHTR300Cの研究開発を進めている。本システムが導入される前提条件として、水素需要が増大するとともに、新規原子力発電所のニーズがあることが上げられる。そして導入シナリオの作成のために、2030年頃の原子力発電所の運転状況,水素の主たるユーザーとなる燃料電池自動車の普及状況,既存設備の水素供給能力などを明確にしておく必要がある。本報告書では、現在運転中の原子力発電所のうち2030年までに廃炉となる可能性が高い発電所を推定し、その代替システムとしてGTHTR300Cが導入可能なモデル地区を選定する。そして、モデル地区における水素需要の推算,既存設備の水素供給能力の調査を行い、2030年における水素供給シナリオを検討する。
塩沢 周策; 小森 芳廣; 小川 益郎
日本原子力学会誌, 47(5), p.342 - 349, 2005/05
原研では、高温の熱利用による原子力エネルギーの利用拡大を目的として、高温工学試験研究炉を建設し、高効率発電,水素製造等の熱利用を目指した高温ガス炉システムに関する研究開発を進めている。本記事では、HTTRプロジェクトの研究開発を中心に、その経緯,これまでの主要な成果,現状,国際的な動向及び高温ガス炉水素製造システムに関する将来計画等を紹介する。なお、本解説記事は、文部科学省の革新的原子力システム技術開発公募事業「高温ガス炉固有の安全性の定量的実証」に関する技術開発の一環として実施された成果、並びに、文部科学省から原研が受託して実施している電源特会「核熱利用システム技術開発」により得られた成果の一部である。
鈴谷 賢太郎; 亀田 恭男*; 大友 季哉*; 吉田 亨次*; 伊藤 恵司*; 福永 俊晴*; 三沢 正勝*
Journal of Neutron Research, 13(1-3), p.123 - 128, 2005/03
J-PARCの大強度中性子源(JSNS)に設置すべき中性子散乱装置として、水素(軽水素)系物質専用全散乱装置を提案している。本稿では、この装置のデザイン,特性,概念設計結果を示し、また装置設計のための予備実験の結果を紹介して、この装置の有効性を立証する。本装置デザインの大きな特徴は、中性子飛行距離において、試料-検出器間の距離が相対的に非常に小さいことであり、この特徴は、従来の軽水素を含む物質を測定する際の困難(非弾性散乱効果)を大きく低減する。したがって、今後急速な需要が予想される生体関連物質,水素エネルギー材料などの軽水素含有物質の構造解析に極めて有用であると期待できる。
斎藤 伸三
原子力工業, 38(1), p.24 - 30, 1992/01
高温ガス炉の構造と特徴を述べるとともに、高温ガス炉及び利用系について現状の技術レベルと技術開発の展望を詳述した。そして、21世紀中葉における高温ガス炉の利用を、発電、熱電供給、水素、メタノール等の燃料製造、各種産業への利用に分けて予測するとともに、炭酸ガス放出低減への寄与を評価した。
斎藤 伸三
Proc. of IEA Int. Conf. on Technology Responses to Global Environmental Challenges,Vol. l, p.393 - 396, 1991/00
原子力はその熱発生過程で炭酸ガスを放出しないので、電力、非電力分野でのシェアを高める必要がある。後者については高温ガス炉が最善である。高温ガス炉は、1000C近い熱を出し、かつ、非常に安全性が高いことから大変高い関心を持たれている。高温ガス炉からの高温の熱は、重質油の回収、石油精製、石油化学、石炭化学、製鉄、水素製造、アルミニウム製造等広く産業界にプロセス用熱として用いることが出来る。さらに、高温から低温までカスケード的に用いると熱利用率は80%にも達する。これらの産業に高温ガス炉を用いることにより炭酸ガス放出を格段に減らすことができる。
斎藤 伸三
石油学会誌, 34(6), p.486 - 499, 1991/00
原子力を発電のみならず、非発電分野にも用いることが出来れば、エネルギー供給の面だけでなく地球環境保護の面においてもその寄与は大きい。高温ガス炉は、1000C近い熱を供給出来るとともに、固有の安全性が極めて高いことで注目されている。この熱をプロセス熱として利用することが考えられる分野としては、重質油の回収、石油精製、石油化学、石炭化学、製鉄、熱化学法等による水素製造、酸化アルミニウム製造等極めて多岐にわたる。また、高温の熱が得られるので熱電供給や高温から低温までの熱のカスケード利用も可能であり、総合的な熱利用率として80%を達成することも可能である。経済性については、現段階でも重質油の回収、石油の精製等はその成立性が見通せ、2020年前後には広い分野にわたって経済性が成立するようになろう。
田辺 文也; 吉田 一雄; 松本 潔; 下桶 敬則
Nucl.Eng.Des., 69(1), p.3 - 36, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.89(Nuclear Science & Technology)TMI事故の熱水力学的解析を事故発生より三時間にわたる期間についてRELAP4/MOD6/U4/J2を用いて行なった。操作員の動作、蒸気発生器2次側条件の時間的変化など一部の解析条件はプラント・レコードによっている。解析では、加圧器ヒータの効果、金属-水反応による水素の発生と存在などを模擬している。解析結果はプラント・レコード又はそれらから推定されたものとよく一致している。加圧器ヒータは加圧器内冷却水のエンタルピを高めるため逃し弁からの流出流量を小さくしその結果、炉心水位はヒータを無視した場合よりも高くなることや8000秒以降の圧力上昇は水素の存在による分圧と水蒸気凝縮熱伝達係数の減少が主たる原因であることが本解析により明らかになった。また燃料棒の蒸気中への露出は事故後6490秒より始まり炉心下部より3.4ft~4.5ft以上の部分の露出が約40分続いたと推定される。
田辺 文也; 松本 潔; 吉田 一雄; 下桶 敬則
Nucl.Eng.Des., 69(1), p.37 - 42, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.89(Nuclear Science & Technology)TMI事故での燃料棒挙動および炉心損傷の程度を推定するための解析を、事故発生より三時間にわたる期間についてTOODEE2-Jを用いて行った。解析に必要な炉心水位、蒸気流量、炉心入口流量等のデータは、RELAP4/MOD6/U4/J2の熱水力学的解析結果を基に作成した。解析結果より、炉心周辺部の出力の低い燃料棒以外のすべての燃料の被覆管は、事故後7600から8000秒の間に破裂し、炉心の上半分のジルカロイは大部分が溶融し、事故発生後三時間の間に、全ジルカロイの43.5%が酸化したと推定される。この酸化量は、797.7ホンドの水素発生に対応する。以上の解析結果より、TMI事故での炉心損傷は事故発生後3時間の間に起ったのもと推測される。
Thwe Thwe, A.; 永石 隆二; 古川原 崚; 伊藤 辰也
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1)F等の原子力発電所の廃炉プロセスで水分を含んだ放射性物質の保管における水素の安全性を図るためには、水の放射線分解による水素発生に関する実験的な研究だけでなく数値解析的な研究も重要である。これまでに、海水塩、液深、液温等の影響に関する実験、液体の流動の影響に関する計算等、1Fの廃止措置に密接に関係する研究を行ってきた。本研究では、オープンソースソフトウェアCANTERAに基づく鉛直方向の一次元の反応モデルを用いて、水素発生に対する液深効果に関する反応計算を行った。その液深効果を解析的に再現するには、鉛直方向の反応セルの分割が重要であることが分かった。ここで、その分割数を増やすと、吸収線量に対する水素発生量の増加の傾き(水素発生G値を表す)が小さくなり、実験結果に近づいた。ただし、その数が100を超えると、現在の実験条件および計算条件では計算結果が過小評価されてしまった。
