Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

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

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

New JENDL-4.0/HE neutron and proton ACE files

今野 力

Journal of Nuclear Science and Technology, 6 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2237970

JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルは2017年に作られ、そのうちの22核種の中性子ACEファイルと25核種の陽子ACEファイルがPHITSコードと一緒に公開されている。最近、JENDL-4.0/HEの中性子と陽子ACEファイルに入っている以下の5つのデータに問題があることが見つかった; NとOのACEファイル、発熱数、損傷エネルギー生成断面積、2次中性子多重度、核分裂断面積。そこで、これらの問題を修正したJENDL-4.0/HEの新しい中性子と陽子ACEファイルを作成した。この論文では問題点及び新しい中性子と陽子ACEファイルをどのように作成したかについて詳述する。

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 令和2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; 東京大学*

JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB

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2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の廃炉等をはじ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、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30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(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、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の燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。

Integration of pool scrubbing research to enhance source-term calculations (IPRESCA) project

Gupta, S.*; Herranz, L. E.*; Lebel, L. S.*; Sonnenkalb, M.*; Pellegrini, M.*; Marchetto, C.*; 丸山 結; Dehbi, A.*; Suckow, D.*; Krkel, T.*

Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03

Pool scrubbing is a major topic in water cooled nuclear reactor technology as it is one of the means for mitigating the source-term to the environment during a severe accident. Pool scrubbing phenomena include coupled interactions between bubble hydrodynamics, aerosols and gaseous radionuclides retention mechanisms under a broad range of thermal-hydraulic conditions as per accident scenarios. Modeling pool scrubbing in some relevant accident scenarios has shown to be affected by substantial uncertainties. In this context, IPRESCA (Integration of Pool scrubbing Research to Enhance Source-term CAlculations) project aims to promote a better integration of international research activities related to pool scrubbing by providing support in experimental research to broaden the current knowledge and database, and by supporting analytical research to facilitate systematic validation and model enhancement of the existing pool scrubbing codes. The project consortium includes more than 30 organisations from 15 countries involving research institutes, universities, TSOs, and industry. For IPRESCA activities, partners join the project with in-kind contributions. IPRESCA operates under NUGENIA Technical Area 2/SARNET (Severe Accident) - Sub Technical Area 2.4 (Source-term). The present paper provides an introduction and overview of the IPRESCA project, including its objectives, organizational structure and the main outcomes of completed activities. Furthermore, key activities currently ongoing or planned in the project framework are also discussed.

軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針の技術的根拠と高燃焼度燃料への適用性

永瀬 文久; 成川 隆文; 天谷 政樹

JAEA-Review 2020-076, 129 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-076.pdf:3.9MB

軽水炉においては、冷却系配管破断等による冷却材喪失事故(LOCA)時にも炉心の冷却可能な形状を維持し放射性核分裂生成物の周辺への放出を抑制するために、非常用炉心冷却系(ECCS)が設置されている。ECCSの設計上の機能及び性能を評価し、評価結果が十分な安全余裕を有することを確認するために、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」が定められている。同指針に規定されている基準は1975年に定められた後、1981年に当時の最新知見を参考に見直しが行われている。その後、軽水炉においては燃料の高燃焼度化及びそれに必要な被覆管材料の改良や設計変更が進められたが、それに対応した指針の見直しは行われていない。一方、高燃焼度燃料のLOCA時挙動や高燃焼度燃料への現行指針の適用性に関する多くの技術的な知見が取得されてきている。本報告においては、我が国における指針の制定経緯及び技術的根拠を確認しつつ、国内外におけるLOCA時燃料挙動に係る最新の技術的知見を取りまとめる。また、同指針を高燃焼度燃料に適用することの妥当性に関する見解を述べる。

令和元年度研究開発・評価報告書 評価課題「高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発」(中間評価)

高速炉・新型炉研究開発部門

JAEA-Evaluation 2020-001, 128 Pages, 2020/08

JAEA-Evaluation-2020-001.pdf:7.44MB

日本原子力研究開発機構は、外部有識者からなる高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会に、2017年4月から2020年3月までの高温ガス炉とこれによる熱利用技術の研究開発に係る第3期中長期計画の中間評価を諮問し、評価を受けた。その結果、3名の委員がS評価及び7名の委員がA評価と評価し、総合評価としてA評価を受けた。また、HTTR-熱利用試験施設の建設段階へ進むに当たっての判断は、HTTRが運転再開を果たし、熱負荷変動試験等の結果を評価してからの判断が適切であり、判断時期を2年程度延期することが妥当であるとされた。本報告書は高温ガス炉及び水素製造研究開発・評価委員会の構成, 審議経過, 評価項目について記載し、同委員により提出された「高温ガス炉及び水素製造研究開発課題評価報告書」を添付したものである。

Estimation of uncertainty in lead spallation particle multiplicity and its propagation to a neutron energy spectrum

岩元 大樹; 明午 伸一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.276 - 290, 2020/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1671912

鉛の核破砕粒子多重度の不確かさ評価を実施した。4種類の核破砕粒子多重度のうち、陽子入射中性子多重度の不確かさは、陽子入射中性子生成二重微分断面積と粒子重イオン粒子輸送コードシステム(PHITS)のモデル計算を用いて評価した。その他の中性子入射中性子多重度,陽子入射陽子多重度および中性子入射陽子多重度の不確かさは、陽子入射中性子多重度の不確かさとPHITSによる計算から推定した。評価した核破砕粒子多重度を用いて、過去に測定された500MeV陽子入射による厚い鉛標的からの中性子エネルギースペクトルの不確かさを、ランダムサンプリング法を用いて評価するとともに、中性子エネルギースペクトルへの不確かさ伝播を調査した。その結果、測定エネルギー領域以下で比較的大きな不確かさが見られた。核破砕中性子エネルギースペクトルの信頼性評価のためには、100MeV以下の入射エネルギー領域における入射エネルギーと測定角度に対して系統的な二重微分断面積測定が必要であるとともに、1.4MeV以下の低いエネルギー領域における中性子エネルギースペクトルの高精度測定が重要であることを明らかにした。

Testing enrichment meter based on nuclear resonance fluorescence

Omer, M.; 静間 俊行*; 羽島 良一*; 小泉 光生

日本核物質管理学会第40回年次大会プロシーディングス集, p.59 - 62, 2019/11

Nuclear resonance fluorescence (NRF) is a phenomenon that a nuclide-specific -ray is resonantly absorbed and re-emitted. This method is considered useful for the nondestructive detection of nuclear materials. In order to demonstrate how accurate the NRF method is able to measure the isotopic abundance, we performed NRF experiments on natural tungsten as a surrogate of nuclear materials at the High Intensity -ray Source (HIS) facility, Duke University. Our results show that the relative deviations between the reference and measured abundances are less than 4%. This work was supported by the subsidiary for promotion of strengthening nuclear security or the like of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

安全研究センター成果報告書(平成27年度平成29年度)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。