HTTR-GT/H test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant

佐藤 博之; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 角田 淳弥; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.247 - 254, 2018/04

http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.07.021

本報告では、HTTRガスタービンコジェネレーションプラント(HTTR-GT/H plant)のシステム性能評価を行った。具体的には、起動停止及び負荷追従運転時の運転制御性について検討を行った。また、負荷喪失時や水素製造施設異常時の制御特性評価を行った。性能評価結果から、HTTR-GT/Hプラントにより実用高温ガス炉の運転制御法の確証する試験の実施が可能であることを示した。

極低温水素システムヘリウム冷凍機の不具合調査と対策

麻生 智一; 勅使河原 誠; 長谷川 勝一; 青柳 克弘*; 武藤 秀生*; 野村 一隆*; 高田 弘; 池田 裕二郎

JAEA-Technology 2017-021, 75 Pages, 2017/08

JAEA-Technology-2017-021.pdf:33.03MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源では、冷中性子用減速材として液体水素を用いている。2015年1月頃から液体水素を生成するヘリウム冷凍機において、熱交換器及び80 K活性炭吸着器(ADS)の差圧が上昇する事象が現れ始め、2015年11月には冷却性能の低下を引き起こすまでに進展した。この不具合の原因を究明するために冷凍機内の目視確認や循環ヘリウム中の不純物分析を行った。原因となる不純物は検出できなかったが、配管内にわずかに油の痕跡があった。他施設の同規模の冷凍能力を持つ冷凍機の不具合事例も参考にして、熱交換器の洗浄やADSの交換を行った結果、冷却性能は回復した。熱交換器を洗浄した液やADSの活性炭とそれを抑えるためのフェルトから油を検出した。特にADSのフェルトではヘリウムガス入口表面に膜状の油の蓄積が確認できた。ヘリウムガス中に含まれる油分は設計範囲の10ppb程度であったが、長期間の運転の結果、ADSのフェルト部への蓄積により差圧を発生させ、それが性能劣化をもたらした可能性があると推測している。今後さらに調査を進め、原因をより明確にする必要がある。

Field test of a full scale He-alternative HLNC-type counter; High Level Neutron counter-Boron (HLNB)

Henzlova, D.*; Menlove, H. O.*; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中村 仁宣

EUR-28795-EN (Internet), p.313 - 323, 2017/00

http://publications.jrc.ec.europa.eu/repository/bitstream/JRC107151/esarda_symposium_proceedings-final.pdf

ロスアラモス国立研究所(LANL)は、Heガス供給の枯渇問題に対応するため、新たに開発したホウ素(B-10)を用いた平板状の比例計数管を使用したHeフリーの中性子検出器(HLNB:高レベル中性子同時計数装置(B-10))を設計、試作した。これは、代表的なHe型の中性子検出器の代替品として製作したものである。本論文では、実際のフィールドにおける保障措置機器としての適用性を確認するため、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、少量のMOX試料粉末を使用したHLNBの性能評価試験を実施した。その結果、HLNBは300秒の測定時間で2.1%の良好の測定精度を得ることができ、保障措置に適用する中性子同時計数装置としての国際性能指標を満足することできることが分かった。

HTTR demonstration program for nuclear cogeneration of hydrogen and electricity

佐藤 博之; Yan, X.; 角田 淳弥; 寺田 敦彦; 橘 幸男

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(3), p.031010_1 - 031010_6, 2016/07

http://dx.doi.org/10.1115/1.4032480

本報告では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、高温ガス炉技術の課題である、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続に当たっての安全基準確立や経済的で信頼性を有するシステム設計及び運転制御方式の確立に資するため、HTTR試験計画を提案するとともにスケジュールやプラント概念を明らかにした。

代替He中性子検出器を用いた在庫サンプル測定装置(ASAS)の開発,1; ASAS検出器の設計・製作

大図 章; 飛田 浩; 呉田 昌俊; 谷川 聖史; 向 泰宣; 中道 英男; 中村 仁宣; 栗田 勉; 瀬谷 道夫

核物質管理学会(INMM)日本支部第36回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/12

原子力機構では、中性子検出器に標準的に使用されているHeガスの近年の世界的な供給不足に対処するため、Heガスを使用しないZnSセラミックシンチレータを用いた代替中性子検出器を開発している。また、この開発と並行して保障措置で広く使用されるPuインベントリ評価用測定装置HLNCC(High Level Neutron Coincidence Counter)の代替装置ASAS(Alternative Sample Assay System)を代替中性子検出器を用いて開発している。ASASの開発では、中性子モンテカルロ計算コード(MCNPX)によるシミュレーション設計を実施し、24本の代替中性子検出器を用いれば従来のHLN CCと同等の性能を有することが明らかになった。本発表では、シミュレーション設計で得られたASASの中性子検出効率、Die-away time等の性能とASASの内部構造について報告する。

Numerical evaluation of the light transport properties of alternative He-3 neutron detectors using ceramic scintillators

大図 章; 高瀬 操*; 春山 満夫; 倉田 典孝*; 小林 希望*; 呉田 昌俊; 中村 龍也; 藤 健太郎; 坂佐井 馨; 鈴木 浩幸; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 798, p.62 - 69, 2015/10

http://dx.doi.org/10.1016/j.nima.2015.07.020

シンチレータを用いたヘリウム3代替中性子検出器内部のシンチレータ光の伝搬特性を光線追跡コードを用いて調査した。検出器の構造は、ガラス基板に積層された薄いセラミックシンチレータ板とそれを囲む光反射管、及びその光反射管の両端に設置された二つの光電子増倍管からなる。管内部のセラミックシンチレータ板の設置を様々に変化させた場合の検出器の両端に現れる光出力を計算し、試験結果と比較した。その結果、管内部の光伝搬特性は、そのセラミックシンチレータの配置、及び光反射管の構造に大きく依存することが判明した。

核セキュリティ・核不拡散のための先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発

瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱線非破壊測定技術開発(大強度単色線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。

Blister formation in rutile TiO(100) films by helium irradiation

山本 春也; 永田 晋二*; 武山 昭憲; 吉川 正人

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 249(1-2), p.374 - 376, 2006/08

http://dx.doi.org/10.1016/j.nimb.2006.04.032

二酸化チタン(TiO)は優れた光触媒材料であるが、薄膜状で光触媒反応を利用する場合には、薄膜表面の微細構造化による触媒反応の活性化が必要とされる。本研究では、ヘリウムなど希ガスを材料表面にイオン照射した場合に形成されるブリスター(膨れ)を利用して薄膜表面の微細構造の形成制御を試みた。今回は、ヘリウムイオンの照射エネルギー(14keV),照射量(1102.310ions/cm)などブリスター形成条件について調べた。実験では、レーザー蒸着法により-AlO基板上に(100)面に結晶配向したルチル型TiO膜を作製し、室温でヘリウムイオン照射を行った。走査型電子顕微鏡(SEM),原子間力顕微鏡(AFM)により薄膜の表面構造の観察を行い、また、ラザフォード後方散乱(RBS)により結晶構造評価を行った。その結果、照射エネルギー:24keV,照射量:410ions/cm以上で直径が約100nm,高さが20nmのブリスターが照射領域に一様に形成することを確認できた。また、照射量に対してブリスターの大きさがほとんど変化しないことがわかった。さらに、照射量が210ions/cm以上になるとブリスター表面に亀裂が発生することがわかった。

Radiation hardening and -embrittlement due to He production in F82H steel irradiated at 250 C in JMTR

若井 栄一; 實川 資朗; 富田 英樹*; 古谷 一幸; 佐藤 通隆*; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 高田 文樹; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; et al.

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.285 - 296, 2005/08

http://dx.doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.10.167

低放射化マルテンサイト鋼F82Hの照射硬化と脆化に及ぼすHe生成効果とその生成量依存性を引張試験片(SS-3)と破壊靭性試験片(0.18DCT)を用いて評価した。中性子照射はJMTR炉にて250Cで約2.2dpaまで行った。本研究ではHeを材料中に生成させるためにボロン10を添加した。He生成量を変数にするため、ボロン10とボロン11の配合比(0:1, 1:1, 1:0)を変えて、ボロン添加総量を60mass ppmに揃えた3種類の添加材を作製し、照射前後の特性を比較してボロンの化学的な効果を最小限に抑えた。また、これらの試料での生成He量は約5, 150, 300appmである。一方、ボロンの効果を完全に排除した50MeVのサイクロトロン照射実験も行った。この方法ではボロンを添加しないF82H鋼を用い、直径3mm,厚さ0.3mmのTEM片に約120Cで約85appmのHeを均一に注入した後、スモールパンチ試験によって強度特性を評価した。この弾き出し損傷量は約0.03dpaであった。これらの試験結果から中性子照射後の降伏応力と最大引張応力はHe生成量の増加に伴ってやや増大した。また、中性子照射後の延性脆性遷移温度(DBTT)は40Cから150Cの範囲にあり、He生成量の増加に伴って高温にシフトした。また、サイクロトロンHe照射法によっても同様のHeによるDBTTシフト効果が確認できた。

Interlinked test results for fusion fuel processing and blanket tritium recovery systems using cryogenic molecular sieve bed

山西 敏彦; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 鵜澤 将行*; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 48(1), p.63 - 66, 2005/07

http://dx.doi.org/10.13182/FST05-A881

増殖ブランケットにおけるヘリウム(He)スイープガス中のトリチウム(T)回収を目的として液体窒素冷却低温吸着塔を開発した。吸着塔は、Heスイープガスから、Tを含む水素同位体を少量のHeとともに分離するものであり、そのガスを燃料処理系に送り処理することでT回収が最終的に成立する。本論文は、吸着塔と燃料処理系の連結実証試験を行い、連結時のシステムの成立性及び応答特性を報告するものである。ブランケットスイープ模擬ガス(ITERテストブランケットと同規模流量及び組成)を低温吸着塔に供給して軽水素(H)及びTを吸着し、減圧・昇温により塔を再生してそのガスを不純物除去装置(パラジウム膜拡散器)に送り、H及びTのみを最終的に回収した。吸着塔再生は、初期は減圧操作のみであり、吸着塔内の残留Heのみがパラジウム膜拡散器に送られる。その後の昇温により、H及びTが急速に脱着してパラジウム拡散器に送られる。この組成の大幅な変化に対し、システムは問題なく稼働し、吸着塔に送られた水素同位体ガス(H及びT)と再生操作で最終的に回収された水素同位体ガス量は、測定誤差範囲内で一致(99%以上の水素同位体回収を実証)し、システムの定量的成立性が実証された。