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論文

Uncertainty analysis of toxic gas leakage accident in cogeneration high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 大橋 弘史

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00332_1 - 19-00332_11, 2020/06

高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、コジェネレーション高温ガス炉における有毒ガス漏えい事故時における制御室居住性評価に係る不確かさ評価手法を構築した。また、本開発手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用した。検討の結果、開発手法により、不確かさの特性把握や定量化が可能であることを明らかにした。また、表面粗度に係る不確かさが制御室の有毒ガス濃度のばらつきに与える影響が大きいことを明らかにした。

論文

Self-shielding effect of double heterogeneity for plutonium burner HTGR design

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 138, p.107182_1 - 107182_9, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プルトニウム燃焼高温ガス炉のための二重非均質による自己遮蔽効果の研究が行われた。プルトニウム燃焼高温ガス炉設計の先行研究では、二重非均質性の利点を用い余剰反応度の制御を行った。本研究では、自己遮蔽効果のメカニズムを燃焼解析及び厳密摂動論に基づいた反応度分解法により解明した。結果として、燃焼反応度の特性が$$^{240}$$Puの1eVの共鳴断面積ピークにより決まり、背景断面積の表面項に依存することが明らかとなった。すなわち燃料塊からの中性子の漏洩と減速材への衝突により決定される。さらに、顕著なスペクトルシフトが燃焼期間中に起こり、この効果が、$$^{239}$$Puと$$^{240}$$PuのEOLにおける反応度価値が強化されることが分かった。

論文

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史; Yan, X. L.

Nuclear Engineering and Design, 360, p.110493_1 - 110493_8, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

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。本論文では、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した。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試験計画を示した。加えて、実用高温ガス炉における炉心冷却機能を担う安全設備である自然空冷方式による炉容器冷却設備が安全要件国際標準案に適合することを確認した。

論文

Reactor physics experiment in a graphite-moderation system for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 中川 繁昭; 中嶋 國弘*; 高橋 和暉*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Transition To A Scalable Nuclear Future (PHYSOR 2020) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2020/03

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核的予測精度向上のための研究開発を始めた。その目的は、初めての商用高温ガス炉のためのフルモックアップ試験を省略できる一般化バイアス因子法とHTTR試験で未臨界度を測定するための炉雑音解析の導入である。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速炉心をKUCAのB架台に構成した。炉心は、燃料集合体,ドライバ燃料集合体,黒鉛反射体,ポリエチレン反射体で構成されている。HTTRの平均濃縮度と炉内スペクトルを実現するために、燃料集合体は濃縮ウラン板と天然ウラン板と黒鉛板から構成される。しかしながら、小さな炉心で臨界に達するためにはドライバ燃料が必要となる。この炉心は、一般化がイアス因子法導入のための基準炉心だけではなく、炉雑音解析技術開発のために炉雑音の測定を行う。本研究では、臨界実験の概要を報告する。黒鉛減速体系の炉心構成はKUCAでも珍しく、高温ガス炉開発だけではなく、溶融塩炉のような、他の黒鉛減速炉心開発にも期待できる。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子ををSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

論文

Reactor physics experiment in graphite moderation system for HTGR, 1

深谷 裕司; 中川 繁昭; 後藤 実; 石塚 悦男; 川上 悟; 上坂 貴洋; 守田 圭介; 佐野 忠史*

KURNS Progress Report 2018, P. 148, 2019/08

日本原子力研究開発機構は高温ガス炉の核設計予測手法の高度化を目的とした研究開発を始めた。商用高温ガス炉初号基のためのフルスケールモックアップ試験を回避できる可能性がある一般化バイアス因子法の導入と高温ガス炉体系への炉雑音解析の導入を目的とする。そのために、B7/4"G2/8"p8EUNU+3/8"p38EU(1)と名付けた黒鉛減速体系炉心を京都大学臨界実験装置KUCAのB架台に新たに構築した。この炉心は一般化バイアス因子法を用いるための参照炉心としての役割を果たし、この炉心では、炉雑音解析手法開発に必要な炉雑音の測定も行っている。それに加え、HTTR運転員の保安教育も行った。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2017年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2019-006, 97 Pages, 2019/07

JAEA-Review-2019-006.pdf:10.18MB

HTTRは高温ガス炉技術の基盤の確立及び高度化のための試験研究を目的としており、2017年度は、2013年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準への適合確認のための原子炉設置変更許可申請に対する審査対応等を行い、HTTRの再稼働に向けての活動を継続している。本報告書は、2017年度に実施されたHTTRの運転・保守管理状況、国際協力の状況等についてまとめたものである。

論文

Uncertainty analysis of toxic gas leakage accident in cogeneration high temperature gas-cooled reactor

佐藤 博之; 大橋 弘史

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

高温ガス炉コジェネレーションプラントの水素製造施設における有毒ガス漏えい事故に対する確率論的リスク評価手法開発を目的として、(1)不確実さ因子の摘出、(2)変動パラメータの同定、(3)変動パラメータの不確実さ摘出、(4)感度解析結果や専門家意見を活用した重要因子の選定、(5)不確実さ伝播解析、(6)不確実さ評価結果の分析の6つの手順から構成する制御室居住性に関する不確実さ評価手法を提案した。また、本手法を、HTTRに接続した熱化学法ISプロセスによる水素製造施設に適用し、不確実さの定量化が可能であることを確認した。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

Study of an HTGR and renewable energy hybrid system for grid stability

佐藤 博之; Yan, X. L.

Nuclear Engineering and Design, 343, p.178 - 186, 2019/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:43.43(Nuclear Science & Technology)

再生可能エネルギーの出力変動を補完可能な高温ガス炉概念の検討を行った。長周期変動に対しては、既設の圧力制御系を用いて冷却材インベントリを制御しつつ、原子炉入口とタービン入口間にバイパス経路を設置することで、負荷追従時に原子炉流量を一定に制御し、原子炉出力や発電効率の一定運転を可能とした。短周期変動に対しては、炉内黒鉛構造物を蓄熱体として活用し、1次系の温度変動を吸収することで原子炉出力や発電効率の一定運転を可能とした。提案概念について、システム解析を行った結果、既存設備のみの活用により、定格出力に対して20%の負荷変動に対応可能であることを明らかにした。

論文

HTGR and renewable energy hybrid system for grid stability; Assessment of performance, economics and CO$$_{2}$$ reduction

Yan, X. L.; 佐藤 博之

IAEA-TECDOC-1885, p.121 - 129, 2019/00

本報告では、再生可能エネルギーと共存性を有する、高温ガス炉コジェネレーションプラント概念を提案する。また、本プラント概念の負荷追従性能や経済性、二酸化炭素排出量削減効果の検討結果を報告する。

論文

Uranium-based TRU multi-recycling with thermal neutron HTGR to reduce environmental burden and threat of nuclear proliferation

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(11), p.1275 - 1290, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

環境負荷低減と核拡散の脅威の削減を目的として高温ガス炉を用いたマルチリサイクルに関する研究を行った。これらの問題はプルトニウムとマイナーアクチノイドからなる超ウラン元素を燃焼させることにより解決され、高速増殖炉の多重リサイクルにより超ウラン元素を燃焼させるコンセプトがある。本研究では、増殖の代わりに核分裂性ウランをサイクルの外部から供給することにより、熱中性子炉であってもマルチリサイクルを実現させる。この燃料サイクルにおいて、再処理から得られる回収ウランと天然ウランは濃縮され、再処理・分離から得られる回収超ウラン元素と混合され、新燃料が作られる。その燃料サイクルを600MW出力のGTHTR300を対象に、ウラン濃縮施設の概念設計も含め設計した。再処理は現行PUREXに4群分離技術を付随したものを想定した。結果として、ネプツニウム以外の超ウラン元素のマルチリサイクルの成立を確認した。潜在的有害度が天然ウランレベル以下に減衰するまでの期間はおよそ300年程度であり、高レベル廃棄物の処分場専有面積は、既存の再処理処分技術を用いた場合と比較し99.7%の削減を確認した。このサイクルから余剰プルトニウムは発生しない。さらに、軽水炉サイクルからの超ウラン元素の燃焼も本サイクルにより可能である。

論文

Numerical evaluation on fluctuation absorption characteristics based on nuclear heat supply fluctuation test using HTTR

高田 昌二; 本多 由貴*; 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。

論文

Research and development for safety and licensing of HTGR cogeneration system

佐藤 博之; 大橋 弘史; Yan, X. L.

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。

論文

RELAP5 modeling of the HTTR-GT/H$$_{2}$$ secondary system and turbomachinery

Humrickhouse, P. W.*; 佐藤 博之; 今井 良行; 角田 淳弥; Yan, X. L.

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$$_{2}$$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。

論文

Recent advances in the GIF very high temperature reactor system

F$"u$tterer, M. A.*; Li, F.*; Gougar, H.*; Edwards, L.*; Pouchon, M. A.*; Kim, M. H.*; Carr$'e$, 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。

報告書

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討

深谷 裕司; 笠原 清司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 柴田 大受; 西原 哲夫

JAEA-Research 2018-004, 38 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-004.pdf:1.81MB

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討を行った。はじめに、先行研究の需要調査に対する整理を行った。次に、高温ガス炉の商用炉設計であるGTHTR300の熱バランスとその特徴について調べ整理した。これらの情報を踏まえ、現在の日本の需要に見合う高温ガス炉導入基数を算出した。また、今後の研究の発展に備え、熱バランス評価コードの整備も行った。

論文

Optimization of disposal method and scenario to reduce high level waste volume and repository footprint for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Annals of Nuclear Energy, 116, p.224 - 234, 2018/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:69.26(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の高レベル廃棄物減容及び処分場専有面積低減のための処分法及び処分シナリオの最適化を行った。高温ガス炉は廃棄物発生体積及び処分場専有面積低減に対し、軽水炉と比較し有利な特徴(高燃焼度、高熱効率、ピンインブロック型燃料)を持つこと、およびこれらの減容が可能であることが先行研究で分かっている。本研究では、シナリオの最適化、地層処分場のレイアウトをKBS-3H概念に基づいた横置きに基づき(先行研究では、KBS-3Vに基づいた竪置き)評価した。その結果、直接処分において、横置きを採用しただけで専有面積の20%減を確認した。40年冷却期間を延長することにより、専有面積の50%が低減できる。再処理時は燃料取り出しから再処理までの冷却期間を1.5年延長するだけで廃棄体発生体数の20%削減ができる。専有面積については、処分までの冷却期間を40年延長することにより80%の低減が可能である。さらに、核変換を行わずに4群分離技術のみを導入した場合、150年冷却の冷却を想定すると専有面積は90%削減できることが分かった。

論文

HTTR-GT/H$$_{2}$$ 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

 被引用回数:1 パーセンタイル:69.26(Nuclear Science & Technology)

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$$_{2}$$ 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$$_{2}$$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。

論文

Design of HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant

Yan, X. L.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:14.87(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、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、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あたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

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