Depressurization accident analysis of the high-power-density HTGR (HTR60S-SiC)

高松 邦吉; 橘 幸男; 川渕 壮一郎*; 相原 純; 深谷 裕司; 沖田 将一朗*; 岡本 孝司*

Proceedings of the 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NUTHOS-15) (Internet), 14 Pages, 2026/09

本研究で提案する高出力密度型高温ガス炉(HTR60S-SiC)は、SiC(炭化ケイ素)を母材とする燃料コンパクトを用いた炉心であり、最大熱出力60MWt、平均出力密度4.2MW/cmを達成している。従来の最大熱出力50MWt、平均出力密度3.5MW/cmのHTR50Sと比べて、HTR60S-SiCは1.2倍も性能向上している。そこで、実用高温ガス炉の実現可能性評価の一環として、高温ガス炉の安全評価で用いる2次元過渡熱解析コードTAC-NCを用いた減圧事故解析を実施し、HTR60S-SiCが受動的安全性を確実に維持できることを確認する。解析の結果、最大熱出力および平均出力密度を1.2倍へ増加しても、減圧事故時の炉心内の燃料温度、及び原子炉圧力容器(RPV)温度の最大値は、使用制限温度以下に保たれることを確認し、減圧事故時でもHTR60S-SiCの受動的安全性を確実に維持できることを確認した。

深層学習を用いたロッドバンドル流路内の気泡特徴量計測,1; ロッドバンドル流路内分散気泡流の可視化計測

上澤 伸一郎; 平松 夏樹*; 小野 浩二*; 吉田 啓之

第53回可視化情報シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2026/08

革新炉の早期実用化のため、大型モックアップ試験の代替・補完として詳細二相流数値解析の活用が検討されている。本研究では、詳細二相流解析の妥当性を確認するため、瞬時・局所の気泡径や気泡速度、アスペクト比などの気泡特徴量を取得可能な深層学習を用いた計測技術の開発を進めている。本報では、気泡特徴量を取得するために実施したロッドバンドル流路内可視化結果について報告する。流路内全体の可視化を可能とするため、水とほぼ同等の屈折率を有するパーフルオロアルコキシ樹脂(PFA)チューブを模擬燃料棒として用いた44ロッドバンドル試験部を製作し、互いに直交する2台の高速度ビデオカメラを用いて気泡挙動を撮影した。得られた二方向の画像から気泡の3次元分布を再構成した。さらに、同一条件下でワイヤメッシュセンサによるボイド率計測を行い、可視化計測結果との比較を通じて、本実験手法の妥当性および適用範囲を確認した。

A Method for estimating light quenching in inorganic scintillator detectors for radioactive ion beam experiments

Kreider, B.*; Cox, I.*; Grzywacz, R.*; Allmond, J. M.*; 西尾 勝久; 他23名*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1085, p.171298_1 - 171298_7, 2026/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2026.171298

In recent experiments, inorganic scintillators have been used to study the decays of exotic nuclei, providing an alternative to silicon detectors and enabling measurements that were previously impossible. However, proper use of these materials requires us to understand and quantify the scintillation process, specifically in response to very heavy nuclei. In this work, we show a simplified method based on the models of Birks (1951) and Meyer and Murray (1962) to parametrize the light output of inorganic scintillators in response to beams of energetic heavy ions over a broad range of energies. We test the accuracy of our parametrization approach by calculating light output and quenching factors for various ions and comparing them with experimental data from Lutetium Yttrium Orthosilicate (LYSO:Ce), a common inorganic scintillator. The Meyer-Murray model suggests that, for sufficiently heavy ions at high energies, the majority of the light output is associated with the creation of delta electrons, which are induced by the passage of the beam through the material. These delta electrons dramatically impact the response of detection systems when subject to ions with velocities typical of beams in modern fragmentation facilities. To illustrate this, we also present a qualitative estimate of the effects of delta rays on overall light output using the Birks-Meyer-Murray parametrization. The approach presented herein will serve as a basic framework for further, more rigorous studies of scintillator response to heavy ions. This work is a crucial first step in planning future experiments where energetic exotic nuclei are interacting with scintillator detectors.

Development of deterministic core analysis code system ARCANUM for high-temperature gas-cooled reactors

多田 健一; 方野 量太; 近藤 諒一; 長家 康展; 千葉 豪*; 山本 章夫*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors (PHYSOR 2026) (Internet), 8 Pages, 2026/04

https://doi.org/10.5281/zenodo.20803625

高温ガス炉(HTGR)は第4世代原子炉の一つである。HTGRは炉心冷却喪失などの重大事故でも炉心損傷に至らないという大きな利点を有している。我々は、HTGR炉心を合理的な計算時間で正確に計算するために、新しい炉心解析コードシステムARCANUMを開発している。ARCANUMは、2次元格子計算部と3次元三角柱炉心計算部の2つのパートから構成される。2次元格子計算には、MOC輸送計算ソルバーGENESISを使用した。3次元炉心計算コードなどのその他の計算は、新規に開発されたコードを用いた。本論文では、ARCANUMコードシステムの概要と、本システムの検証結果を示す。格子計算部の検証には、IRPhEベンチマーク中の燃料要素を用いた。炉心計算部の検証には、竹田ベンチマークを用いた。計算結果は、基準結果と良好な一致を示した。

Small-scale experiments on melt spreading and deposition via melt-jet impingement on a dry substrate; Evaluation of empirical correlations for deposition area of continuous layered debris

岩澤 譲; 柴本 泰照; 丸山 結

Nuclear Engineering and Design, 446(Part B), p.114599_1 - 114599_16, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114599

Continuous layered debris deposited due to the molten core (melt) spreading across the floor of a containment vessel can pose a serious threat to containment integrity during severe accidents in light water reactors. The present study conducted small-scale experiments to investigate melt spreading process and subsequent deposition of continuous layered debris via melt-jet impingement onto a floor. The small-scale experiments were conducted using a low-melting-point metal under dry conditions without coolant water. High-speed imaging and image processing techniques were employed to elucidate the influence of melt injection conditions on melt spreading and subsequent deposition of continuous layered debris. The use of larger nozzle sizes and more highly superheated melts enabled the expansion of the experimental database. Based on the experimental results, we identified appropriate correlations from those proposed in previous studies to estimate the debris deposition area and evaluated their predictive accuracies. These correlations were then applied to estimate the potential spreading area of the relocated melt under anticipated reactor-scale conditions. The analysis revealed that thermal effects, such as heat transfer to the floor, influence the potential spreading area, could be incorporated into the correlations for applications under the anticipated reactor-scale conditions.

高速炉と高温ガス炉を中心とした革新炉の開発動向,3; 高温ガス炉開発動向

坂場 成昭; 大橋 弘史; 佐藤 博之

日本原子力学会誌ATOMO, 67(10), p.593 - 597, 2025/10

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.10_593

高温ガス炉は高い安全性と多様な熱利用が可能な技術であり、2050年カーボンニュートラル達成に向けて重要な役割が期待される。国内では、カーボンフリー水素の安定供給を目的として実証炉の開発が進められている。原子力機構では、既存のHTTR技術を基盤に、水素製造施設との接続や技術課題の解決を行う。その一環として、HTTRに水素製造施設を接続したHTTR-熱利用試験を実施し、高温ガス炉による水素製造技術の確立を目指す。また、英国などとの国際的な連携を通じて成果を日本の技術開発に還元する。

Development of the three-dimensional CFD analysis model of helium heat exchanger type steam reformer for hydrogen production by nuclear heat

石井 克典; 小野 正人; 野口 弘喜; 清水 厚志; 野本 恭信; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of World Hydrogen Technologies Convention 2025 (WHTC 2025) (Internet), p.26 - 28, 2025/10

https://www.whtc2025.com/conference-proceedings

Hydrogen production using nuclear heat offers a stable and large-scale method for generating carbon-free hydrogen. High temperature gas-cooled reactors are notable for their inherent safety and ability to supply heat. Japan Atomic Energy Agency owes the HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), which successfully ran at a coolant outlet temperature of 950C. To demonstrate hydrogen production using HTTR heat, JAEA launched a heat application test project. Prior to this, a mock-up test using a single-tube steam reformer heated by electric-powered helium gas was conducted to validate the design and control system. In this study, a 3D CFD model of the reformer was developed and validated using mock-up test data to support scale-up to multi-tube systems. ANSYS Fluent was used to analyze flow, temperature, and hydrogen yield. The Yagi-Wakao correlation was applied to estimate heat transfer, improving temperature prediction and achieving hydrogen yield accuracy within 2%.

Reactor response during thermal load fluctuation test using HTTR

長谷川 俊成; 長住 達; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 中川 繁昭; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮

Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 6 Pages, 2025/09

高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。

Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User's Guide; Revised for code version 3.3c

岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*

JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB

水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。

A Focusing supermirror for time-of-flight grazing-incidence small-angle neutron scattering measurement

山崎 大; 丸山 龍治; 青木 裕之; 花島 隆泰*; 阿久津 和宏*; 宮田 登*; 曽山 和彦

Quantum Beam Science (Internet), 9(2), p.20_1 - 20_12, 2025/06

https://doi.org/10.3390/qubs9020020

This study developed a neutron-beam focusing supermirror for grazing-incidence small-angle neutron scattering (GISANS) measurements. It was fabricated by depositing NiC/Ti supermirror film with ion-beam sputtering on a precise elliptic surface of fused quartz figured using the elastic emission machining technique. Neutron measurements at a pulsed neutron reflectometer BL17 of MLF, J-PARC successfully demonstrated that the focusing supermirror enhances a beam intensity twentyfold compared with an optimally collimated beam, achieving the signal-to-background ratio of the focal spot as high as 500. The mirror can be readily installed and used at BL17.