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論文

Feasibility study on reprocessing of HTGR spent fuel by existing PUREX plant and technology

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史

Annals of Nuclear Energy, 181, p.109534_1 - 109534_10, 2023/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.18(Nuclear Science & Technology)

既存のPUREXプラントと技術による高温ガス炉使用済燃料の再処理の実現可能性を検討した。高温ガス炉の使用済燃料溶解液は、軽水炉に比べて燃焼度が3倍高いことにより、約3倍のウラン235と1.5倍のプルトニウムを含む。そこで、六ヶ所再処理プラント(RRP)の限界を満たすために、使用済燃料の重金属を劣化ウランで3.1倍に希釈する。本研究では、希釈によるウランとプルトニウムの回収率を、再処理プロセス計算コードを用いたシミュレーションによって確認した。さらに、経済的観点から希釈しない場合の成立性についても検討した。その結果、希釈しなくても実現可能であることが確認され、物質収支や臨界性の観点から施設を最適化する必要があるものの、希釈する場合に比べて再処理量が1/3に削減されることが期待される。

論文

Study on evaluation method of kernel migration of TRISO fuel for High Temperature Gas-cooled Reactor

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。

報告書

第3期中長期計画の事後評価及び第4期中長期計画の事前評価 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」

篠原 正憲; 角田 淳弥; 柴田 大受; 平田 勝

JAEA-Evaluation 2022-006, 198 Pages, 2022/11

JAEA-Evaluation-2022-006.pdf:23.34MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)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・評価委員会において、第3期中長期計画期間(平成27年度から令和3年度)の事後評価及び第4期中長期計画期間(令和4年度から令和10年度)の事前評価を受けた。その結果、第3期中長期計画期間の事後評価については、技術系委員10名のうち、2名の委員がS評価、7名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文・社会系委員1名の委員がB評価、1名の委員がC評価とし、総合評価としてB評価を受けた。第4期中長期計画期間の事前評価については、複数の評価委員が「要改善」と評価した項目はあるものの、過半の委員が妥当と判断した。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、評価項目、評価結果及び原子力機構の措置について記載したものである。

論文

Evaluation of power distribution calculation of the very high temperature reactor critical assembly (VHTRC) with Monte Carlo MVP3 code

Simanullang, I. L.*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 長住 達; 石塚 悦男; 飯垣 和彦; 藤本 望*

Annals of Nuclear Energy, 177, p.109314_1 - 109314_8, 2022/11

Power distribution plays a significant role in preventing the fuel temperature exceeds the safety limit of 1600$$^{circ}$$C in high-temperature gas-cooled reactors. The experiment to measure the power distribution in the graphite-moderated system was carried out with the Very High Temperature Reactor Critical Assembly facility. In the previous study, the power distribution in the VHTRC was calculated using a nuclear design code system based on diffusion calculation. The results showed a maximum discrepancy of up to 20 between the experiment and calculated values in the axial direction. The large discrepancy occurred near the boundary of fuel and reflector regions. This study describes the evaluation results of pin-wise power distribution of the VHTRC with the Monte Carlo MVP3 code. The calculation results were in good agreement with the measured results. In the axial direction, the discrepancy was less than 1 around the boundary of fuel and reflector regions.

論文

高温ガス炉の実用化に向けた研究開発; カーボンニュートラルへの貢献

篠原 正憲; 角田 淳弥; 稲葉 良知; 柴田 大受

第59回X線材料強度に関する討論会講演論文集, p.22 - 28, 2022/11

地球温暖化の原因とされる温室効果ガスの排出量を削減する「脱炭素化」が世界的に取り組まれる中、日本は2050年カーボンニュートラルの達成と再生可能エネルギーの主力電源化を目標として掲げている。高温ガス炉は950$$^{circ}$$Cの高温の熱を供給可能な原子炉であり、水素製造、高効率発電、化学・石油プラントへの高温蒸気供給、低温排熱を利用した海水淡水化、地域暖房など、多様かつ高効率の熱利用が期待されている。発電分野のみならず、運輸、製鉄等の原子力エネルギーを未利用の分野で高温ガス炉システムを利用することにより、温室効果ガスの排出量削減が期待できる。本稿では、2050年カーボンニュートラルの実現に貢献しうる原子力システムとして、高温ガス炉の実用化に向けた日本原子力研究開発機構の取組みを紹介する。

論文

Present status of JAEA's R&D toward HTGR deployment

柴田 大受; 西原 哲夫; 久保 真治; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 398, p.111964_1 - 111964_4, 2022/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究開発機構は、高温ガス炉の研究開発を進めている。原子炉技術の研究開発は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行われている。HTTRは2021年に大規模な補強無しで運転再開された。2022年1月には、OECD/NEAのLOFCプロジェクトにおける安全性実証試験を実施した。原子力機構は、熱化学法ISプロセスによるカーボンフリー水素製造の研究開発を進めている。また、高温ガス炉の実用化に向けた設計研究を行っている。HTTRによる水素製造の実証に関する新たな試験プログラムが開始された。2030年までの最初の実証のため、メタンの水蒸気改質による水素製造システムが選定された。

論文

輻射を利用した原子力キャビティ冷却システムの伝熱特性に関する研究

坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉

山梨講演会2022講演論文集(CD-ROM), 6 Pages, 2022/10

本研究では、放射冷却を採用した原子炉圧力容器(RPV)の受動的冷却設備の安全性に関する基礎的研究を行う。本研究の目的は、自然災害が発生した場合でも、放射冷却を採用したRPVの受動的冷却設備は、安全で信頼できることを実証することである。そこで、いくつかのステンレス製の容器を使って、実機の受動的冷却設備の約1/20スケールである実験装置を製作した。実験装置内の発熱体の表面はRPVの表面を模擬しており、その発熱体は実験装置内で自然対流と輻射を発生させる。実験の結果、実験装置内の自然対流を詳細に可視化することに成功した。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2020年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2022-018, 90 Pages, 2022/09

JAEA-Review-2022-018.pdf:2.85MB

HTTR(高温工学試験研究炉)は、日本原子力研究開発機構大洗研究所で建設された熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cの我が国初の高温ガス炉である。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、現在まで、安全性実証試験、長期連続運転及び高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を実施しており、高温ガス炉の実証試験並びに運転・保守に係る実績を有している。2020年度は、2011年東北地方太平洋沖地震以来運転停止しているHTTRの運転再開に向けての活動を昨年度に引き続き継続しており、2020年6月3日には新規制基準に係る原子炉設置変更許可を取得し、HTTRの運転再開に向けて大きく進展した。本報告書は、2020年度に実施された新規制基準への対応状況、HTTRの運転・保守管理状況、実用高温ガス炉に向けた研究開発、高温ガス炉関係の国際協力の状況等についてまとめたものである。

論文

高温ガス炉研究開発の現状と将来計画

西原 哲夫

原子力システムニュース, 33(2), p.17 - 21, 2022/09

高温ガス炉は優れた安全性を有し、多様な熱利用が可能な次世代原子炉として世界各国で開発が本格化している。原子力機構(旧原研)では昭和44年から高温ガス炉の研究開発を開始し、HTTRの設計,建設,運転を通して、実用化に向けた技術を蓄積してきた。2021年、新規制基準対応が完了してHTTRの運転再開を果たし、さらに水素製造技術の実証に向けたプロジェクトも開始した。本講演では、原子力機構で進めている高温ガス炉開発の現状と今後の計画について紹介する。

論文

Calculation of shutdown gamma distribution in the high temperature engineering test reactor

Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 長住 達; 小野 正人; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 後藤 実; Simanullang, I. L.*; 藤本 望*; 飯垣 和彦

Nuclear Engineering and Design, 396, p.111913_1 - 111913_9, 2022/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Estimation of decay gamma distribution in a reactor core is essential for safely conducting various works after reactor shutdown such as periodic maintenance, shuffling fuel, removing spent fuel at the end of cycle, etc. Because of the dependency on the complex operating history of the reactor, attempting to calculate the decay gamma rays distribution in the core remains a challenge. This study showed a method to calculate the shutdown gamma distribution in the HTTR core by coupling a Monte-Carlo transport calculation code MCNP6 and an activation code ORIGEN2 to take advantage of spatial dependence and transportation abilities of MCNP6 and the detailed fission products tracking during burnup and cooling of ORIGEN2. As result, the three-dimensional shutdown gamma distribution in the HTTR core for different cooling times and spatial locations could be obtained accurately.

論文

MCNP6 calculation of neutron flux map in the HTTR during normal operation

Ho, H. Q.; 石塚 悦男; 飯垣 和彦

Recent Contributions to Physics, 82(3), p.16 - 20, 2022/09

Detailed neutron flux distribution is important to understand the neutronic behavior during operation as well as to precise the core optimization and safety analysis of a reactor. In the literature, no calculations have been performed to show the detailed neutron flux map for the high temperature engineering test reactor (HTTR) because of the limitation of the old neutronic codes and the low performance of the computing system. The present work deals with MCNP6 Monte-Carlo calculation to determine the detailed neutron flux map in the HTTR during normal operation. At first, the calculation of neutron flux at several positions in the reactor was validated by comparing the corresponding reaction rate between the calculation and measurement. After that detailed neutron flux with the small cells of 1cm $$times$$ 1cm $$times$$ 10cm was obtained for the entire reactor core using the fmesh tally of MCNP6 code.

報告書

HTTR-熱利用試験専門委員会資料集

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Review 2022-016, 193 Pages, 2022/08

JAEA-Review-2022-016.pdf:42.06MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを記録した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。しかしながら、これまでに原子炉に水素製造施設を接続した例は世界にまだなく、我が国唯一の高温ガス炉であるHTTRを含め、既存の原子力施設を対象とした安全設計ではこのようなシステムを想定していない。そこで、高温ガス炉研究開発センターの下に設置した「HTTR-熱利用試験専門委員会」では、原子力規制委員会による新規制基準への適合性審査に合格したHTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計案の検討を行った。本稿は、HTTR-熱利用試験専門委員会の技術報告資料や委員コメントとその回答、議事録を取りまとめた。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)における研究開発の現状

西原 哲夫

電機, (827), p.42 - 44, 2022/08

高温ガス炉の研究開発の現状に関して、最近のエネルギー政策における高温ガス炉の位置付けを紹介し、原子力機構で進めている高温工学試験研究炉HTTRを活用した高温ガス炉の優れた安全性を実証する試験、グリーン成長戦略に基づき高温ガス炉を熱源とした水素製造に必要な技術開発を行うにHTTR熱利用試験、カーボンフリー水素製造法の一つであるISプロセスの研究開発、並びに高温ガス炉に関する国際連携の状況について説明する。

論文

Study on the effect of long-term high temperature irradiation on TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:94.4(Nuclear Science & Technology)

In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO$$_{2}$$ kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 $$^{circ}$$C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.

論文

Transient thermal-hydraulic analysis for thermal load fluctuation test using HTTR

青木 健; 佐藤 博之

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08

高温ガス炉は、大量かつ安価なカーボンフリー水素を製造することができる。水素製造施設における異常に対して、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を維持するため、過渡熱流動解析コードによる性能実証を通じて、制御方法や制御システムを確立しなければならない。本研究では、高温ガス炉水素製造システムにおける原子炉入口温度の外乱に対する原子炉応答を明らかにした。解析結果は、原子炉入口冷却材温度における30$$^{circ}$$Cの大きな外乱に対して、原子炉出口温度制御系によって、原子炉出口冷却材温度の変動が4$$^{circ}$$C以下に抑えられ、高温ガス炉水素製造システムの通常運転を継続可能であることを明らかにした。したがって、制御システムの有効性を確認することができた。

報告書

HTTRの核的パラメータの計算; 2021年度夏期休暇実習報告

五十川 浩希*; 直井 基将*; 山崎 誠司*; Ho, H. Q.; 片山 一成*; 松浦 秀明*; 藤本 望*; 石塚 悦男

JAEA-Technology 2022-015, 18 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-015.pdf:1.37MB

2021年度の夏期休暇実習において、HTTRの約10年の長期停止が臨界制御棒位置に与える影響及びMVPによるVHTRC-1炉心の遅発中性子割合の計算について検討した。この結果、長期停止が臨界制御棒位置に与える影響については、燃料内の$$^{241}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{147}$$Pm、$$^{147}$$Sm、$$^{155}$$Gdの密度変化が影響して制御棒が4.0$$pm$$0.8cm引抜かれること、この計算値が測定値である3.9cmと近い値になることが明らかとなった。また、MVPによる遅発中性子割合の計算精度を確認するためVHTRC-1炉心について計算した結果、測定値を約10%過小評価することが明らかとなった。

報告書

HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。

論文

Reactor physics experiment in a graphite moderation system for HTGR, 3

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

KURNS Progress Report 2021, P. 101, 2022/07

日本原子力研究開発機構では、2018年から高温ガス炉の核的予測技術向上に係る研究開発を開始した。その目的は、商用炉初号基のためのフルスケールモックアップ実験を回避するために一般化バイアス因子法を導入することと黒鉛減速特性を生かした中性子計装システムの改良である。このために、B7/4"G2/8"p8EU(3)+3/8"p38EU炉心をKUCAのB架台に2021年に構築した。

論文

熱化学水素製造法ISプロセスのためのヨウ化水素濃縮用イオン交換膜の開発

田中 伸幸

膜, 47(4), p.197 - 201, 2022/07

熱化学水素製造法ISプロセスの熱効率の向上を行う膜技術の開発が進められており、HI-I$$_{2}$$-H$$_{2}$$O(HIx)溶液のHI濃縮のため、カチオン交換膜を用いた電解電気透析法(EED)が適用されている。カチオン交換膜に対して、放射線グラフト重合法を用いることにより、従来の市販膜よりもイオン交換基の導入を増やすことで、イオン導電性を向上し、消費エネルギーを大幅に削減した。さらに、グラフト鎖に架橋を導入し、膜の膨潤を抑制することで、H$$^{+}$$選択性を向上させ、イオン導電率との両立を実現した。現在では、膨潤抑制効果がさらに期待できるイオン飛跡グラフト重合法を用いて、イオン交換膜の性能向上を進めている。

報告書

令和2年度評価及び第3期中長期計画見込み評価 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」

篠原 正憲; 角田 淳弥; 柴田 大受; 平田 勝

JAEA-Evaluation 2022-001, 104 Pages, 2022/06

JAEA-Evaluation-2022-001.pdf:28.15MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)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・評価委員会において、令和2年度の年度評価、令和3年度の研究計画及び第3期中長期計画(平成27年度から令和3年度)の見込評価に関する評価を受けた。その結果、年度評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。一方、第3期中長期計画の見込評価については、技術系委員10名のうち、1名の委員がS評価、8名の委員がA評価及び1名の委員がB評価とし、総合評価としてA評価を受けた。また、人文社会系委員2名の委員がB評価とした。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、評価項目、評価結果及び原子力機構の措置について記載したものである。

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