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高温工学試験研究炉部
JAEA-Review 2023-016, 82 Pages, 2023/09
HTTR(高温工学試験研究炉)は、茨城県東茨城郡大洗町にある日本原子力研究開発機構が建設した熱出力30MW及び原子炉出口冷却材温度950C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、1998年の臨界から現在まで、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。2021年度は、原子力規制委員会が定めた新規制基準対応に係る活動を完了し、2011年東北地方太平洋沖地震以来停止していたHTTRの運転を約10年ぶりに再開した。また、炉心冷却喪失試験(出力30%における循環機3台停止かつ炉容器冷却設備を停止した炉容器冷却設備停止試験)の安全性実証試験を実施した。本報告書は、2021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。
河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*
JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08
現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08
被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the
values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.
川堀 龍*; 渡部 雅; 今井 良行; 植田 祥平; Yan, X.; 溝尻 瑞枝*
Applied Physics A, 129(7), p.498_1 - 498_9, 2023/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では空気中におけるナノ粒子を使用した炭化ケイ素(SiC)のフェムト秒レーザー焼結の可能性を調査した。ポリビニルピロリドンとエチレングリコールを含むSiCナノ粒子インクは、780nmの波長でナノ粒子による強い吸収を示した。走査速度1mm/sでは焼結フィルムパターンの表面から底部まで全体が酸化しており、過剰なエネルギー照射により酸化ケイ素が生成したと考えられる。対照的に、走査速度5mm/s及び30mのラスターピッチのレーザー走査で作製されたパターンでは焼結領域が観察され、表面から1.72
mを除き、原料のSiCナノ粒子の酸化に有意な差は見られなかった。これらの結果からフェムト秒レーザーパルスの照射は熱の蓄積が少ないため、原料の大気酸化を受けることなく焼結SiCパターンが生成できることが示された。また、X線光電子分光法によって分散剤であるポリビニルピロリドン及びエチレングリコールは焼結に影響を及ぼさないことがわかった。したがって、この真空フリー直接描画技術は積層造形に適用できる可能性がある。
久保 真治
日本エネルギー学会機関誌えねるみくす, 102(4), p.428 - 438, 2023/07
高温ガス炉は、安全性に優れる次世代の革新炉である。高温ガス炉より熱・蒸気・電気などを発生させ、これらを水素製造プロセスに与えることによって、水やメタンなどの原料から水素に製造することができる。本稿では、高温ガス炉の構造の概要、高温ガス炉の研究炉を用いた水素製造の実証計画、また、高温ガス炉を用いた水素製造法候補である熱化学水素製造法ISプロセスに関し、熱化学法の原理、日本原子力機構におけるISプロセスの研究開発の経緯と現状について紹介する。
石塚 悦男; Ho, H. Q.; 北川 堪大*; 福田 理仁*; 伊藤 諒*; 根本 将矢*; 楠木 捷斗*; 野村 拓朗*; 長瀬 颯太*; 橋本 温希*; et al.
JAEA-Technology 2023-013, 19 Pages, 2023/06
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2022年度夏期休暇実習において、5つの大学から8名が参加した。参加者は、原子力電池の検討、HTTR炉心の燃焼解析、Cf製造の検討、冷却機能喪失時の挙動解析、炉容器近傍の熱流動解析について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと、他の大学生との議論が良い経験となった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
小澤 太教; 菅沼 拓朗; 本間 史隆; 東村 圭祐*; 鵜飼 隆由*; 齋藤 賢司
JAEA-Technology 2023-007, 24 Pages, 2023/06
HTTR広領域中性子検出器の高温環境下における信頼性向上を目的として、広領域中性子検出器の構造変更を検討した結果、リード線によってMIケーブル芯線と金属管を接合する構造を廃止し、MIケーブル芯線と金属管を直接接合する構造が短時間で対応できる最も信頼性が高い方法であることが明らかとなった。この方法で接続部分のモックアップを製作して熱サイクル試験及び高温耐久試験を実施した結果、HTTRの使用条件においても接続部分の健全性が保たれることが明らかとなった。
深谷 裕司; 丸山 貴大; 後藤 実; 大橋 弘史; 樋口 英明
JAEA-Research 2023-002, 19 Pages, 2023/06
商用高温ガス炉使用済燃料の再処理に由来する廃棄物の処分に関する研究を行った。軽水炉の再処理と高温ガス炉の再処理では燃料の構造の違いによる大きな違いがあるため、軽水炉に対して制定された再処理の廃棄物処理に関する法律の高温ガス炉廃棄物への適用性を確認すべきである。そこで、技術の違いを比較するとともに、全炉心燃焼計算を用いて、黒鉛廃棄物の放射化量及び表面汚染による放射能濃度を評価することにより、再処理廃棄物について比較を行った。その結果、SiC残渣廃棄物は、特定放射性廃棄物の最終処分に関する法律(2000年法律第117号)の第二種特定放射性廃棄物として軽水炉のハル・エンドピースと同様に地層処分されるべきことが分かった。黒鉛廃棄物については、軽水炉のチャンネルボックスと同様に、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(1957年法律第166号)の第二種廃棄物としてピット処分による浅地中処分されるべきことが分かった。
久保 真治
水素エネルギーシステム, 48(2), p.126 - 132, 2023/06
高温ガス炉は、安全性に優れる次世代の革新炉である。高温ガス炉より熱・蒸気・電気などを発生させ、これらを水素製造プロセスに与えることによって、水やメタンなどの原料から水素に製造することができる。高温ガス炉を用いた水素製造法として、メタンの水蒸気改質法や高温水蒸気電解法や水の熱分解法が挙げられる。本報では、水素製造のエネルギー源となる高温ガス炉および水素製造技術の概要、原子力機構における高温ガス炉および水素製造法の研究開発の現状と展望について解説する。
根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.
JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05
HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。
沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.
石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.
青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05
本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。
坂野 雅樹*; 舩谷 俊平*; 高松 邦吉
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
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。そこで実機と実験装置のグラスホフ数を比較したところ、いずれも乱流であることを確認し、スケールモデルである実験装置から価値の高い実験結果を得られることに成功した。また実験の結果から、定格運転時にRPV表面から放散される熱を確実に除去できることを実証できた。
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; 野口 弘喜; et al.
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.
高松 邦吉; 舩谷 俊平*
Proceedings of 2023 International Congress on Advanced in Nuclear Power Plants (ICAPP 2023) (Internet), 17 Pages, 2023/04
受動的安全性を持つRCCSは、大気を冷却材として使用するため、冷却材を喪失することはないが、大気の擾乱の影響を受けやすいという欠点がある。そのため、大気放射を利用したRCCSと、大気自然循環を利用したRCCSを実用化するためには、想定される自然災害や事故状態を含むあらゆる状況下で、原子炉からの発熱を常に除去できるのかについて安全評価を実施する必要がある。そこで本研究では、2種類の受動的RCCSについて、熱除去のための受動的安全性の余裕(裕度)について同一条件で比較した。その結果、提案した大気輻射を利用したRCCSは、外気(大気)の擾乱に対して原子炉圧力容器(RPV)の温度を安定的に維持できる利点を明らかにすることができた。さらに、RPV表面から放出される廃熱をすべて利用できる方法も提案した。
沖田 将一朗
炉物理の研究(インターネット), (75), 3 Pages, 2023/03
本稿は、2022年5月15日19日にかけて米国・ピッツバーグにて開催されたInternational Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR2022)の報告である。
広田 憲亮; 舟本 幸大*; 橘 幸男
材料, 72(3), p.255 - 261, 2023/03
沸騰硫酸環境下で優れた耐食性を有する金属材料を開発すべく、コーティングした材料の耐食性の評価と各種表面形態の違いを調査した。その結果、化学緻密化法により8回コーティング・焼結した(S-ZAC)SUS304は、12時間の腐食試験後の時点では問題なかったが、100時間の腐食試験後には腐食速度が急激に増加した。試料の断面微細構造解析では、CrO
が完全に消失した一方で、少量のSiO
のみが表面に残存していた。S-ZACの剥離メカニズムは、加熱による熱膨張で厚膜が湾曲しCr
O
とSiO
の界面にクラックが発生したためと推測される。一方、コーティングと焼成を11回繰り返すことでCr
O
を高密度にコーティングしたSUS304(MS-ZAC)は、100h腐食試験後でもSiCと同様に優れた耐食性を示した。断面組織分析の結果、MS-ZACはS-ZACに比べ、Cr
O
濃度が高く、SiO
粒径が細かく、気孔が少ないことがわかった。特に、MS-ZACの皮膜維持のメカニズムは、皮膜全体の薄膜化に加え、Cr
O
粒子層での積層構造の形成と推測される。
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:0.01(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。
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。