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1
Investigation of uncertainty caused by random arrangement of coated fuel particles in HTTR criticality calculations
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 112, p.42 - 47, 2018/02
Coated fuel particle (CFP) is one of important factors attributing to the inherent safety feature of high temperature engineering test reactor (HTTR). However, the random arrangement of CFPs makes the simulation more complicated, becoming one of the factors affects the accuracy of the HTTR criticality calculations. In this study, an explicit random model for CFPs arrangement, namely realized random packing (RRP), was developed for the whole core of HTTR using a Monte-Carlo MCNP6 code. The effect of random placement of CFPs was investigated by making a comparison between the RRP and conventional uniform models. The results showed that the RRP model gave a lower excess reactivity than that of the uniform model, and the more number of fuel columns loading into the core, the greater the difference in excess reactivity between the RRP and uniform models. For example, the difference in excess reactivity increased from 0.07 to 0.17%$$Delta$$k/k when the number of fuel column increased from 9 to 30. Regarding the control rods position prediction, the RRP showed the results, which were closer to experiment than the uniform model. In addition, the difference in control rods position between the RRP and uniform models also increases from 12 to 17 mm as increasing number of fuel columns from 19 to 30.
2
Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
3
Numerical investigation of the random arrangement effect of coated fuel particles on the criticality of HTTR fuel compact using MCNP6
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
Annals of Nuclear Energy, 103, p.114 - 121, 2017/05
This study investigated the random arrangement effect of Coated Fuel Particle (CFP) on criticality of the fuel compact of High-Temperature engineering Test Reactor (HTTR). A utility program coupling with MCNP6, namely Realized Random Packing (RRP), was developed to model a random arrangement of the CFPs explicitly for the specified fuel compact of HTTR. The criticality and neutronic calculations for pin cell model were performed by using the Monte Carlo MCNP6 code with an ENDF/B-VII.1 neutron library data. First, the reliability of the RRP model was confirmed by an insignificant variance of the infinite multiplication factor (k$$_{rm inf}$$) among 10 differently random arrangements of the CFPs. Next, the criticality of RRP model was compared with those of Non-truncated Uniform Packing (NUP) model and On-the-fly Random Packing (ORP) model which is a stochastic geometry capability in MCNP6. The results indicated that there was no substantial difference between the NUP and ORP models. However, the RRP model presented a lower k$$_{rm inf}$$ of about 0.32-0.52%$$Delta$$k/k than the NUP model. In additions, the difference of k$$_{rm inf}$$ could be increased as the uranium enrichment decreases. The investigation of the 4-factor formula showed that the difference of k$$_{rm inf}$$ was predominantly given by the resonance escape probability, with the RRP model showing the smallest value.
4
Neutronic characteristic of HTTR fuel compact with various packing models of coated fuel particle
Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二
JAEA-Technology 2016-040, 16 Pages, 2017/03
高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界特性に対する被覆粒子燃料(CFP)のトランケーション(切欠き)の影響を調べるため、燃料コンパクト中のCFPの配列に関する4つの異なるモデル、すなわち、規則配列でトランケーションの有無のモデル、不規則配列でトランケーションの有無のモデルを作り、モンテカルロコードMCNP6、ENDF/B-VII.1ライブラリを使って臨界計算を実施した。この結果、トランケーションありのモデルの無限実効増倍率は、k$$_{rm inf}$$トランケーション無しの場合と比較して小さくなり、規則・不規則配列に関係しないことを明らかにした。さらに、4因子公式の4因子の比較により、k$$_{rm inf}$$の違いが主に共鳴を逃れる確率によるものであることを明らかにした。また、共鳴を逃れる確率の違いはCFPのトランケーションモデルの等価直径が小さくなり、自己遮蔽効果の影響により共鳴領域で捕獲反応が増加するために生じることを明かにした。
5
Sustainable and safe energy supply with seawater uranium fueled HTGR and its economy
深谷 裕司; 後藤 実
Annals of Nuclear Energy, 99, p.19 - 27, 2017/01
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
海水ウランを用いた高温ガス炉による持続的で安全なエネルギー供給について検討した。ウラン資源が無尽蔵に存在すれば、安全な高温ガス炉発電による永続的なエネルギー供給が可能である。海水ウランは大量に海水中に存在するため代替候補となりうる。海水ウランは45億トン存在し、7万2千年のエネルギー消費量に相当する。また、海水ウランは海底表面の岩盤に含まれる4.5兆トンのウランと平衡状態にあるため、これらも回収することができる。この量は7200万年の消費に相当する。現状の技術では海水ウランの回収コストはウランの市場価格よりも高価である。しかし、経済的に成立するか否かの判断はウラン回収コストのみではなく発電原価全体でなされるべきである。本研究では、海水ウランを用いた高温ガス炉による商用発電の発電原価について評価した。高温ガス炉は直接ガスタービンによる簡素なシステムにより、海水ウランを用いても高い経済性が期待できる。結果として、海水ウランを用いた高温ガス炉の発電原価は7.28円/kWhであり、在来型ウランを用いた軽水炉の8.80円/kWhよりも安価と評価された。
6
Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts
相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11
原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。
7
A Study on transmutation of LLFPs using various types of HTGRs
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*
Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。
8
潜在的有害度の発生を抑える新型高温ガス炉の研究
深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫
JAEA-Research 2015-023, 44 Pages, 2016/02
潜在的有害度の発生を抑える高温ガス炉の研究を行った。高速炉やADSによる多重リサイクルのような、核燃料サイクル内に放射性核種を閉じ込め核変換を行うものではなく、核分裂エネルギー発生に伴って生成されるPu, MAの発生を抑え、潜在的有害度の発生自体を低減させる試みである。そのために、Pu, MAの発生源となる$$^{238}$$Uを排除した高濃縮ウラン燃料を用いた高温ガス炉を提案した。一方で、高濃縮ウランを用いることにより懸念される、燃料健全性, 核不拡散性, 核的自己制御性, 経済性の低下もしくは悪化に対して対策を示す必要があり、これらの検討を行った。特に、核的自己制御性に関しては、Erの添加により解決したが、この最適設計点の決定にはボンダレンコのアプローチを用い機構論的かつ定量的にその妥当性を確認しながら決定を行った。その結果、提案炉心はこれらの諸問題を解決しつつ、標準的な高温ガス炉ウラン燃料炉心と同程度の炉心性能及び経済性を持つものであることが確認できた。
9
Calculation of decay heat by new ORIGEN libraries for high temperature engineering test reactor
Simanullang, I. L.*; 本多 友貴; 深谷 裕司; 後藤 実; 島崎 洋祐; 藤本 望*; 高田 昌二
JAEA-Technology 2015-032, 26 Pages, 2016/01
これまで高温工学試験研究炉の崩壊熱は、軽水炉のデータを基にしたShureの式やORIGEN計算で評価してきたが、厳密には軽水炉の中性子スペクトルと異なることから最適な評価方法を検討する必要がある。このため、黒鉛減速材量を変えた炉心の中性子スペクトルを用い、ORIGEN2コードで崩壊熱及び生成核種を計算して軽水炉の崩壊熱曲線と比較した。この結果、崩壊熱は、炉停止後1年程度であれば軽水炉と同様な値となったが、より長期になると差が顕著になり、$$^{90}$$Y, $$^{134}$$Cs, $$^{144}$$Pr, $$^{106}$$Rh, $$^{241}$$Am等が崩壊熱に大きく寄与することが明らかとなった。また、線量評価に関しては、冷却初期に$$^{241}$$Puが大きく影響することも明らかになった。
10
Study on erbium loading method to improve reactivity coefficients for low radiotoxic spent fuel HTGR
深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫
Nuclear Engineering and Design, 293, p.30 - 37, 2015/11
 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)
潜在的有害度低減高温ガス炉の反応度係数を改善するためのエルビウム装荷法の検討を行った。本炉心では、U-238からの有害度発生を低減するために高濃縮ウランを燃料として用いる。対策がなされない状態では正の反応度係数を持ちうる。そこで、負の反応度係数を得るためエルビウムを炉心に装荷する。Er-167の巨大な共鳴捕獲断面積ピークにより反応度係数の改善が可能である。本研究では、その装荷法について検討した。装荷法としては、被覆粒子燃料の燃料核への混合、燃料粒子・エルビウム粒子の二粒子による装荷、燃料コンパクトを支持する黒鉛心棒への埋め込みを検討した。検討の結果として、エルビウムは減速材温度係数としての働きが主であり、熱輸送の観点から、燃料棒要素への装荷が適していることがわかった。さらに、燃焼末期で負の反応度係数を得るためには、エルビウムの燃焼速度は遅い必要がある。これらのことを考慮して、自己遮蔽効果が強くエルビウムの燃焼を避けられる装荷法が適していると言え、その自己遮蔽効果発生のメカニズムはボンダレンコアプローチにより確認した。その結果、黒鉛心棒へのエルビウム装荷が潜在的有害度低減高温ガス炉の反応度係数の改善には適しており、燃焼末期においても負の反応度係数が得られることがわかった。
11
Study on operation scenario of tritium production for a fusion reactor using a high temperature gas-cooled reactor
川本 靖子*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
Fusion Science and Technology, 68(2), p.397 - 401, 2015/09
核融合炉を起動するためには、外部装置からの十分な量のトリチウムの供給が必要である。ここでは核融合炉へのトリチウムの供給方法について検討する。トリチウム製造装置として高温ガス炉の適用を提案してきた。これまでは、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉を対象として解析評価を実施してきた。ぺブルベッド型の高温ガス炉では、燃料交換に伴う時間のロスがない運転が可能であることから、両者を対象としてトリチウム製造量を比較した。トリチウム製造量を計算するにあたっては、連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードMVP-BURNを使用した。計算の結果、連続運転が可能なぺブルベッド型の高温ガス炉によるトリチウム製造量は、燃料を定期的に交換するブロック型の高温ガス炉によるトリチウム製造量とほとんど同じであることを示した。また、トリチウム製造装置としてのぺブルベッド型の高温ガス炉の課題について議論する。
12
Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
13
クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備
深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫
JAEA-Technology 2015-017, 61 Pages, 2015/07
クリーンバーン高温ガス炉詳細設計のための核設計モデルの整備を行った。先行研究の概念設計では米国GA社の設計したDeep Burnの燃料組成を用いていたが、日本の実情に合わせた軽水炉取り出しPu組成を用いた燃料組成を決定した。なお、品質保証、トレーサビリティの観点から燃料材料・構造材料の個数密度を一意的に決定できるように、評価法の見直し及び定式化を行った。これらの組成を用い概念設計では考慮されていなかった制御棒カラムの配置を検討した。また、すべての運転領域で負の温度係数を得られるように、Er装荷に関する検討を行った。このモデルはモンテカルロ法中性子輸送コードMVPの入力として整備した。また、これまで核設計の経験の少ない高燃焼による多くのFP核種の蓄積の効果を考慮するため、燃焼チェーンに関する検証も行った。一方で、これまでの炉心設計は決定論的手法である中性子拡散方程式に基づいたCOREBNコードを用いて行われていた。そのため、MVPの断面積をCOREBNコードに出力するための枠組みの整備も行った。
14
Energy neutral phosphate fertilizer production using high temperature reactors; A Philippine case study
Haneklaus, N.*; Reyes, R.*; Lim, W. G.*; Tabora, E. U.*; Palattao, B. L.*; Petrache, C.*; Vargas, E. P.*; 國富 一彦; 大橋 弘史; 坂場 成昭; et al.
Philippine Journal of Science, 144(1), p.69 - 79, 2015/06
リン酸肥料製造工程においてリン酸からウランを抽出することができるため、このウランを燃料に用いた高温ガス炉から電気、水素、プロセスヒート等をリン酸肥料製造へ供給することによって、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスを構築できる可能性がある。本報告では、フィリピンにおける代表的なリン酸肥料製造プラントと原子力機構が設計した高温ガス炉(HTR50S and GTHTR300C)を組み合わせたシステムを例に、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスの可能性について検討した。
15
Application of the high-temperature gas-cooled reactor to produce tritium for fusion reactors
中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.398 - 402, 2015/05
高温ガス炉を用いた核融合炉用トリチウム製造の研究を行っている。高温ガス炉を用いてのトリチウム製造について$$^{6}$$Li濃度の影響を評価する。円柱状のLi化合物が被覆管に内包されたLi棒の状態で炉心に装荷される。熱出力600MW、電気出力300MWの高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)をトリチウム製造用高温ガス炉として想定した。連続エネルギーモンテカルロ法による燃焼計算コードMVP-BURNを用いて、トリチウム製造量を評価する。トリチウムの漏れ量は被覆管におけるトリチウムの拡散方程式の平衡解から評価される。たとえ$$^{6}$$Liが濃縮されていたとしても、GTHTR300は180日の運転日数で500gのトリチウムを製造可能である。また、Liを濃縮することにより、トリチウムの漏れ量を20-50%減少させることができると評価される。
16
高温ガス炉の核特性解析手法と核設計に関する研究(学位論文)
後藤 実
JAEA-Review 2014-058, 103 Pages, 2015/03
HTTRの試験結果を用いて、以下の検討を行った。(1)核データライブラリの高温ガス炉の核特性解析に対する適用性、(2)改良した高温ガス炉核特性解析手法の適用性、(3)棒状可燃性毒物の高温ガス炉の反応度制御に対する有効性。これらの結果を用いて、2030年代の開発途上国等への導入を目指した熱出力50MWの小型高温ガス炉HTR50Sの核設計を行った。HTR50Sの核設計は、出力密度の向上および燃料濃縮度数の削減を、HTTRの核設計からの主な改良項目として検討を進めた。その結果、HTTRでは12種類あった燃料濃縮度を3種類に削減し、出力密度をHTTRの約1.4倍に向上した炉心を設計することができた。
17
Study on transmutation and storage of LLFP using a high-temperature gas-cooled reactor
高良 和樹*; 中屋 裕行*; 久保 光太郎*; 松浦 秀明*; 島川 聡司; 後藤 実; 中川 繁昭
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 12 Pages, 2014/09
HLWには数十万年にわたり放射線を出し続ける長寿命核分裂生成物(LLFP)が含まれ、それらの中には化学的に地下水に溶けて移行しやすい傾向を示すものもあり、必ずしも地層処分に向いているとは言えない。そこで、LLFPの処分については、長期保管すると同時に削減できる施設の利用を提案する。高温ガス炉(HTGR)は、広い反射体領域を備えており、基本設計を大きく変えることなく大量のLLFPを保管すると同時に核変換よる削減が可能である。概念設計が行われている実用高温ガス炉GTHTR300にLLFPを装荷した場合を想定し、原子炉を1年間運転するための過剰反応度を確保する条件の下、装荷可能なLLFP量およびLLFPの核変換量を、モンテカルロコードMVP-BURNを用いて評価した。その結果、装荷可能なLLFPは15t、LLFPの核変換量は30kg/yearであり、実効的なLLFPの半減期を1/626に短縮できる。更なる最適化による核変換量の増加も期待でき、高温ガス炉は大量のLLFPを長期保管すると同時に削減する施設として利用できる。
18
高温ガス炉の炉内材料に対する照射損傷評価法の整備
深谷 裕司; 後藤 実; 柴田 大受
JAEA-Technology 2014-030, 29 Pages, 2014/08
高温ガス炉の炉内材料に対する照射損傷評価法に関する研究を行った。初めに、照射損傷評価法に関する理論および評価法の調査を行った。次に、一般的に使われている炉定数作成コードNJOYを用いたDPA断面積評価手法を含めたDPA評価法を整備した。これらの評価を簡便に実施するため、先行研究で開発されたNJOYをソルバーとして組み込んだDPA評価コードシステムNPRIMの機能を包絡するシステムの開発を行った。さらに、今後の評価手法の高度化に関する課題の抽出を行った。
19
Proposal of a plutonium burner system based on HTGR with high proliferation resistance
深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 橘 幸男; 國富 一彦; 千葉 敏*
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.818 - 831, 2014/06
 被引用回数:3 パーセンタイル:57.88(Nuclear Science & Technology)
プルトニウム専焼高温ガス炉概念Clean Burnを、HTTR建設・運転の経験及びGTHTR300設計の経験に基づき研究を行ってきた。本概念の目的はマルチリサイクルを行わずに効率的な軽水炉使用済燃料から発生する余剰プルトニウムを消費することである。Clean Burnでは不活性母材燃料を用いているため、製造においてプルトニウムにウランを混入させる必要がない。加えて、母材からのプルトニウムの生成及び母材による反応度欠損が少ないため、効率的にプルトニウムを燃焼させることができる。さらに、不活性母材燃料が安定であるため、燃料健全性及び地層安定性を保つことができる。本概念の特有の燃料製造システム及び不活性母材燃料の持つ安定性のため現行軽水炉MOX燃料よりも高い核拡散抵抗性を実現できる。これらの利点により日本の核燃料サイクル政策にも適合しうる。さらに、高温ガス炉概念に基づいているため、本質的安全性を具有している。関連研究の結果とともに検討した結果、本概念の有効性が確認できた。
20
小型高温ガス炉システムHTR50Sの第I期第1段階の炉心の通常運転時における被覆燃料粒子の健全性の予備的評価
相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男
JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05
日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。