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口頭

高速増殖炉用金属燃料製造技術の開発

中村 勤也*; 加藤 徹也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫

no journal, , 

はじめに、高速増殖炉用金属燃料の特徴、これまでの開発実績、並びに高速実験炉「常陽」での金属燃料の照射試験計画を紹介する。引続き、国内における金属燃料製造技術基盤の整備について述べた後、原料プルトニウム合金の調製、燃料スラグの製造及び燃料ピンの組立てを中心として実施した金属燃料製造技術の開発について紹介する。最後に、「常陽」照射試験用燃料ピンの製造と検査結果について述べるとともに、今後の計画についても触れる。

口頭

リスク情報を活用した意思決定における低頻度高影響度事象の評価手法; 事故時の燃料挙動に関する研究課題検討への利用

成川 隆文; 杉山 智之; 天谷 政樹

no journal, , 

原子力安全規制にかかわるリスク情報活用においては、低頻度高影響度事象 に対処し、原子炉施設のリスクを抑制するために、深層防護思想とPRA(確率論的リスク評価)に代表されるリスク評価手法をいかに融合させるかが課題となっている。そこで本研究では、特にリスク情報の活用が進む安全確保活動の変更におけるリスク情報を活用した意思決定において、PRAを深層防護の有効性を測る尺度として用いて、リスクの観点から深層防護の有効性を評価する指標を提案するとともに、この指標の有用性に基づく知見から事故時の燃料挙動に関する研究課題を検討した。その結果、提案指標により深層防護の各防護層においてリスク寄与因子を評価することが可能となり、本指標が低頻度高影響度事象を評価するうえで有効であることが確認された。また、本指標の有用性に基づく知見から、設計基準事故を超えた後、燃料が実際に破損、溶融に至るまでの限界値を知ることで、リスク評価を精緻化することが重要であるとの結論を得た。

口頭

溶融進展評価に関するJAEAの取り組み

永瀬 文久; 倉田 正輝

no journal, , 

福島第一発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高める必要がある。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動,燃料集合体損傷進展,圧力容器下部ヘッド破損,事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本発表では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の取り組みについて紹介する。

口頭

水素吸収した予き裂入り被覆管のき裂進展挙動に対する水素化物の影響

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

no journal, , 

反応度投入事故(RIA)時の燃料ペレット温度の上昇は、燃料棒の破損をもたらす原因となる。特に、高燃焼度燃料被覆管は水素化物の析出により脆化するため、RIA時のペレット温度上昇に伴う熱膨張に起因するペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損する可能性がある。この破損挙動に関しては被覆管外面近傍の水素化物リムに発生した初期き裂の進展開始条件が重要である。水素化物リム内側には一様に析出した脆性な水素化物が存在していることから、その水素化物が初期き裂進展開始条件に及ぼす影響を調べた。予き裂入り被覆管に水素を吸収させ、EDC試験装置により内側から周方向応力を負荷し破損させ、破損時周ひずみを評価した。破損時周ひずみは水素濃度増加に従い、単調に減少した。破断時周方向ひずみは、CW及びSR材では単位断面積あたりの水素化物の長さ、RX材では全水素化物の応力垂直方向への長さの和の増加とともに線形に低下した。これらのパラメータにより、高燃焼度燃料被覆管のRIA時破損限界をより高精度化できる可能性を示した。

口頭

燃料デブリの特性評価に関するJAEAの取り組み

鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 高野 公秀; 加藤 正人

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所(以下、1F)の事故では燃料溶融により燃料デブリが発生しており、原子炉の廃止措置作業においてこの燃料デブリの取出しが最大の課題となっている。この取出し作業を確実に遂行するためには燃料デブリの特性を把握することが重要であり、原子力機構では東京電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議(旧政府・東電中長期対策会議/研究開発推進本部)の体制の下、メーカや関連機関の協力を得ながら燃料デブリの特性把握及び処置技術について研究開発を実施している。事故が発生した炉内で想定される燃料デブリの形態はさまざまであり、過去の事故事例(TMI-2等)を参考に1F特有な条件の考慮が必要である。本研究では1Fの炉内損傷状況を推定し、取出し方法や処置技術に必要なデブリ物性を特定するとともに、模擬デブリ等を用いた物性測定による基礎データの蓄積を図っている。本報告では燃料デブリの特性把握に関する原子力機構の研究開発の状況を紹介する。

口頭

溶融塩浴中での電解還元によるデブリ処理法に関する検討

小藤 博英; 飯塚 政利*; 坂村 義治*; 村上 毅*; 北脇 慎一; Glatz, J. P.*

no journal, , 

福島第一原子力発電所における破損燃料の処置方策として、乾式再処理開発として研究開発が進められてきた電解還元法の適用性の検討を行っている。これまでに実施した模擬デブリを用いた電解還元基礎試験や文献情報をもとにデブリ処理全体のフローを検討し、提案する。

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