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大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い
Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO
燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10
原研が開発を進めている水冷却増殖炉用稠密燃料集合体の二相流挙動を大規模シミュレーションによって予測する研究を行っている。本研究の結果、燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる、などの稠密燃料集合体特有の現象の定量把握に成功し、炉心熱設計の有効性を数値的に検証できた。
塚田 隆
材料と環境, 52(2), p.66 - 72, 2003/02
軽水炉の炉内構造材料は、高レベルの中性子・
線の照射を伴う約300
Cの高温高圧水中という他の工業プラントにはない環境で使用され、照射と化学環境の作用により特有の劣化損傷を生じる。中性子照射を受けると、合金のミクロ組織や粒界近傍等の局所的な化学組成は、格子原子のはじき出しに始まる照射損傷過程により刻々と変化する。ここで紹介する照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、炉内中性子照射の影響により発生するSCC現象である。IASCCの研究は、1980年代中頃に軽水炉高経年化・長寿命化の検討に伴い各国で本格化した。重大な問題へつながるIASCC損傷はこれまで経験されていないが、IASCCの発生と進展のメカニズムについてはまだ十分解明されておらず、さらに基礎的な研究が必要な状況にある。また、IASCCは軽水炉のみならず照射場に水冷却系を有するシステムに共通の材料損傷要因となり得る。例えば、国際熱核融合実験炉ITERの第1壁ブランケット構造物の材料についてもIASCCの検討が行われている。本解説では、IASCCについてこれまでに得られた主な知見と研究の動向を紹介する。
浅山 泰
no journal, ,
新型炉の規格基準開発において最も重要なことは新型炉独自の設計上の特徴-これらは往々にして軽水炉とはかなり異なる-をフルに生かせる体系を構築することである。本発表ではこのような規格基準体系の姿を明らかにするために、その位置づけと役割に立ち戻って考察した上で、安全基準と構造規格がシームレスに連携した体系を提案する。これにより、新型炉が達成すべき安全性、信頼性、経済性等の目標水準に応じて最適な技術的選択肢の組み合わせを既存炉の慣習にとらわれずに採用することができるようになる。これはシステム化規格概念-規格基準に含まれる裕度を目標水準に照らして最適配分する-を具現化することに相当する。最後に、規格基準体系とナレッジベースを緊密に連携させることにより、知見の更新と同時に規格基準が自律的に高度化される体系を将来ビジョンとして提案する。
