Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
湯谷 順明*; 和田 孝志*; 松塚 龍二*; 山中 康靖*; 渡 孔男*
PNC TJ9124 87-007, 43 Pages, 1987/09
仏国製改良オーステナイト鋼被覆管とSUS316相当鋼大気中溶解材を用いた被覆管のFCCI特性を把握するため、SUS316相当鋼真空二重溶解材をレファレンス材とし、CsOH-CsI混合物、Teおよびヨウ素を模擬FP腐食剤として、温度700
、時間100hの条件で、炉外腐食試験を行い、以下の結果を得た。(1)CsOH-CsI混合物(CsOH/CsI=1)により、粒界腐食が生じた。(2)Teおよびヨウ素により全面腐食が生じた。(3)3供試材間に腐食形態の相違はなかった。(4)Teの場合を除いて、仏国製改良オーステナイト鋼とSUS316相当鋼大気中溶解材は、SUS316相当鋼真空二重溶解材と同程度の耐食性を示した。
渡 孔男*; 山下 龍太郎*; 野田 博視*
PNC TJ2124 87-001, 133 Pages, 1987/03
高速増殖炉は燃料サイクルコストが安く,かつプルトニウム生産量が高いことが要求されるが,これまでの検討によればこの2つの要求は二律背反の傾向を持っている。 従って本研究は,「高速増殖炉の炉心物質収支評価(1)」及び「同(2)」で得られた成果をベースにして,まず燃料サイクルコストを低減させる場合及びプルトニウム生産量を向上させる場合の炉心特性について検討し,炉心物質収支の評価を行った。 次に上記検討によって得られた代表的な炉心について,燃料を再処理及び廃棄物処理する際,放射線被曝の観点から対象となる放射性元素の経年変化を検討した。 更に,任意の核分裂性プルトニウム割合を持つ燃料が裂荷された時,核分裂性プルトニウムの装荷量及び取出し量がいかなる影響を受けるかを評価した。 対象とした炉心は,将来の実用炉を想定した電気出力150万-Wの大型高速炉である。燃料材料としてはウラン・プルトニウム混合酸化物燃料を主体としたが,炭化物燃料,窒化物燃料および金属燃料に対しても検討を行った。また,プラント寿命中燃料交換なしで運転できる超長寿命炉心の物質収支評価も合せて行った。
渡 孔男*; 金戸 邦和*; 沢田 周作*
PNC TJ902 84-05, 168 Pages, 1984/08
「常陽」MK―2炉心第0サイクルについて,ガンマ線発熱解析を実施した。本解析を行うに先立ち,以下の作業を実施した。1)ガンマ線発熱解析用断面積(中性子断面積,2次ガンマ線生成断面積,ガンマ線輸送断面積,中性子7群,ガンマ線20群)をJENDL―2B―70群定数,ならびにENDF―B/Wをペースとした2次ガンマ線生成データより作成した。2)「常陽」MK―2炉心のガンマ線発熱解析に先立ち,「常陽」MK―2炉心のモックアップ体系であるFCAX―2集合体で実施されたガンマ線発熱実験解析を実施した。解析には,RZ体系とXY体系を用い,ガンマ線線源計算は中性子拡散計算をベースに行い,ガンマ線輸送計算はSNコードによりP/3S/6で行った。本解析により,以下の結果を得た。1)FCAX―2集合体,「常陽」MK―2内側反射体でのガンマ線発熱量のC/E値は下表のとおりである。上表の如くFCAX―2集合体については,炉心部を除き,解析値は実測値と比較的良く合っているが,「常陽」MK―2炉心の内側反射体領域では約20%の過小評価となっている。上記C/E値のベースとなった実測値には,検討すべき余地があるので,それらの解決の後,C/E値を見直す必要がある。上記「常陽」MK―2炉心のガンマ線発熱解析結果をベースに第0サイクロ初期の炉心湾曲解析を実施し,以下の結果を得た。
朝倉 伸幸; 星野 一生; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 徳永 晋介; 清水 勝宏; 鈴木 哲; 飛田 健次; 大野 哲靖*; 上田 良夫*; et al.
no journal, ,
現在、日本の原型炉設計活動では核融合出力を1.5GWに低減した原型炉の概念設計が進められている。その際、プラズマ周辺部へ排出されるプラズマ熱流の70-80%を不純物入射により放射損失させ、ダイバータ板への熱負荷ピークをITERと同程度の10MWm
に低減できるようにダイバータの形状および運転手法をシミュレーションにより検討している。その際のプラズマ熱負荷分布および核発熱分布を想定したダイバータ板の熱除去設計およびカセット内での冷却配管の設計概念を検討した。ストライク点付近では中性子照射が比較的低くなるため、熱伝導の良い銅合金配管による加圧水冷却を行う一方、中性子負荷が大きく熱負荷の比較的小さなプラズマに近い部分の冷却では低放射化フェライト鋼配管を用いた2系統の水冷却系を配置することで、ダイバータ板全体でプラズマと核発熱の熱除去を行うことが可能である。対向材への熱負荷条件についても検討結果を発表する。
