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論文

Design challenges for sodium cooled fast reactors

此村 守; 一宮 正和

Journal of Nuclear Materials, 371(1-3), p.250 - 269, 2007/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:75.22(Materials Science, Multidisciplinary)

ナトリウム冷却高速炉の経済性を向上させるために、配管短縮化,ループ数の削減,原子炉構造の簡素化,機器の合体といった革新的な方法を適用した。これらの方法を適用できるためには、配管内流速の高速化,高クロム鋼の採用といった革新的な技術の利用が必要である。これらの技術を採用した結果、電気出力1500MWの大型ツインプラントで、建設コストは20万円/kWeを切ることが示され、高い経済的競争力のある高速炉プラント概念が構築できた。

論文

Measurement of the fuel pin deflection in an assembly irradiated in FBR "JOYO"

勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 松元 愼一郎; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Transactions of the American Nuclear Society, 94(1), p.771 - 772, 2006/06

高速実験炉「常陽」で照射した炉心燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ試験(以下CT試験)を実施し、得られたCT断面像から燃料集合体内の燃料ピンの配置状況を定量化した。その結果、これまで確認できなかった軸方向における燃料ピンの変位挙動を非破壊試験にて把握することが可能となるとともに、「常陽」炉心燃料集合体における最外周燃料ピンのラッパ管側への変位挙動を定量的に明らかにした。

論文

Present status of ZrC coated fuel particle development for very high temperature reactors in JAEA

沢 和弘; 植田 祥平; 相原 純

Transactions of the American Nuclear Society, 94(1), P. 705, 2006/06

超高温ガス炉(VHTR)は、第4世代原子炉の有力な候補の一つである。VHTR用燃料は、15-20%FIMAの高い燃焼度,6$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$0.1MeV)の高い中性子照射量まで優れた安全性を保つ必要がある。従来の炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子では、このような厳しい条件まで健全性を保った実験データは得られていない。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、SiC被覆層よりも高温・高燃焼度化で健全性を維持できると期待されている炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の開発を進めて来た。JAEAでは、(1)大型化した蒸着装置によるZrC被覆工程開発,(2)ZrC被覆層の検査技術開発,(3)試作したZrC粒子の照射・照射後試験を開始した。本報では、これらのZrC被覆燃料粒子開発の現状について述べる。

論文

Pyrometallurgical production of U-Pu alloy and injection casting of U-Pu-Zr

中村 勤也*; 横尾 健*; 荒井 康夫

Transactions of the American Nuclear Society, 94(1), P. 780, 2006/06

高温冶金法による燃料サイクル技術を応用したU-Pu-Zr三元合金燃料スラグの製造試験を実施した。溶融塩電解精製及び還元抽出で回収したCd-U-Pu合金からCdを蒸留した後のU-Pu合金を原料に用いて、射出成型法によりU-Pu-Zr三元合金スラグを製造した。合金スラグ中の構成元素は、Pu-241の崩壊によって生じたAm-241も含めて均質に分布し、不純物含有量も少なかった。寸法,密度,真直度も製造仕様を満足しており、ここでの製造法は高温冶金法による燃料サイクル技術に適合することが確認できた。また、高速実験炉「常陽」で照射試験を計画しているU-Pu-Zr三元合金燃料スラグ製造の見通しを得た。

口頭

Development of optimized martensitic 9Cr-ODS steel cladding

鵜飼 重治; 皆藤 威二; 大塚 智史; 成田 健; 酒瀬川 英雄

no journal, , 

マルテンサイト系9Cr-ODS鋼の最適成分を残留$$alpha$$相(ハード粒)とその周りのフェライト/マルテンサイト相(ソフト粒)の体積バランスの観点から決定した。最適組成である9Cr-0.14C-2W-0.3Ti-0.35Y$$_{2}$$O$$_{3}$$と標準組成を有するマルテンサイト系9Cr-ODS鋼被覆管を製造した。その700$$^{circ}$$Cでの高温強度はナトリウム炉の燃料設計要求を満足していることを確認した。

口頭

Burn-leach; The Most important test in the manufacture of HTGR fuel

Nabielek, H.*; Verfondern, K.*; Tang, C.*; 植田 祥平

no journal, , 

燃焼-酸浸出法は高温ガス炉燃料の品質を決定するうえで最も詳細な手法である。独国ではAVR用燃料製造において、燃料核,粒子及びオーバーコート粒子の全製造データを分析し、オーバーコート法を自動化することにより品質を向上できた。中国ではHTR-10用初装荷燃料として約2000個が製造され、初期の製造バッチにおいて改良の効果が認められた。日本ではHTTR用初装荷燃料の製造において、コンパクト中の粒子充填率がペブル型の10%に対し30%と遙かに高いにもかかわらず、低い破損率を達成した。これらの結果は、将来の二酸化ウラン核被覆燃料粒子の製造品質基準に寄与するものである。

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