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論文

Decrease of cesium release from irradiated UO $_{2}$ fuel in helium atmosphere under elevated pressure of 1.0MPa at temperature up to 2,773K

日高昭秀; 工藤保; 中村武彦; 上塚寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.759 - 770, 2002/07

https://doi.org/10.3327/jnst.39.759

被引用回数：6 パーセンタイル：39.48(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出は、ほとんどの場合、高温高圧下で起きると考えられる。放出挙動に対する温度の影響は既存の実験で数多く調べられてきたが、圧力の影響は実験の困難さのためにほとんど調べられてこなかった。そこで、原研のVEGA実験計画では、圧力の影響を調べるため、圧力を0.1MPaと1.0MPaとする以外はほぼ同じ条件で照射済UO $_{2}$ 燃料を不活性ヘリウム雰囲気下で2,773Kまで昇温する実験を2回行った。その結果、1.0MPaの加圧雰囲気下では、燃料からのセシウム放出割合が0.1MPa下におけるそれと比べて、測定した全ての温度域で約30%減少することを世界で初めて観測した。本報では、それらの実験の概要,測定結果について述べるとともに、試験後にホットセルで行った種々の解析結果について記述する。また、観測された圧力の影響を説明する機構及び計算モデルについて議論する。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発,3; 中性子イメージングプレート法及びCT法による未照射燃料ピンの撮影

安田良; 松林政仁; 仲田祐仁; 原田克也; 天野英俊; 安藤均*; 笹島文雄; 西雅裕; 堀口洋二

JAERI-Tech 2002-001, 23 Pages, 2002/02

JAERI-Tech-2002-001.pdf:3.79MB

日本原子力研究所ホット試験室では、照射済燃料・材料中のクラック,形状変化及び水素化物等の欠陥・組成分布等を調べる非破壊検査法として中性子ラジオグラフィの有効性に着目し、中性子イメージングプレート法(IP法)や中性子断層撮影法(CT法)等を用いた先進的な中性子ラジオグラフィ技術の照射後試験(PIE)への適用を検討している。IP法及びCT法を核燃料に応用した例は少ないため、照射後試験への適用を検討するための基礎データの収集を必要としている。本稿では、基礎データ収集を目的として行った未照射燃料ピンを用いた中性子ラジオグラフィ試験の結果について報告する。試験は、JRR-3Mの中性子ラジオグラフィ装置TNRF-2において行った。中性子イメージングプレート法は、燃料ピンの透過像を撮影し、CT法では、燃料ピンの断面画像データを取得した。試験に用いた燃料ピンは、寸法,形状及び濃縮度の異なる複数の燃料ペレットが装荷されており、画像上及び画像解析処理によりそれらの相違を評価した。試験の結果、中性子イメージングプレート法においては、ペレットの形状,ペレット間の寸法の相違及びペレット間の濃縮度の相違が、画像上から確認され、CT法においても、ペレットの断面形状を示す良好な画像が得られた。

論文

MOX fuel behavior under reactivity accident conditions

笹島栄夫; 更田豊志; 石島清見; 菊池圭一*; 安部智之*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

高燃焼度UO $_{2}$ 燃料を用いたNSRR実験で、破損しきい値の低下が明らかにされたことから、MOX燃料についても、これらのことを確認する必要がある。我が国では、軽水炉でMOX燃料を燃やすプルサーマル計画や、MOX燃料の高燃焼度化計画が進められている。MOX燃料の軽水炉での利用に関しては、UO $_{2}$ 燃料と両立することが重要であり、核的及び熱水力的な特性がUO $_{2}$ 燃料と同等となるよう燃料を設計する必要がある。この計画を円滑に進めるためには、通常運転時及び過渡時の燃焼の進んだ燃料のふるまいを把握することが重要である。これに合わせて、NSRRでは平成7年度から照射済MOX燃料を用いたパルス照射実験を実施している。パルス照射実験に供する試験燃料は、新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」において燃焼度約20GWd/tまでベース照射したMOX燃料をNSRR実験用に短尺化したものを用いている。本報告では、これまでに行われた4回の実験について、破損しきい値、FPガス放出等の反応度事故時の燃料挙動を報告する。

報告書

水中の2ユニット体系における中性子相互干渉効果の測定と解析

三好慶典; 須崎武則; 石川利光; 小林岩夫

JAERI-M 90-112, 45 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-112.pdf:0.88MB

原研の軽水臨界実験装置(TCA)を用いて、水平断面が正方形の2つの矩形炉心を配列した相互干渉体系に関する臨界実験を行なった。矩形炉心は濃縮度2.6w/oのUO $_{2}$ 燃料棒を1717本配列して構成され、燃料棒格子の間隔は1,956cm、単位燃料セルの水対燃料体積比は1.83である。実験ではユニット間距離(水ギャップ厚さ)をパラメータとして臨界水位を測定し、各炉心の臨界水位の差から水位法を用いて、一方のユニットが他方のユニットへ与える反応度寄与、水ギャップの負の反応度効果、及び片側ユニットの未臨界度を評価した。またモンテカルロコードKENO-IVを用いて、臨界体系に関するベンチマーク計算を行うと共に、反応度効果を解析し、実験値との比較検討を行なった。

論文

Metallic phases precipitated in UO $_{2}$ fuel,I; Phases in simulated fuel

室村忠純; 安達武雄; 武石秀世; 吉田善行; 山本忠史; 上野馨

Journal of Nuclear Materials, 151, p.318 - 326, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90026-8

5~30%FIMAに相当する模擬UO $_{2}$ 燃料を種々の酸素ポテンシャルF、1,000~2,000゜Cで熱処理し、その中に生成した種々の酸化物相、金属相をX線回析によって同定した。

論文

Metallic phases precipitated in UO $_{2}$ fuel, 2; Insoluble residue in simulated fuel

安達武雄; 室村忠純; 武石秀世; 山本忠史

Journal of Nuclear Materials, 160, p.81 - 87, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90011-6

被引用回数：21 パーセンタイル：85.61(Materials Science, Multidisciplinary)

5~30%FIMAに相当する模擬UO $_{2}$ ペレットを種々の酸素ポテンシャル下、1000~2000 $^{circ}$ Cで熱処理して調整した。

報告書

KENO-IVコードベンチマーク計算,9; UO $_{2}$ 燃料棒格子配列の3連クラスター

野村靖; 片倉純一; 下桶敬則; 鈴木雅之*

JAERI-M 9168, 34 Pages, 1980/11

JAERI-M-9168.pdf:2.21MB

モンテカルロ法コードKENO-IVと原研で新たに開発整備中の多群定数ライブラリーMGCLとの組合せにより、軽水タンク内のUO $_{2}$ 燃料棒格子配列の3連クラスターの体系の臨界実験データを用いて、ベンチマーク計算を実施した結果を報告する。実験体系には、3連クラスターばかりでなく1連クラスターを扱ったものもある。また中性子吸収板の付いたクラスターばかりでなく、これの付かないものもある。データの数は全部で48ケースとなり、これらについて実効増倍係数を計算すると、平均値0.9902の周りに標準偏差0.0028で正規分布をなし、実験体系のパラメータ変化に対する傾向は認められなかった。

報告書

軽水減速UO $_{2}$ およびPuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 格子の2領域炉心における $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lの測定と計算

鶴田晴通; 北本紘一*

JAERI-M 4696, 56 Pages, 1972/02

JAERI-M-4696.pdf:1.64MB

軽水炉動力炉にプルトニウムを代替して用いる場合、動特性パラメータの変化を考慮する必要がある。動特性パラメータのうち、実効遅発中性子放出割合 $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lと中性子寿命lに関する情報を得る目的で、PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料とUO $_{2}$ 燃料とで構成される2領域炉心の $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lがパルス法によって測定された。摂動論にもとずく計算が行われ実験値と比較された。UO $_{2}$ 燃料1領域炉心の場合の実験も、計算法の妥当性を調べるために行なわれた。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料をUO $_{2}$ に置換することにより、 $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lは小さくなるが、lも変化することによって $_{e}$ $_{f}$ $_{f}$ /lとしては大きくなる場合もある。計算値はUO $_{2}$ 1領域炉心およびPuO $_{2}$ -UO $_{2}$ とUO $_{2}$ の2領域炉心の場合いずれも4%の誤差範囲で実験値と一致した。PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ 燃料を部分的にUO $_{2}$ 燃料に置換した場合でも、UO $_{2}$ 燃料のみの炉心に対する計算法が適用できる。

論文

核燃料技術の進歩; 高出力UO $_{2}$ 燃料

武谷清昭

日本原子力学会誌, 9(9), p.555 - 558, 1967/00

発電用原子炉燃料がさらに高出力密度、すなわち燃料セグメントから高熱束で熱を取り出すことができ、しかもセグメントの全表面積が炉心内の単位体積当り大きい値をとりうるならば、同一炉心で多量の熱を発生することになり、発電炉の経済性その他にも極めて効果的である。このような目的のために、当今Out-pile,In-pileの両面から世界の各所で基本的照射実験のみならず、大規模な工学的研究さえも精力的に行なっている。そこで、高出力燃料の開発における主要な技術的問題をあげることにする。

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