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平成12年度-動力炉分野)not registered
JNC TN1400 2001-014, 437 Pages, 2001/10
JNC-TN1400-2001-014.pdf:23.1MB
平成8年度平成12年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施した。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成8年度平成12年度の5ヵ年の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
安全計画課
JNC TN1400 2000-012, 250 Pages, 2000/11
JNC-TN1400-2000-012.pdf:10.18MB
平成11年度の核燃料サイクル開発機構における安全研究は、平成8年3月に策定(平成12年5月改定2)した安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)に基づき実施してきた。本報告書は、動力炉分野(新型転換炉及び高速増殖炉分野の全課題並びに、耐震及び確率論的安全評価分野のうち動力炉関連の課題)について、平成11年度の研究成果を安全研究基本計画(平成8年度平成12年度)の全体概要と併せて整理したものである。
北端 琢也; 清田 史功; 白鳥 芳武; 井口 幸弘; 松井 祐二; 佐藤 裕之
JNC TN3410 2000-014, 43 Pages, 2000/09
JNC-TN3410-2000-014.pdf:2.37MB
新型転換炉ふげん発電所は核燃料サイクル開発機構法にもとづき、平成15年度までに運転を停止することになっており、現在、廃止にともなう措置に関する技術の開発及びこれに必要な研究(以下「廃止措置技術開発」という)を実施している。この廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、サイクル機構外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を平成11年12月に設置し、平成11年12月14日に第1回委員会が開催された。平成12年度も引き続き設置され、平成12年8月28日に第2回委員会が開催された。本書は、第2回ふげん廃止措置技術専門委員会において配布された資料集であり、「ふげん」廃止措置への取り組み状況、生体遮へい体コンクリートの放射化量評価、コンクリート中のトリチウム濃度測定方法の検討、「ふげん」の廃止措置技術開発の進め方についてまとめたものである。また、併せて、当該委員会において参考として報告された系統化学除染の実施状況についても記載した。
菊池 圭一; 白井 隆夫*; 中沢 博明; 安部 智之
JNC TN8410 2000-012, 239 Pages, 2000/04
JNC-TN8410-2000-012.pdf:17.15MB
核燃料サイクル開発機構は、新型転換炉燃料及び軽水炉用のMOX燃料の開発を目的とした照射試験を数多く実施してきた。こうして得られた貴重なデータを統一的に整理・管理し、有効に活用するため、平成10年度に水炉用MOX燃料データベースの構築を開始した。これまでに照射試験データ及びそれに関連する燃料製造データの収集・整理、データベースシステムの設計、支援プログラムの作成を完了し、現在は優先度順にデータの入力作業を実施している。本データベースシステムは、パソコンのメニュー画面での操作を行うことが可能である。現在まで、11体の燃料集合体に関する約94,000件のデータの入力が終了している。今後、残りのデータの入力を行い、必要に応じてシステムに修正を加えることにより、本データベースの構築を平成12年度中に完了する予定である。本データベースの完成後には、関係部署でも活用できるようCD-Rでの配布を行う予定である。本報告書は、平成10、11年度作業をまとめた中間報告書であり、これまでに作成したデータベースシステムの構造を説明するとともに利用方法を解説した。
飯島 隆; 白鳥 芳武; 松本 光雄; 川島 仁*
JNC TN3410 2000-002, 93 Pages, 2000/01
JNC-TN3410-2000-002.pdf:2.54MB
ふげん発電所は新型転換炉の原型炉であり、熱中性子炉におけるプルトニウム利用において、昭和54年3月の運開以降、これまでに各種の混合酸化物(MOX:Mixed Oxide)燃料集合体を原子炉に装荷するなど、核燃料の多様性を実証してきている。また、運転開始以来、燃料集合体の漏えいは1体もなく高い信頼性を得ており、MOX燃料集合体も700体を超える使用実績を有している。この数は熱中性子炉として、世界最大の使用体数を誇っている。しかしながら、新型転換炉開発についてはその役割が終了しつつあることから基本的に撤退し、「ふげん」については平成15年に運転を停止することが決定されている。そのため、限られた運転期間において、過去の技術開発成果を含め、プルトニウム利用技術やプラント管理技術についてとりまとめたものである。
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PNC TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09
立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析, 地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価, アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業, 粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発, 地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築, 先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告, 運転経験に関する日欧専門家会議, 平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会
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PNC TN1340 97-003, 101 Pages, 1997/09
概況(平成9年度第1四半期):高速増殖炉の開発, 新型転換炉の開発, ウラン資源・探鉱と技術開発, ウラン濃縮技術の開発, 核燃料サイクルの開発, 使用済燃料の再処理, 放射性廃棄物の環境技術開発, 新技術開発(フロンティア研究), 核物質管理と核不拡散対応, 安全管理と安全研究, 技術概説:高速実験炉「常陽」における炉心支持板流力変位の反応度効果, 技術報告:世界のウラン資源・需要の見直し, 大気中ナトリウム漏洩流下部における鉄系材料腐食機構, ガラス溶融炉内検査試験装置の開発, アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発-マトリクス補正-, 使用済燃料被覆管切断片(ハル)等の高圧縮試験(I), 研究報告:ニアフィールド核種移行挙動の影響解析-複数の廃棄体の存在を考慮したニアフィールド核種移行解析コードの開発およびその概略的影響解析-, フロメータ検層による花崗岩中の透水性割れ目の把握, 会議報告:平成8年度先行基礎工学分野に関する研究成果の発表報告, 国際協力:国際会議、海外派遣等, 活動:外部発表、特許・実用新案紹介, おしらせ:平成10年度任期付研究員(博士研究員)の公募について
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PNC TN1340 97-001, 154 Pages, 1997/03
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの開発の現状と成果運転安全管理のためのリビングPSAシステムの開発確率論的高速炉燃料設計手法の開発「もんじゅ」2次主冷却系温度計の高サイクル疲労破損の解析放射能検層におけるデータ処理と高品位鉱化帯対応シンチレーション光ファイバーを用いた高感度ガスモニタの開発環境試料中241Pu測定法の開発「常陽」における遠隔監視システムの開発研究報告溶媒抽出による三価アクチニドとランタニドの分離20%冷間加工P,Ti添加SUS316ステンレス鋼の中性子照射下での組織変化挙動評価イオン注入法によるクリプトン固定化技術の開発
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PNC TN1440 93-006, 17 Pages, 1993/10
動力炉・核燃料開発事業団(動燃事業団)は新型動力炉及び核燃料サイクルに関する研究開発をプロジェクトとして推進し、その成果を民間に引継ぎ発展・実用化を期すという役割を担っております。既にウラン濃縮、再処理、新型転換炉、高速増殖炉などの技術の民間事業主体への移転を鋭意進めております。これらの開発の過程で取得した工業所有権については動燃事業団の公開資料である「動燃技報」に特許等の名称、登録年月日等を記載して公表しております。この小冊子は一般産業分野での利用普及に資するため、1)動燃事業団が国内出願し平成4年度に出願公開されたものの名称と2)動燃事業団が平成4年度において、権利を取得した(権利共有も含む)特許権、実用新案権の名称及び要約を掲載し紹介するものであります。内訳(件数)は以下のとおりです。件数I出願公開(特許)81II出願公開(実用新案)11III登録(特許)44IV登録(実用新案)33合計169工業所有権に関する問い合わせについては動燃事業団技術協力部技術管理室(03-3586-3311-技術管理室)まで、連絡をお願いします。
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PNC TN1700 93-008, 130 Pages, 1993/01
2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。2. 再処理を行う使用済燃料の種類及び再処理能力3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由(1) 新型転換炉原型炉の使用済燃料の再処理を行うため。(2) 使用済燃料の貯蔵施設の貯蔵能力を増すため。(3) 軽水型原子炉及び新型転換炉原型炉の使用済燃料で照射後試験に供したもののうち試験燃料片の再処理を行うため。(4) 廃溶媒処理技術開発施設において廃溶媒のエポキシ固化の技術開発を行うため。(5) アスファルト固化技術開発施設において発生するアスファルト固化体などの貯蔵能力を増すため。(6) プルトニウム転換技術開発施設において,濃縮度20%未満の濃縮ウランを用いて技術開発を行うため。(7) 小型試験設備において,パルスカラムを用いて溶媒抽出工程の試験を行うため。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。
上村 勝一郎; 河野 秀作; 高橋 邦明; 加藤 正人
PNC TN8020 92-005, 52 Pages, 1992/11
現在、Pu開室では新型転換炉(ATR)実証炉用MOX燃料の開発を進めている。本試験計画は、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(中空ペレット、Zrライナー付き被覆管)を対象とし、燃料の破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的とした出力急昇試験に関するものである。試験燃料2体は「ふげん」において、平均燃焼度約19GWd/t及び約27GWd/tまでベース照射を行う。その後、集合体は原研で解体し、照射後試験を行う。さらに、集合体中の出力急昇試験用の燃料棒をハルデンに輸送し出力急昇試験を行う。出力急昇試験を行う燃料は、全長約520mmの短尺燃料で、破損検出のための燃料伸び計又は内圧計の計装を取付け、オンラインで計測を行う。また、出力急昇試験は、シングルステップランプ及びマルチステップランプモードで行い、60kw/mまで出力を変化させ破損限界を調べる。加えて、本試験では、燃料の破損限界を調べる他に、出力急昇試験中の照射挙動と照射後試験の結果とを合わせてATR実証炉燃料の出力過渡変化時の照射挙動を解析・評価を行う。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
坂田 肇
日本原子力学会誌, 11(5), p.301 - 305, 1969/00
新型転換炉(ATR)の研究開発の一環として重水臨界実験装置(DCA)を建設し,炉物理の研究を実施する計画が進められている。ATR炉型はよく知られているように圧力管型の重水減速,軽水沸騰冷却炉で,クラスタ燃料,軽水,圧力管,熱絶縁層,カラソドリア管,重水で炉心が構成されている。重水域連打領域にはさらに多重円筒の制御棒やブースタ燃料が装荷されていて非均賢良の強い体系である。したがって,この体系の核的特性を精度よく実験的に把握し,炉心設計法の信頼度を高めることは重要な課題である。特に安全性につながるボイド係数,経済性につながるP
燃料装荷炉心に開する情報は重要である。
