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報告書

令和3年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-050, 178 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-050.pdf:7.06MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和3年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

High-temperature rupture failure of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01

A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5$$^{TM}$$ cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.

報告書

令和2年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-009, 165 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-009.pdf:5.76MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和2年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

令和元年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

Behavior of high-burnup BWR UO$$_{2}$$ fuel with additives under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 垣内 一雄; 谷口 良徳; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.512 - 525, 2023/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Fuels with additives are expected to provide enhanced fuel performance in fission gas retention owing to their large grain size, which elongates fission gas migration path. To investigate behavior of the fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), RIA-simulated experiments OS-1 and LS-4 were performed on ADOPT (chromia- and alumina-doped UO$$_{2}$$) fuel of 64 GWd/t and chromia-doped UO$$_{2}$$ fuel of 48 GWd/t, respectively. The OS-1 rod failed at a fuel enthalpy increase of 160 J/g due to pellet-cladding mechanical interaction failure, which was the lowest failure limit among the test results ever obtained at the NSRR on high-burnup fuels from 40 to 65 GWd/tU. Comparison of the hydride morphologies in the cladding metallic layer between the rods subjected to the past NSRR tests suggests the contribution of radially oriented hydrides during base irradiation to the low failure limit. The LS-4 rod survived for a peak fuel enthalpy increase of 549 J/g, which resulted in cladding deformation of $$sim$$2.4% in the residual hoop strain and FGR of 1.4%-6.1%. Whereas the low fission gas release exhibits the effect of additives, the cladding deformation is within the range explained by the deformation mechanism essentially identical to those recognized for high-burnup undoped fuels.

論文

Measurement of spent nuclear fuel burn-up using a new H$$(n,gamma)$$ method

名内 泰志*; 佐藤 駿介*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1050, p.168109_1 - 168109_9, 2023/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

水素の中性子捕獲反応による2.223MeVの$$gamma$$線を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器を用いて検出するH$$(n, gamma)$$法によって使用済核燃料からの中性子測定を行った。この2.223MeVの$$gamma$$線の検出は、7桁も高い核分裂生成物(FP)からの$$gamma$$線に強い影響を受ける。FPからの強い$$gamma$$を遮蔽するために、ポリエチレンブロックをコリメータの軸上に置くとともに、HPGe検出器をコリメーターの軸から外して設置した。この体系によって検出器はFPからの強い$$gamma$$線から遮蔽され、ポリエチレンブロック中のH$$(n,gamma)$$反応によって2.223MeVの$$gamma$$線が測定できる。測定された2.223MeVの$$gamma$$線の計数率は、燃焼崩壊計算により見積もられた核種組成、主には$$^{244}$$Cmによるものと、統計誤差の範囲内で想定される値と一貫性のある値となる。このことから、H$$(n,gamma)$$法は、使用済核燃料集合体からの中性子漏洩数の定量化に適用可能であり、集合体の燃焼度の確認に適用可能であると考えられる。

論文

Mechanical properties of pure tungsten and tantalum irradiated by protons and neutrons at the Swiss spallation-neutron source

斎藤 滋; 鈴木 和博; 小畑 裕希; Dai, Y.*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 34, p.101338_1 - 101338_9, 2023/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.72(Nuclear Science & Technology)

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からWとTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が10.2-35.0dpaであった。引張り試験の結果、WのうちW-Polyは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-Sinは10.2dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、10.3dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

論文

Engineering formulation of the irradiation growth behavior of zirconium-based alloys for light water reactors

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of $$approx$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm $$^{2}$$, E $$>$$1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.

論文

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.29(Nuclear Science & Technology)

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06$$pm$$0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

論文

Absolute quantification of $$^{137}$$Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function

佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.615 - 623, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料中の$$^{137}$$Cs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。$$^{137}$$Cs放射能は、$$^{137}$$Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、$$gamma$$線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された$$gamma$$線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による$$gamma$$線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の$$^{134}$$Cs, $$^{137}$$Cs, $$^{154}$$Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中の$$^{137}$$Cs放射能を定量した。定量された$$^{137}$$Cs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定された$$^{137}$$Cs放射能とよく一致した。

報告書

平成30年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-072, 141 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-072.pdf:7.14MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成30年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

論文

LOCA時燃料破断限界評価の信頼性向上を目指して; 不確かさ定量化手法の開発と高燃焼度化の影響評価

成川 隆文

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(11), p.780 - 785, 2021/11

冷却材喪失事故時の軽水炉燃料被覆管の破断限界評価の信頼性向上を目指した原子力機構の取り組みとして、ベイズ統計手法による不確かさの定量化手法の開発、並びに燃焼の進展及び被覆管材質の変更の影響評価に関する研究を紹介する。

論文

Follow-up experimental study on causes of the low-enthalpy failure observed in the reactivity-initiated-accident-simulated test on LWR additive fuels

三原 武; 垣内 一雄; 谷口 良徳; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

Test OS-1, the reactivity-initiated-accident (RIA) -simulated test on 64 GWd/tU high burnup fuel with ADOPT$$^{TM}$$ (chromia-and-alumina-doped UO$$_{2}$$) pellets resulted in a failure at the lowest fuel enthalpy increase among the tests ever performed at the NSRR on high burnup fuels from 40 to 65 GWd/tU. Roles of both fuel pellets and cladding behaviours in this remarkable observation are being investigated. A comparative RIA-simulated test OS-2 was thus performed on undoped fuel that had been base-irradiated in the identical fuel assembly with the OS-1 rod. The transient records acquired during Test OS-2 indicated that the rod survived without fuel failure. Radially projected hydride lengths in the cladding metallic layer were evaluated from the metallograph images observed in the vicinity of the OS-2 test rod and compared with other failure test cases. The comparison suggested that the hydride morphologies affected the low failure limit of the OS-1 rod and also explains the survival of the OS-2 rod, to some extent. Nevertheless, as the OS-2 rod survived 100 J/g higher peak fuel enthalpy than the OS-1 failure limit, further experimental and analytical studies are desired to pursue other possible causes: additional loading specific to ADOPT$$^{TM}$$ pellets, difference in the pellet/cladding bonding condition, and so on.

論文

Study on mechanism and threshold conditions for fuel fragmentation during loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

To clarify the mechanism and temperature threshold for fuel fragmentation during loss-of-coolant accidents (LOCAs), out-of-pile heating tests on bare fuel pellet pieces taken from a high-burnup PWR UO$$_{2}$$ fuel rod (segment average burnup: 81 GWd/tU) were performed. The fuel pellet pieces taken from various regions in the radial direction of the fuel pellet were inductively heated with no cladding restraint in vacuum up to 1473 K at a rate of 5 K/s. During the heating tests, the fission gases released from the fuel pellet pieces were continuously analyzed in-situ using a quadrupole mass spectrometer. Following the heating tests, microstructural observation of the fuel pellet fragments was carried out. Based on the relationship between the extent of fuel fragmentation and the terminal temperature, and the time history of fission gas release, temperature thresholds for minor fuel fragmentation and slightly more fuel fragmentation were estimated to be 973 - 1073 K and 1173 - 1273 K, respectively. The extent of fuel fragmentation and the amount of fission gas release became more pronounced with increasing temperature. Further, the microstructural observations after the heating tests revealed that most of the fuel fragments smaller than approximately 500 - 750 $$mu$$m have microstructures consisting of many micropores and subgrains, which are characteristic of the dark zone or high-burnup structure. On the basis of these results, the mechanism of fuel fragmentation during LOCAs was discussed.

論文

Simulation of the effect of radially oriented hydride precipitates on failure limit of high-burnup BWR fuel cladding under PCMI loading

谷口 良徳; 三原 武; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

Scattering of hydride precipitates in a fuel cladding tube was simply modeled by mapping of multiple cracks in finite element system based on the image-processed hydride morphologies observed in post-test cladding samples and the mechanical interactions of these cracks were simulated by damage mechanics calculation. This is a part of ongoing efforts to analyze the effect of the radially oriented hydride precipitates in the cladding tube on the fuel-failure limit observed in Test OS-1: a reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test on the BWR fuel with additives irradiated to 64 GWd/tU, which resulted in a fuel failure with the lowest failure limit among the tests ever performed at the NSRR for high burnup BWR rods. The LS-1 test fuel rod, with similar burnup to the OS-1 rod, was selected as another RIA-simulated test rod to be compared with. Sensitivity was examined for damage model parameters, which dominate strain level at which a finite element becomes softened and finally loses its load-carrying capacity, and two sets of plasticity model parameters calibrated for irradiated and unirradiated materials. In the calculation, large stress concentration occurred in the regions between the tips of two adjacent cracks, and one pair of such cracks, typically one of the longest radial cracks existing in the outer periphery of the cladding, then linked to form a longer crack. The simulated macroscopic circumferential strain at failure of the OS-1 cladding model was lower than that of the LS-1 cladding model by about 40% or more. Limited sensitivity of the damage and plasticity model parameters, observed for the investigated range, suggests that the reduction of failure strain primarily reflects the difference in crack distributions between the two simulated rods. The results support the interpretation that the radially oriented hydrides contributed to the low PCMI-failure limit observed in Test OS-1.

論文

Mechanical failure of high-burnup fuel rods with stress-relieved annealed and recrystallized M-MDA cladding under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.97(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA$$^{TM}$$ cladding at room and high ($$sim$$ 280$$^{circ}$$C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の燃料結晶粒内ガス移行モデル改良

宇田川 豊; 田崎 雄大

JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07

JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。

論文

高燃焼度燃料への非常用炉心冷却系性能評価指針の適用性検討に関する研究の状況

小澤 正明*; 天谷 政樹

日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12

発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。

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