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論文

Self-radiation damage in plutonium and uranium mixed dioxide

加藤 正人; 米野 憲; 宇野 弘樹*; 菅田 博正*; 中江 延男; 小無 健司*; 鹿志村 元明

Journal of Nuclear Materials, 393(1), p.134 - 140, 2009/08

 被引用回数:28 パーセンタイル:10.01(Materials Science, Multidisciplinary)

プルトニウム化合物は、プルトニウムの$$alpha$$崩壊による自己照射損傷により格子定数が増加する。本研究では、MOX燃料の自己照射による格子膨張とその熱回復について調べた。最大32年間、空気中で保管されたMOX粉末とペレットの格子定数が測定され、保管時間とともに増加した。また、格子定数は0.29%の増加で飽和した。格子膨張率は、自己照射量の関数として式が導かれた。自己照射による格子膨張の回復が調べられ、3段階の温度領域で回復が起こることを確認した。それらは、それぞれ酸素のフレンケル欠陥の回復,金属イオンのフレンケル欠陥の回復及びHeに起因する格子欠陥の回復に相当すると考えられる。

論文

Analysis of oxygen potential of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2pm x}$$ and (U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$ based on point defect chemistry

加藤 正人; 小無 健司*; 中江 延男

Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.164 - 169, 2009/05

 被引用回数:20 パーセンタイル:17.18(Materials Science, Multidisciplinary)

(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2pm x}$$及び(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$の不定比性について、点欠陥化学により実験データから解析を行った。定比組成からのずれXと酸素分圧の関係を評価し、Kr$"o$ger-Vink図を用いてMOXの点欠陥濃度を酸素分圧と温度の関数として見積もった。定比組成近傍では、Xは$$Delta$$に比例し、電気的欠陥が支配することを示した。また、酸素ポテンシャルを計算するためのモデルを導き、実験データを精度よく再現した。定比組成の(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2.00}$$及び(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2.00}$$について、それぞれ、-552.5kJ/mol及び-149.7J/mol, -674.0kJ/mol及び-219.4J/molと決定した。

報告書

高速増殖炉サイクルシステム技術について考える

中江 延男

JNC-TN8410 2003-020, 33 Pages, 2004/03

JNC-TN8410-2003-020.pdf:4.12MB

高速増殖炉および関連する核燃料サイクルに関する研究開発が我が国において実施されているということは、かなりの範囲で知られていると推測される。しかし、「もんじゅ」のナトリウム漏えい事故後もその研究開発が着実に進められていることは十分に認識されていないように思う。また、高速増殖炉サイクルがシステムとしてその輪を閉じたという事実は、一部の高速炉の専門家にしか知られていないのではないかと思われる。そこで、我が国において高速増殖炉サイクルシステムの輪がどのようにして閉じられたか、また、その後の実用化を目指した研究開発がどのように実施されているかについて技術的な観点から紹介する。本来、核分裂エネルギー利用システムの1つである高速増殖炉サイクルシステムは、ウラン資源の有効利用が可能であること、核分裂生成物やマイナーアクチニドを原子炉内で消滅させることが可能であるため環境への付加が低減されること、およびプルトニウムをサイクルの中で単独で取り扱わない方法が可能であるといった重要な特徴を有している。このため、高速増殖炉サイクルシステムの経済性や安全性を高めることが可能であれば、本システムは核分裂エネルギー利用における理想のシステムと位置付けることができる。そこで、高速増殖炉サイクルシステムを考える上で重要な上記情報を提供するとともにその実用化にあたって考慮すべき事項や研究開発の進め方について私見を述べる。

報告書

Research and Development on MOX Fuel for LMFBR

中江 延男

PNC-TN1102 97-015, 27 Pages, 1997/12

PNC-TN1102-97-015.pdf:0.85MB

高速炉用MOX燃料の高燃焼度化を目指して、動燃が実施している研究開発の概要を紹介する。研究開発項目としては、燃料製造技術開発、物性測定、照射試験(安全性試験を含む)、解析コード開発及び炉心材料開発を取り上げた。また、国際協力についても紹介した。さらに、高燃焼度化の見通しについて紹介した。

報告書

GLOBAL'97 International Conference on Future Nuclear Systems 燃料開発関係の概要報告

中江 延男; 杉山 顕寿; 安部 智之; 市村 敏夫; 渡部 雅之; 小島 久雄; 高下 浩文

PNC-TN1430 97-005, 229 Pages, 1997/11

PNC-TN1430-97-005.pdf:6.74MB

1997年10月5$$sim$$10日に標記国際会議が横浜で開催された。核燃料サイクル開発関係者に会議概要を周知するため、全体会議及び核燃料サイクル関連の口頭発表の要旨をまとめた。

報告書

FBR燃料の設計と照射実績

中江 延男

PNC-TN1102 97-013, 45 Pages, 1997/07

PNC-TN1102-97-013.pdf:1.74MB

FBR燃料の設計と照射実績について議論を始めるわけであるが、この議論は「核分裂エネルギー利用体系においてFBRは必要である」という命題が正しいとの前提に立つものである。ここでは、当然この命題が正しいことを前提にして議論を進めるが、正しいと考える論拠を多少述べてみたい。まず、核分裂エネルギー利用体系において、open cycle(ワンス・スルー)とclosed cycle(リサイクル)のどちらを選択すべきかについて検討してみる。検討のための前提条件として考えておくべき項目は、例えば、世界人口の増加や生活様式の変化にともなうエネルギー需要の増大とエネルギー安全保障の確保、化石燃料の大量使用による環境への負荷の増大、原子力システム自体の安全性などいろいろあるが、これらを逐一議論することは、この講義テキストの本来の主旨とは異なるのでやめることとする。そして、極めて勝手であるが(但し、良識ある多くの国民の支持を得るであろうと確信しているが)、次の点は正しいと仮定して検討することとしたい。すなわち、「ウラン資源は有限であるが、原子力の利用は必要であり、かつその需要は世界的に増大する」との仮定である。この場合、燃料の燃焼度(600GWd/t以上を達成)および使用済燃料の処分(信頼性の高い処分方法の確立)の技術的課題が解決されれば、システムとして単純なopen cycleを選択すべきである。しかし、この技術的課題を解決する方法が、当分の間は見い出せないであろうため、システムとして多少複雑となるが核燃料をリサイクルするclosed cycleを選択することとなる。closed cycleとした場合、Puの燃焼はもちろんのこと、Np、Am、Cmといったマイナーアクチニド(MA)も効率よく燃焼させることが、環境への負荷を低減する観点から重要である。核分裂エネルギー利用体系では、より多くの中性子が存在し、かつPuやMAがより効率よく燃焼することが必要である。このためには、吸収当りの中性子発生量が大きく、かつ核分裂断面積と捕獲断面積との比($$sigma$$f/$$sigma$$c)が大きいことが望まれる。FBRリサイクル路線を選択することにより、有限なウラン資源を効率よく利用することができ、かつ世界的な原子力エネルギー需要の増大に適切に対応することが可能となる。さらに、MAを効率よく燃焼させることも可能となり、環境へ

報告書

大型高速炉燃料設計仕様に関する検討(V)

林 秀行; 鹿倉 栄; 上村 勝一郎; 中江 延男; 大谷 哲雄; 永井 寛*

PNC-TN9410 94-078, 58 Pages, 1994/03

PNC-TN9410-94-078.pdf:1.95MB

本報告書は、「もんじゅ」以降の大型高速炉燃料設計仕様の選定に役立てるため、平成5年に実施した検討の結果をまとめたものであり、実証炉クラスの大型炉心における出力平坦化方策に関する検討および実証炉概念設計に採用が予定されている太径、中空ペレット燃料の照射挙動に関する検討結果について述べたものである。

論文

Development of a new measurement method for reactor fuel burnup using a shielded ion microprobe analyzer

櫛田 尚也; 前田 宏治; 中江 延男

Technical Committee Meeting on Reacent Development on Post-Irradiation Examination Technigues for Wa, 0 Pages, 1994/00

照射済み燃料中に含まれるU,Pu,Ndの同位体組織をIMA(イオンマイクロアナライザー)を用いて直接測定することにより燃料の燃焼度を測定する手法を開発した。この方法は、従来の同位体希釈法による燃焼度測定に比べ、照射燃料を酸に融解した後様々な化学処理が必要ないため、測定に要する時間は1/10程度に短縮化され、また、作業者の放射線被曝量も無視できる量となったさらに、重要な点は、本法は微小領域の燃焼度測定が可能であるため、従来法では容易でなかったペレット半径方向の燃焼度分布を容易に求めることができる。本法に関し、方法、装置の概要、および測定誤差の分析結果、さらに得られた測定結果を報告する。

報告書

大型高速炉燃料設計仕様に関する検討(IV)

林 秀行; 鹿倉 栄; 永井 寛; 中江 延男; 上村 勝一郎; 大谷 哲雄

PNC-TN9410 93-066, 47 Pages, 1993/03

PNC-TN9410-93-066.pdf:1.46MB

本報告書は,「もんじゅ」以降の大型高速炉燃料設計仕様の選定に役立てるため,平成4年に実施した検討の結果をまとめたものであり,大型高速炉燃料の実用化の観点から,動燃事業団における燃料開発の状況,集合体変形に関するこれまでのR&Dの経緯,PNC1520鋼被覆管の高温側データの取得状況について概要を述べたものである。

報告書

高速増殖炉用燃料の温度解析に用いる計算コード(DIRADコード)について

田中 健哉; 中島 弘*; 山口 俊弘; 上村 勝一郎; 中江 延男; 松本 光雄

PNC-TN8410 92-187, 21 Pages, 1992/05

PNC-TN8410-92-187.pdf:0.22MB

高速増殖炉用燃料の照射開始後の燃料温度解析用コードが整備されてきている。この種のコードでは、燃料組織変化や燃料ペレット-被覆管ギャップ熱伝達率等の解析モデルが重要である。これら解析モデルについては、海外高速炉及び高速実験炉「常陽」での燃料照射試験結果に基づいて設定されている。本資料は、高速増殖原型炉「もんじゅ」など高速増殖炉用燃料の主として照射開始後の燃料温度評価用として使用される計算コード(DIRADコード)を対象としてその解析モデル及び機能に関する理解を助ける目的をもって作成されたものである。

報告書

大型高速炉燃料設計仕様に関する検討(III)

若林 利男; 鹿倉 栄; 長井 修一朗; 中江 延男; 永井 寛

PNC-TN9410 92-052, 56 Pages, 1992/02

PNC-TN9410-92-052.pdf:1.29MB

本報告書は、「もんじゅ」以降の大型高速炉燃料設計仕様の選定に役立てるため、平成3年に実施した検討の結果をまとめたものである。検討した項目を以下に示す。・炉心燃料設計の方向性・燃料健全性判断基準・炉心燃料設計用物性値これらの検討結果は、実証炉の炉心・燃料設計仕様の選定に有効に反映されるものと期待する。

論文

Simplified model for the analysis on the duct wall deflection due to in-reactor creep in LMFBR fuel assemblies

菰田 成一; 中江 延男; 松本 光雄

Journal of Nuclear Materials, 188, p.319 - 322, 1992/00

None

論文

Failure behavior of plutonium-uranium mixed oxide fuel under reactivity-initiated accident condition

安部 智之; 中江 延男; 古田土 和雄; 松本 光雄

Journal of Nuclear Materials, 188, p.154 - 161, 1992/00

None

報告書

大型高速炉燃料設計仕様に関する検討(II)

若林 利男; 鹿倉 栄; 中江 延男; 永井 寛

PNC-TN9410 91-031, 25 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-031.pdf:2.65MB

本報告書は、「もんじゅ」以降の大型高速炉燃料設計仕様の選定に役立てるため、平成2年度に実施した検討の結果をまとめたものである。検討した項目を以下に示す。*炉心材料設計用物性値の検討 *太径燃料要素の挙動の検討 これらの検討結果は、実証炉の炉心・燃料設計仕様の選定に有効に反映されるものと期待する。

論文

MOX燃料の技術動向

宍戸 利夫; 金子 洋光; 丸石 芳宏; 中江 延男

原子力工業, 36(10), p.47 - 52, 1990/10

MOX燃料の特徴と技術開発の動向について、(1)燃料設計、(2)プルトニウム転換、(3)燃料製造、の分野について動燃事業団の技術成果を中心に説明した。

論文

報告書

軽水炉用MOX燃料ピンのJRR-2を用いた照射試験解析評価

鹿倉 栄*; 中江 延男*; 古田土 和雄; 大木 慎一*

PNC-TN8410 88-024, 109 Pages, 1988/04

PNC-TN8410-88-024.pdf:1.96MB

(目的) JRR-2炉を用いてLWR用混合酸化物燃料を照射し,本解析において熱的ふるまいとして中心溶融,燃料組織変化や焼きしまり挙動を評価し,解析コードの信頼性を確認する。 (方法) 照射試験データを入力として,燃料挙動解析コードCEDAR-2Thermal(準定常計算)を使用し,燃料組織変化,燃料温度分布,燃焼度を計算し,照射後試験結果と比較評価する。 (結果) 燃料挙動解析コードによる計算結果は,燃料中心温度が2567$$^{circ}C$$$$sim$$2698$$^{circ}C$$であり,燃料中心溶融をおこしていないことは一致している。 燃料組織変化は,照射後試験結果と解析結果と比較すると中心空孔径が最大で約4倍照射後試験結果が大きい。柱状晶・等軸晶領域では計算結果が約60%の範囲で大きい。 焼きしまりについては,6つのモデルを本試験に適用し評価した。 (結論) 中心温度は,実験結果と解析結果ともに溶融温度以下で一致したが,組織変化は,柱状晶・等軸晶領域評価で約60%の範囲で計算結果が大きくなった。また焼きしまりについては,今回の実験にて,ベストフィットモデルを見い出すことは難しいと考えられる。

報告書

照射データ解析分科会54年度作業報告

中江 延男*; 燃料データ運用*; 委員会*

PNC-TN844 80-05, 103 Pages, 1980/04

PNC-TN844-80-05.pdf:1.5MB

「照射データ解析分科会」は,データ・バンキング・システムにおいて集積されたデータを挙動解析コードに反映させることを目的として「燃料データ運用委員会」のもとに設置された。照射データ解析分科会は,53年度に発足し,53年度においては,従来の燃料挙動解析コードを比較検討し,新コードの仕様原案を検討した。本年度(54年度)は,前年度に決定された仕様原案に基き,CEDAR(Code forThermal and Deformation Analysis of Reactor Fuel)の作成を行った。本年度は,CEDARコードのバージョンは,CEDAR-IAまで進んでいる。本報告書は,照射データ解析分科会において54年度に実施したCEDAR-Iコード作成に関するものである。

報告書

Friction coefficient measurementsn and analysis of local stress/strain in Zircaloy-2 cladding

立花 利道; 中江 延男*; 金子 洋光; 本田 裕*

PNC-TN841 79-37, 21 Pages, 1979/06

PNC-TN841-79-37.pdf:1.2MB

None

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