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論文

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

大釜 和也; 中野 佳洋; 大木 繁夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1155 - 1163, 2016/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.52(Nuclear Science & Technology)

JSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)では、炉心崩壊事故(CDA)対策として、内部ダクト付燃料集合体を採用している。炉心核計算において、この内部ダクト構造を直接取扱い、全内部ダクトが炉心中心に対して外側を向くように集合体を配列した場合(外向)、全内部ダクトが内側を向くように集合体を配列した場合(内向)に比較して、炉心中心付近の出力分布が高くなることが報告されている。この要因を分析するため、本研究では、モンテカルロ法に基づく輸送計算および燃焼計算コードを使用し、種々の内部ダクト配列において炉心の出力分布および炉心特性を評価した。この結果、外向および内向配置における炉心中心の出力分布の違いの主要因は、内部ダクト配列の違いに起因する核物質の空間分布の違いであることがわかった。同じメカニズムで、炉心中心以外においても内部ダクト配置の違いにより出力分布に影響が生じることがわかった。また、内部ダクト配置の違いによる制御棒価値への影響を確認した。

報告書

アジアにおける原子力技術の平和利用のための講師育成事業の概要2014(受託事業)

日高 昭秀; 中野 佳洋; 渡部 陽子; 新井 信義; 澤田 誠; 金井塚 清一*; 加藤木 亜紀; 嶋田 麻由香*; 石川 智美*; 海老根 雅子*; et al.

JAEA-Review 2016-011, 208 Pages, 2016/07

JAEA-Review-2016-011-01.pdf:33.85MB
JAEA-Review-2016-011-02.pdf:27.68MB

原子力機構では、アジアにおける原子力技術の平和利用のための人材育成に貢献するため、文部科学省からの受託事業として、1996年から講師育成事業(ITP)を実施している。ITPは講師育成研修(ITC)、フォローアップ研修(FTC)、原子力技術セミナーからなり、アジア諸国を中心とする国々(現在、11ヵ国)の原子力関係者を我が国に招聘し、放射線利用技術等に関する研修、セミナーを行うことにより、母国において技術指導のできる講師を育成している。また、我が国からアジア諸国への講師派遣を通じて、各国の原子力関係者の技術及び知識の向上を図っている。さらに、作成したニュースレターを広く配布することにより、各国で得られた技術情報等を国内の原子力施設の立地地域等に広く提供している。本報では、これらについて概要を記載すると共に、今後、原子力人材育成事業を効果的に実施するための課題等について報告する。

論文

Comparative study of plutonium and minor actinide transmutation scenario

西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09

プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。

論文

Design study to increase plutonium conversion ratio of HC-FLWR core

山路 哲史; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 179(3), p.309 - 322, 2012/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.08(Nuclear Science & Technology)

HC-FLWRは現行BWRから大きな技術的ギャップを伴わずに、核分裂性プルトニウム(Puf)残存比0.84を達成し、ウラン(U)やプルトニウム(Pu)資源を有効に活用できる。本研究では、L/F移行期における導入効果を高める観点から、現在の軽水炉のU酸化物(UO$$_{2}$$)燃料やU-Pu混合酸化物(MOX)燃料の技術に立脚して、Puf残存比0.95を達成する新たなHC-FLWR炉心の概念を構築した。炉心のボイド反応度特性悪化の対策として、稠密格子用に提案された、FLWR/MIX集合体の概念を用いた。燃料棒間ギャップ幅を0.20から0.25cmとした準稠密燃料格子でPuf残存比0.89から0.94、平均取出燃焼度53から49GWd/tが得られ、$$^{235}$$U濃縮度を4.9から6.0wt%に上げると、Puf残存比を0.97まで高めることができる。Puf残存比がそれぞれ0.91と0.94となる代表炉心設計及び、同0.97の代替設計例を得た。これらから、Puf残存比が従来の0.84から向上し、0.95までを達成するHC-FLWRの柔軟性を示した。

論文

Advanced light water reactor with hard neutron spectrum for realizing flexible plutonium utilization (FLWR)

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/00

FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚して増殖による持続的なプルトニウムの多重リサイクル利用を目指した水冷却高速炉であり、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を変更することにより、将来の核燃料サイクル環境の進展に対応した柔軟かつ高度な資源の利用を実現するものである。これまでの設計研究により、1.0を越える転換比と負のボイド反応度係数を維持してプルトニウムの多重リサイクル利用が可能であることを確認している。本論文では、FLWRの全体概念と炉心設計に関する最新成果を紹介する。

論文

Plutonium isotopic composition of high burnup spent fuel discharged from light water reactors

中野 佳洋; 大久保 努

Annals of Nuclear Energy, 38(12), p.2689 - 2697, 2011/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:50.72(Nuclear Science & Technology)

軽水炉から高速増殖炉への移行期における、高速炉燃料組成を評価するため、取出燃焼度70GWd/tの軽水炉使用済燃料中のPu組成と生成量を評価した。日本で進められている次世代軽水炉開発プロジェクトの公開情報を元に、燃料の初期U濃縮度6%,取出燃焼度70GWd/tの高燃焼度BWR(HB-BWR)と高燃焼度PWR(HB-PWR)の計算モデルを構築した。HB-BWRはスペクトルシフト棒(SSR)を使用し、運転サイクル中に炉心スペクトルを変化させる。HB-BWR使用済燃料5年冷却後の核分裂性Pu割合は62%で、取出燃焼度45GWd/tの現行BWRのそれよりも高くなる。また生成されるPu量もHB-BWRの方が現行BWRよりも多い。HB-PWRは、中性子減速の最適化のため、ワイドピッチ17$$times$$17集合体を使用する。ワイドピッチ採用のために、5年冷却後のHB-PWR使用済燃料中の核分裂性Pu割合は56%と、取出燃焼度49GWd/tの現行PWRよりも低く、またPu生成量も少ない。

論文

Stepwise evolution of fuel assembly design toward a sustainable fuel cycle with hard neutron spectrum light water reactors

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

水冷却高速炉FLWRは、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚したBWRタイプの原子炉であり、今後の核燃料サイクル技術の進歩やインフラ整備の進展に対応して、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を段階的に進化させることにより柔軟かつ高度なプルトニウム利用を目指している。本研究では、MOX燃料棒と濃縮UO$$_{2}$$燃料棒を集合体内で非均質(アイランド型)に配置してボイド反応度特性を制御する燃料集合体として提案したFLWR/MIX設計概念に基づき、軽水炉サイクル時代から将来の高速炉サイクル時代への進展に対応したFLWRの炉心燃料設計概念を3つのフェーズに分けて構築し、その炉心性能と技術的成立性を評価した。

論文

Power distribution investigation in the transition phase of the low moderation type MOX fueled LWR from the high conversion core to the breeding core

秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/05

In the transition phase of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) between high conversion (HC) and breeding (BR) type cores, there are two types of assemblies in the same core. Consequently, a region-wise spectrum difference is found which can lead to a large power peaking. For this reason, the power distribution of FLWR in this transition phase was studied by assembly and core calculations. Calculations on few assemblies geometries show large local power peakings can be effectively reduced by considering plutonium enrichment distribution in an assembly. In the whole core calculation, despite the power level mismatch between HC and BR assemblies, overall power distribution flattening is possible by optimizing fuel assemblies loading. The transition from HC to BR type FLWR seems feasible without difficulty.

論文

Fuel assembly design for plutonium conservation in a light water reactor with hard neutron spectrum

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Nuclear Technology, 172(2), p.132 - 142, 2010/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プルサーマル燃料技術に立脚し効率的なプルトニウム利用を実現する軽水冷却高速炉用燃料集合体として、MOX燃料とUO$$_{2}$$燃料棒を燃料集合体内で非均質に配置した新たな設計概念を構築し、使用するMOX燃料ペレットの最大Pu富化度をプルサーマル用燃料加工施設での取扱可能範囲としながら、核分裂性Pu残存比1.0以上を実現できる見通しを得た。

論文

Early introduction core design for advanced LWR concept of FLWR to recycle Pu or TRU

大久保 努; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 深谷 裕司

Revue G$'e$n$'e$rale Nucl$'e$aire, (6), p.83 - 89, 2010/11

成熟した軽水炉技術に立脚してPuやTRUのリサイクルによって将来の持続的なエネルギー供給に貢献するため、新型軽水炉概念FLWRの提案・検討が行われている。本概念はMOX燃料を用いた稠密炉心を使用し、時系列的な2つのステップで構成されている。第1ステップは、早期導入を実現する高転換型炉概念HC-FLWRであり、軽水炉及びプルサーマル技術からのスムースな連続性の確保を目指したものである。第2ステップは、低減速軽水炉概念RMWRであり、1.0を超える高転換比を実現してPuやTRUの多重リサイクルによって長期的持続的なエネルギー供給に適するものである。重要な点は、この2つの炉心概念では整合性を有する同じ形の燃料集合体を利用する点であり、このことにより、同一の原子炉において前者から後者への移行が将来の燃料サイクル環境の状況に柔軟に対応して行うことが可能である。本論文では、FLWRの早期導入炉心の設計に重点を置きながら、FLWR研究開発における炉心設計の進め方とともに紹介する。

報告書

MOX燃料棒とウラン燃料棒を併用した革新的水冷却炉増殖型燃料集合体の概念検討

内川 貞夫; 中野 佳洋; 大久保 努

JAEA-Research 2010-008, 30 Pages, 2010/06

JAEA-Research-2010-008.pdf:1.54MB

革新的水冷却炉(FLWR)は、発電炉としての経験・実績が豊富な軽水炉技術に立脚したBWRタイプの水冷却高速炉であり、同一炉心構成のもとで燃料集合体の仕様を変更することにより、将来の核燃料サイクル環境の変化に対応した柔軟かつ高度なプルトニウム利用を目指している。第1ステップでは、軽水炉サイクルインフラを活用したプルトニウムの集中利用を、第2ステップでは、MOX燃料再処理等の高速炉サイクルインフラを利用した増殖による持続的なプルトニウムの多重リサイクル利用を実現する。本研究では、プルサーマル利用により確立される軽水炉燃料サイクル技術に立脚し、FLWRの第1ステップにおいて転換比を1.0近傍まで高めて効率的なプルトニウム利用を実現する燃料集合体概念として、MOX燃料棒とUO$$_2$$燃料棒を集合体内で非均質(アイランド型)に配置した設計概念(FLWR/MIX)を構築し、その成立性を検討した。

論文

低減速軽水炉の燃料集合体局所出力分布の限界出力への影響評価

中塚 亨; 中野 佳洋; 大久保 努

日本原子力学会和文論文誌, 9(2), p.139 - 149, 2010/06

低減速軽水炉の燃料製造上の負荷低減の可能性を検討する観点から、Puf燃料富化度の種類を減らして外周部に出力ピークを有する燃料集合体の熱的検討を実施した。Puf富化度の種類を減らした燃料集合体核設計より得られた出力ピークを参考として、上下MOX部の最外周燃料棒の出力比を変えた条件でサブチャンネル解析コードNASCAにより限界出力を評価した。その結果、周辺燃料部に出力ピークを有する場合、外周部におけるクオリティの低下が緩和され、燃料集合体の径方向断面内でのサブチャンネル間のクオリティ分布が平坦化される方向に向かうことから、平坦な局所出力分布の燃料集合体と比べて限界出力が向上した。Puf富化度を均一とした燃料の核設計と同程度の出力比を最外周燃料棒に与えた解析を行った結果、出力を平坦化した場合に比べて限界出力が向上した。この結果、燃料のPuf富化度の種類を低減し、燃料集合体周辺部にあえて出力ピークを許容した場合においても、従来の5種類のPuf富化度燃料を装荷する設計と同等の熱的余裕を保持できる見込みが得られた。

報告書

高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)炉心に関する研究

中野 佳洋; 深谷 裕司; 秋江 拓志; 石川 信行; 大久保 努; 内川 貞夫

JAEA-Research 2009-061, 92 Pages, 2010/03

JAEA-Research-2009-061.pdf:9.5MB

革新的水冷却炉(FLWR)を構成する二つの炉心概念、高転換型炉(HC-FLWR)と低減速軽水炉(RMWR)炉のうち、HC-FLWRについて、代表炉心設計,HC-FLWRからRMWRへの移行炉心設計,マイナーアクチニド(MA)リサイクル炉心設計,導入効果の検討を行った。代表炉心設計では、燃料棒直径1.12cm,核分裂性Pu(Puf)富化度10.75%, MOX長85.5cm,取出燃焼度52GWd/t, Puf残存比0.84の炉心を設計した。移行炉心設計では、集合体内の富化度分布調節と燃料交換パターンの工夫により、集合体内及び炉心内の出力分布を平坦化できることを明らかにした。MAリサイクル炉心設計では負のボイド反応度係数を維持しながら取出燃焼度55GWd/tが得られる炉心を設計し、MA添加がボイド反応度係数に寄与する炉物理的メカニズムを、厳密摂動論を用いて明らかにした。導入効果の検討に関しては、本研究で得られた代表炉心設計の結果を踏まえて、より一般的な枠組みで、将来の軽水炉でのプルトニウム有効利用について考察し高転換軽水炉導入のメリットとそのポテンシャルを明らかにした。

報告書

高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)の使用済燃料特性の検討

深谷 裕司; 中野 佳洋; 大久保 努

JAEA-Research 2009-041, 86 Pages, 2009/12

JAEA-Research-2009-041.pdf:9.52MB

本研究は、新概念の炉型である高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)の使用済燃料特性を検討することを目的としている。使用済燃料特性の検討結果は、その輸送や再処理等の取扱いにおける安全管理を考えるうえで不可欠である。一般的に、使用済燃料特性の検討には線源評価コードORIGENが広く使われており、本研究においてもORIGENによる解析を行って評価した。また、HC-FLWR用ORIGENライブラリはSWATコード改訂版によって作成した。そして、崩壊熱と放射能について冷却期間が2年と4年の場合について他の炉型に対し比較することにより検討した。その結果、HC-FLWRの使用済燃料のFP核種による崩壊熱と放射能は燃焼度45GWd/tの軽水炉やフルMOX軽水炉と同等であることがわかった。また、アクチニド核種からの崩壊熱・放射能については、Pu装荷量が多いことと軽水炉取り出しの$$^{242}$$Puの多いPu組成を使用条件と想定しているため、他の炉型と比較して大きくなることがわかった。一方、Pu組成の劣化の程度に関しては、HC-FLWRはフルMOX軽水炉よりも硬いスペクトルを持つために、Pu組成の劣化の程度が低いことがわかった。

論文

Study on high conversion type core of innovative water reactor for flexible fuel cycle (FLWR) for minor actinide (MA) recycling

深谷 裕司; 中野 佳洋; 大久保 努

Annals of Nuclear Energy, 36(9), p.1374 - 1381, 2009/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.83(Nuclear Science & Technology)

既存の軽水炉技術を用いた将来に向けての継続的なエネルギー供給を確立するため、革新的水冷却炉(FLWR)の炉心概念研究が行われてきた。導入初期段階では、現行軽水炉技術とのギャップの少ない高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)による軽水炉使用済燃料からのPuのリサイクルを想定している。さらに、本研究においては、このHC-FLWRによるMAリサイクルの検討を行った。HC-FLWRにおけるMAリサイクルはMAリサイクルの早期導入可能オプションとしても有効である。HC-FLWR炉心にMAを添加することにより、ボイド反応度係数の悪化及び燃焼度の低下が発生するために、HC-FLWRによるMAリサイクルを行うためには設計の変更が必要であることがわかった。炉心設計の最適化を行うため、炉心燃焼計算を用いたパラメーターサーベイを行った。最終的な設計値は三次元核熱結合炉心計算により決定された。主な設計値としてはPuf富化度13wt%,取出し燃焼度55GWd/tであり、NpもしくはAmを2wt%添加することが可能である。このときMA低下率は1程度となる。特に、Npを添加した際は効果的に核変換が行われるため、本炉心概念は環境負荷低減に有効であると考えられる。

論文

Early introduction core design for advanced LWR concept of FLWR to recycle Pu or TRU

大久保 努; 中野 佳洋; 内川 貞夫; 深谷 裕司

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1703 - 1710, 2009/09

成熟した軽水炉技術に立脚してPuやTRUのリサイクルによって将来の持続的なエネルギー供給に貢献するため、新型軽水炉概念FLWRの提案・検討が行われている。本概念はMOX燃料を用いた稠密炉心を使用し、時系列的な2つのステップで構成されている。第1ステップは、早期導入を実現する高転換型炉概念HC-FLWRであり、軽水炉及びプルサーマル技術からのスムースな連続性の確保を目指したものである。第2ステップは、低減速軽水炉概念RMWRであり、1.0を超える高転換比を実現してPuやTRUの多重リサイクルによって長期的持続的なエネルギー供給に適するものである。重要な点は、この2つの炉心概念では整合性を有する同じ形の燃料集合体を利用する点であり、このことにより、同一の原子炉において前者から後者への移行が将来の燃料サイクル環境の状況に柔軟に対応して行うことが可能である。本論文では、FLWRの早期導入炉心の設計に重点を置きながら、FLWR研究開発における炉心設計の進め方とともに紹介する。

論文

Study on characteristics of void reactivity coefficients for high-conversion-type core of FLWR for MA recycling

深谷 裕司; 中野 佳洋; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(8), p.819 - 830, 2009/08

AA2009-0232.pdf:1.75MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:56.44(Nuclear Science & Technology)

高転換型革新的水冷却炉(HC-FLWR)によるMAリサイクル炉心では、ボイド反応度係数が主要な設計上の制限となる。これは、添加されたMAがボイド反応度係数を悪化させることによる。そのため、ボイド反応度係数の炉物理的メカニズムの検討が重要である。そこで、本研究においては厳密摂動論を用いたボイド反応度係数特性の検討を行った。厳密摂動論においては、反応度を断面積変化に関連付けることができ、散乱項,漏洩項,吸収項,核分裂項に分解することができる。結果として、MA添加によるボイド反応度係数の悪化がおもに散乱項を通じて発生していることが判明した。さらに、ボイド反応度係数は燃料棒直径が小さくなるにつれて散乱項を通して改善され、炉心長の短尺化により漏洩項を通じて改善されることも明らかにした。

論文

Effect of decontamination factor on core neutronic design of light water reactors using recovered uranium reprocessed by advanced aqueous method

中野 佳洋; 大久保 努; 駒 義和

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(5), p.436 - 442, 2009/05

軽水炉に先進湿式再処理で回収したウランを装荷した場合に、除染係数(DF)が炉心核特性に与える影響を評価した。再処理においては、DFの値に対応した量の超ウラン元素(TRU)や核分裂生成物(FP)が、回収されたウラン製品に混入する。先進湿式再処理の代表的なDF値100と、これに加えて1000及び無限大とした3つのケースでTRUやFP混入量を評価し、これら不純物と$$^{235}$$Uの中性子捕獲により生成される$$^{236}$$Uが炉心の核特性に与える影響を評価した。計算はAPWRについて行った。初期$$^{235}$$U濃縮度は4.6%,取出燃焼度を49GWd/tとし、使用済燃料中のU組成を求めた。DFが無限大の場合で、同じ燃焼度49GWd/tを達成するためには回収ウランを5.24%まで濃縮する必要があることがわかった。DFを100としても必要な濃縮度の増分はわずかであり、濃縮度に与えるDFの影響は少ないことがわかった。減速材温度係数に対しても検討を行い、これについてのDFは有意な影響を与えないことがわかった。

論文

Breeder-type operation based on the LWR-MOX fuel technologies in light water reactors with hard neutron spectrum (FLWR)

内川 貞夫; 大久保 努; 中野 佳洋

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9022_1 - 9022_9, 2009/05

軽水冷却高速炉(FLWR)においてプルサーマル燃料技術に立脚して増殖型運転を実現する燃料集合体概念として、MOX燃料棒とUO$$_{2}$$燃料棒を非均質に配置した新たな設計概念を構築し、使用するMOX燃料ペレットのプルトニウム最大富化度をプルサーマル用燃料加工施設での取扱可能範囲としながら、核分裂プルトニウム残存比1.0以上を実現できる見通しを得た。

論文

Neutronic characteristics of FLWR in the transition phase changing from high conversion core to breeder core

秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9304_1 - 9304_9, 2009/05

革新的水冷却炉(FLWR)は、Puの増殖と多重リサイクルが実現可能な低減速型の軽水炉である。その導入期において現行軽水炉との技術的連続性を保つため、高転換(HC)型のFLWRも提案されている。HC型の炉心が増殖(BR)型炉心へ移行する際には、同じ炉心構成の中に両者の型の燃料集合体が混在する。このHC型とBR型の集合体混在炉心体系では、中性子スペクトルの違いによりHC型とBR型集合体の境界領域に出力ピーキングが生じる恐れがあるので、その出力分布について検討した。その結果、2つの型の燃料集合体境界において出力ピーキングは非常に大きくなり得るが、燃料棒ごとの燃料富化度分布や燃料集合体の装荷パターンの最適化によって出力分布は有効に平坦化できることがわかった。HC型からBR型へのFLWR炉心の移行は、核的には大きな問題点なしに実施可能であると考えられる。

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