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論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Development of accident tolerant control rod for light water reactors

太田 宏一*; 中村 勤也*; 尾形 孝成*; 永瀬 文久

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.159 - 168, 2016/09

軽水炉のシビアアクシデントにおいては、大規模な燃料破損に先行して制御棒の破損が生じ中性子吸収材が炉心領域から離脱して、制御不能な再臨界となる危険性がある。本研究では、(1)十分に高い融点および共晶反応温度を有する、(2)溶融、再固化燃料物質の高い混和性を有する、(3)十分な制御棒価値を有する事故耐性の高い制御棒(ATCR)の概念を検討している。今回、希土類酸化物が制御棒構造材の融点以上の高温まで鉄と高い共存性があること、Sm$$_{2}$$O$$_{3}$$やEu$$_{2}$$O$$_{3}$$、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$、Dy$$_{2}$$O$$_{3}$$及びそれらとHfO$$_{2}$$との混合物の利用により、現行のAg-In-Cd制御材と同等以上の制御棒価値が得られることを明らかにした。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

報告書

共同研究報告書 金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(平成12年度)

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵

JNC-TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB

核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。

口頭

核燃料に関する計算組織学的な解析技術の開発,1; 研究開発の概要とねらい

倉田 正輝*; 太田 宏一*; 稲垣 健太*; 白数 訓子; 野本 祐春*; 澁田 靖*; 松田 哲志*

no journal, , 

核燃料に関する実用的なマルチスケールシミュレーション手法の構築を目的に、平成22年度より3か年の計画で文部科学省基礎基盤戦略研究イニシアティブの戦略的原子力共同研究プログラム「核燃料に関する計算組織学的な解析技術の開発」を進めている。本研究プログラムでは、「計算組織学」手法の中核となるフェーズフィールド(PF)法に関し、核燃料で重要となるさまざまな現象に対応できる解析モデルと解析ツールを開発する。また、組織形成の駆動力評価のためにCALPHAD法による熱力学データベース構築と、基礎試験による熱力学データベースの拡充を行う。研究開発のねらいと現状について報告する。

口頭

750MWe JSFR金属燃料炉心の設計,2; 炉心核設計

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

no journal, , 

金属燃料照射挙動を炉心核設計に反映し、中型金属燃料炉心を再評価した結果、Naボイド反応度が従来よりも増加したため、炉心・燃料の再設計を行った。燃料インベントリを保存しつつ、燃料ピンを太径化することで、冷却材体積比および炉心高さを低減し、Naボイド反応度を改善した炉心を構築した。

口頭

750MWe JSFR金属燃料炉心の設計,1; 燃料照射挙動評価

太田 宏一*; 大釜 和也; 尾形 孝成*; 生澤 佳久; 大木 繁夫

no journal, , 

照射による金属燃料の軸方向スエリング率やボンドナトリウムの排出率を定量的に評価した。これらを反映させた核特性解析の結果、ドル単位の反応度効果があることが明らかとなった。

口頭

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発,2; 高濃度MA含有金属燃料装荷・MOX燃料高速炉の炉心検討

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 尾形 孝成*; 飯塚 政利*

no journal, , 

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発の一環として、本研究では、高濃度MA含有金属燃料を混合酸化物(MOX)燃料高速炉に非均質に装荷した炉心概念につき、核的観点での検討を実施した。

口頭

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発,1; 研究開発の目的と全体計画

飯塚 政利*; 太田 宏一*; 大釜 和也; 小藤 博英; 野平 俊之*

no journal, , 

高速炉燃料サイクルに金属燃料-乾式再処理技術を取り込むことにより、幅広い高速炉導入シナリオやPu需給シナリオに柔軟に対応しつつ廃棄物有害度を最小化するMA回収・核変換システムの構築を目的として文部科学省からの受託事業を実施している。本報告ではこの事業の全体計画とこれまでの成果を述べる。

口頭

柔軟性の高いMA回収・核変換技術の開発,3; 高濃度MA含有金属燃料装荷・MOX燃料高速炉の炉心設計

大釜 和也; 原 俊治*; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

no journal, , 

柔軟性の高いMA回収・核変換技術開発の一環として、大きな炉心設計変更を伴わずに、高濃度MA含有金属燃料を750MWeナトリウム冷却高速炉・MOX燃料炉心に混合装荷する方法を検討した。先行研究で検討した外側炉心最外周1層のMOX燃料をMA含有金属燃料に置換した炉心(MA均質装荷MOX燃料炉心よりも約1.6倍のMA核変換量)を対象として核・熱流動設計を行った。金属燃料は、燃料と被覆管の接触による液相形成回避のため、被覆管最高温度をMOX燃料よりも50$$^{circ}$$C低い650$$^{circ}$$C以下に制限する必要がある。この制限を満たすために、金属燃料装荷領域の冷却材流量の増加および他領域の流量合理化が必要となる。本研究では、出力に対する必要流量が高い径方向ブランケット燃料の削除による炉心流量合理化により、金属燃料を混合装荷した炉心において、MOX燃料炉心と同じ炉心流量および冷却材出入口温度の設計が成立することを確認した。

口頭

高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,1; IAEAベンチマーク解析による計算モデルの検証

太田 宏一*; 大釜 和也; 山野 秀将

no journal, , 

六角形状の集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化することによって、集合体間の接触形態や断面形状の変化を考慮できる詳細炉心湾曲解析コードの適用範囲を拡大し、高度化を図った。本コードによって、127体の集合体群からなるIAEAベンチマーク問題を解析し、モデルの検証を行った。

口頭

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究; プロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 斉藤 淳一; 菊地 晋; 江村 優軌; 東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

no journal, , 

我が国の先進ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬する必要がある。そのため、新規プロジェクトを立ち上げ、共晶溶融反応実験、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応に関する物理モデル開発に着手した。共晶溶融実験では可視化実験、反応速度実験及び材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。

口頭

EPMA analysis of multi-component interaction products between boron carbide and stainless steel under a postulated core disruptive accident in SFR

中村 勤也*; 太田 宏一*; 高井 俊秀; 山野 秀将

no journal, , 

本研究は、B$$_{4}$$C-ステンレス鋼構成物の再分布挙動を深く調べるため、アルゴンガス雰囲気で1500$$^{circ}$$Cで約8分間で電子線マイクロアナライザーを用いて多成分構成物を調べた。その結果、相対的に低密度のボロンが溶融ステンレス鋼の上面に水平方向に針状物質として拡散し(Fe,Cr,Ni)からなる共晶物と共に、高融点(Cr,Fe)$$_{2}$$Bが生成された。定量分析によれば、ボロン濃度はB$$_{4}$$C位置からの距離に関わらず水平方向にほぼ均一に分布し、軸方向には底面に向かって単調に減少した。

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