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論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,4; 今こそ、高速炉の話; 持続性あるエネルギー供給へ

根岸 仁; 上出 英樹; 前田 誠一郎; 中村 博文; 安部 智之

日本原子力学会誌, 62(8), p.438 - 441, 2020/08

「もんじゅ」は2018年4月に廃止措置段階に移行した。わが国初めてのナトリウム炉の廃止措置であり、約30年をかけて進める大事業である。「もんじゅ」では設計や開発,製作,建設および40%出力運転などの50年にわたる活動を通じて膨大で多岐にわたる技術成果を得てきた。これまでに蓄積された知見・技術を決して散逸させることなく、今後の高速炉の実用化に向けた研究開発に確実に活用していくことが必要である。

論文

Oxygen potential analysis to evaluate irradiation behavior in MOX and MA-bearing MOX fuels

加藤 正人; 安部 智之

Journal of Energy and Power Engineering, 7(10), p.1865 - 1870, 2013/10

Minor actinide bearing MOX fuels have been developed as sodium cooled fast reactor fuels. Content of Am which is one of the minor actinide elements causes oxygen potential to increase. The effects of the oxygen potential increase on the irradiation behavior were evaluated. Profiles of temperature and O/M ratio in the pellets were evaluated to better understand the irradiation behavior. From these data, local oxygen potential in the radial direction of the pellets was calculated, and was compared with free energy of compounds composed of fission products. Based on this comparison, it was concluded that Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$ was likely formed at pellet periphery of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{1.98}$$ and (U$$_{0.66}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.016}$$Np$$_{0.016}$$)O$$_{1.976}$$. The extent of cladding tube inner surface oxidation was predicted by using the calculated oxygen potential.

論文

Japanese FR deployment scenario study after the Fukushima accident

小野 清; 塩谷 洋樹; 大滝 明; 向井田 恭子; 安部 智之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2013/03

福島第一原子力発電所事故後の原子力委員会による短期解析と平行して、原子力機構は高速炉サイクル導入を含む核燃料サイクルオプションについての長期解析を実施した。その結果、"2030年以降20GWe一定"ケースにおいて、ウラン需要,使用済燃料貯蔵,放射性廃棄物発生量,高レベル放射性廃棄物中の毒性に加えプルトニウム貯蔵量の削減に、高速炉サイクルの導入が大きな便益をもたらすことを明らかにした。同時に、"2030年以降20GWeから漸減"ケースにおける放射性廃棄物量及びプルトニウム貯蔵量の削減効果を明らかにした。

論文

高速炉用ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の融点に及ぼす酸素・金属比の影響

加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.420 - 428, 2008/12

高速炉用MOX燃料の融点について、Pu, Am, O/Mをパラメータとしてサーマルアレスト法により測定を行った。測定には、試料とカプセル材との反応を抑えるためにReを用いた。測定された固相線温度は、PuとAmが増加するほどまたO/Mが低下するほど上昇した。U-Pu-O系において、融点の最大値は、ハイポストイキオメトリの領域にあると考えられる。また、UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-AmO$$_{2}$$-PuO$$_{1.7}$$系について理想溶液モデルを用いて固相線温度及び液相線温度の評価を行い、実験値を$$pm$$25Kで再現することを確認した。

論文

Demonstration of remote fabrication for FBR MOX fuel at the PFPF

高橋 三郎; 菊野 浩; 白茂 英雄; 久芳 明慈; 安部 智之; 武田 誠一郎

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

日本原子力研究開発機構(原子力機構)は、1966年から現在まで40年以上にわたってMOX燃料の技術開発を行い、さまざまな経験・知見を蓄積してきた。プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)は、それまでの第一及び第二開発室における技術開発及び運転の経験を踏まえ、1988年に世界に先駆けて遠隔自動化設備を導入し、これまで高速炉「常陽」,高速増殖炉「もんじゅ」の燃料を製造してきた。これらの燃料製造を通して、ホールドアップ問題など運転上多くの経験を積んできた。これらの経験を踏まえ、工程設備を新たに開発するとともにプロセス技術を改良してきた。その結果、製造設備の接触型保守技術を持った、遠隔自動運転によるMOX燃料製造技術がPFPFにおいて実規模レベルで実証された。

論文

Thermal conductivities of (U,Pu,Am)O$$_{2}$$ solid solutions

森本 恭一; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Journal of Alloys and Compounds, 452(1), p.54 - 60, 2008/03

 被引用回数:25 パーセンタイル:22.14(Chemistry, Physical)

再処理から燃料製造までの期間のPu原料粉の保管期間が長期化することによってMOX製品中のAm含有率が数%にまで増加する。本研究では、熱物性に対するAmの効果を明確に示すことの一環としてAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を調査した。Amが約0.7. 2, 3%含有した3種類のペレットを用意し、O/M=2.00の条件で熱拡散率を測定した。試料の熱伝導率を求めるために必要な比熱容量はUO$$_{2}$$, PuO$$_{2}$$, AmO$$_{2}$$の比熱容量よりKopp-Neumann則を用いて算出した。試料の熱拡散率,比熱容量,密度より熱伝導率を求め、Am含有MOXの熱伝導率のAm含有率依存性及び温度依存性について評価した。

論文

Solidus and liquidus of plutonium and uranium mixed oxide

加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Journal of Alloys and Compounds, 452(1), p.48 - 53, 2008/03

 被引用回数:24 パーセンタイル:22.14(Chemistry, Physical)

プルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)は、高速炉燃料として開発が進められてきた。燃料の最高温度は、燃料の溶融を防ぐために設計上、融点以下に抑える必要があり、そのための研究は古くから行われている。本研究では、サーマルアレスト法によりMOXの融点(固相線温度)を測定した。固相線は、Pu含有率が増加するほど低下し、20%と30%Puの間で、急に低下することが観察された。30%及び40%Puを含むMOXは、測定後に金属Wとプルトニウム酸化物が観察され、30%Pu以上のMOXのサーマルアレストは、融点ではない反応によるものであると考えられる。UO$$_{2}$$, 12%, 20%Pu-MOXの固相温度が決定され、O/Mが低下するほど、わずかに上昇することが確認できた。

論文

Solidus and liquidus temperatures in the UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$ system

加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Journal of Nuclear Materials, 373(1-3), p.237 - 245, 2008/02

 被引用回数:46 パーセンタイル:4.49(Materials Science, Multidisciplinary)

30%以上のプルトニウムを含むMOXについてタングステンカプセルとレニウムカプセルを用いた融点測定を行った。従来から行われているタングステンカプセルによる測定では、MOXの融点測定中にタングステンとプルトニウム酸化物の液相が現れ融点測定に影響することを見いだした。その反応を避けるためにレニウムカプセルを用いた測定を行った。レニウムカプセルにより得られた融点を用いてUO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$系の融点を決定した。UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-AmO$$_{2}$$ 3元系を理想溶液モデルと仮定し、固相線温度液相線温度を$$sigma$$=$$pm$$9K and $$sigma$$=$$pm$$16Kの精度で表すことができた。

論文

Evaluation of melting temperature in (Pu$$_{0.43}$$Am$$_{0.03}$$U$$_{0.54}$$)O$$_{2.00}$$

中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.191 - 192, 2007/06

日本原子力研究開発機構では、高速炉燃料として20-32%Pu含有MOX燃料について開発を行ってきた。照射時の燃料ペレットの大きな温度勾配によりPu及びUの再分布が生じ、ペレット中心部でPu含有率が43%に増加する。照射中の燃料ペレットの設計温度はペレットの融点により制限される。そこで43%Pu含有MOXの融点を評価することが重要となる。本研究では、Re内容器を用いたサーマルアレスト法によって決定した融点の、直下の温度で熱処理することにより、43%Pu含有MOXが溶解しないことの確認を行った。43%Pu-MOX試料についてRe内容器を使って2978Kで40秒間の熱処理を行った。金相観察及びXRDの結果から、熱処理温度が固相温度以下の温度であることが示された。(Pu$$_{0.43}$$Am$$_{0.03}$$U$$_{0.54}$$)O$$_{2.00}$$は2978K$$pm$$20Kで固相状態であることが確かめられた。

論文

The Effect of O/M ratio on the melting of plutonium and uranium mixed oxides

加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之

Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.193 - 194, 2007/06

核燃料の融点は、燃料の最高温度を制限するため、燃料開発を進めるうえで重要な物性データの一つである。MOX燃料は、O/M比が2.00より低い領域で用いられるため、融点に及ぼすO/Mの影響を調べることが重要である。MOXの融点測定は、タングステンカプセルに封入した試料によりサーマルアレストにより測定されてきた。最近、著者らは、タングステンカプセルによる測定は、試料との反応が起こるため、正しい融点を測定していないことを見いだした。カプセル材との反応を防ぐためにレニウム容器を用いて融点測定を行った。40%及び46%Puを含むMOXの融点をサーマルアレスト法により測定した。固相線温度は、O/Mの低下で上昇することが確認できた。得られた測定結果は、タングステンカプセルで測定された従来の測定結果より50-100K高い温度である。

報告書

高速炉燃料の熱物性評価; 融点と熱伝導率

加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.

JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10

JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MB
JAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB

本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900$$^{circ}$$C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。

論文

Fuel-cladding chemical interaction in MOX fuel rods irradiated to high burnup in an advanced thermal reactor

田中 康介; 前田 宏治; 佐々木 新治; 生澤 佳久; 安部 智之

Journal of Nuclear Materials, 357(1-3), p.58 - 68, 2006/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.56(Materials Science, Multidisciplinary)

新型転換炉原型炉「ふげん」でペレットピーク燃焼度47.5GWd/tまで照射したMOX燃料E09において、被覆管内面に着目した組織観察及び元素分布測定を実施した。被覆管内面における反応層厚さについては、同程度の燃焼度のUO$$_{2}$$燃料における測定値と概ね等しい結果が得られた。また、局所的に燃焼度が増加するPuスポット部においても、その有意な増加は認められず、周辺マトリックス部における値と明確な違いは観察されなかった。被覆管内面にはボンディング層の発現が認められ、同層の形態、存在する元素、発現照射条件は、FPガス放出の大きいBWR用UO$$_{2}$$燃料における結果と類似していた。

論文

Development and verifications of fast reactor fuel design code CEPTAR

小澤 隆之; 安部 智之

Nuclear Technology, 156(1), p.39 - 55, 2006/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:29.85(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料の高出力化及び高燃焼度化を実現するためには中空燃料の採用が有効であると考えられている。高燃焼度まで照射された中空燃料は照射中で変形と組織変化による中空部の潰れが観られるが、この挙動は燃料設計において許容最大線出力を決定する際の溶融限界線出力に大きな影響を及ぼす一つの要因でもある。このような中空燃料挙動を精度よく予測するためにCEPTARコードを開発し、照射試験結果を用いて検証した。本コードでは、ボイド移動で計算した径方向密度分布を用いた質量保存則に則って中心空孔径を評価し、熱膨張,スエリング及びクリープ変形については平面歪近似の応力・歪解析で評価する。さらに、本コードは高燃焼度燃料の被覆管-ペレットギャップ部に観察されるJOGの燃料スエリング抑制及びギャップ部熱伝達の改善といった効果についても考慮することが可能である。本稿ではCEPTARコードの概略と検証結果について報告する。

報告書

Power ramp tests of MOX fuel rods; HBWR Irradiation with the Instrument Rig, IFA-591

小澤 隆之; 安部 智之

JAEA-Technology 2006-026, 300 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-026.pdf:117.55MB

新型転換炉(ATR)MOX燃料の過渡時挙動及びMOX燃料要素の破損限界を把握するため、ハルデン炉(HBWR)でIFA-591出力急昇試験を実施した。出力急昇試験に先立ち、ATR原型炉ふげんにおいて燃焼度18.4GWd/tまでベース照射した。ベース照射後及び出力急昇試験前の非破壊試験で、燃料ピン又は燃料集合体の健全性に問題のないことを確認した。マルチステップ試験とシングルステップ試験からなる出力急昇試験に供したすべてのセグメントには被覆管長さもしくは内圧計装が装備されており、最大到達線出力58.3$$sim$$68.4kW/mまで破損はなかった。出力急昇試験の主な結果は以下のとおりである。(1)Zry-2被覆管及びZrライナー管でPCMI挙動に違いは観られなかった。(2)被覆管伸び及び内圧の計算結果は計装による炉内測定値より若干低めとなったが、出力保持期間における被覆管伸びの緩和はほぼ一致し、また、炉内測定で観察されたFPガス放出挙動とほぼ一致した傾向を有する計算結果が得られた。(3)最大到達線出力がUO$$_{2}$$燃料ピンの破損しきい値を超えていたにもかかわらず、出力急昇試験中に燃料破損はみられなかった。(4)マルチランプ試験の各出力レベルにおいて、高温でのMOX燃料のクリープ変形による被覆管リラクゼーションを確認することができた。(5)ランプ試験後の出力低下時に、PCMI拘束の解除に伴うFPガス放出が観察された。(6)FPガス放出しきい線出力の燃焼度依存性が確認された。

論文

Development of probabilistic design method for fast reactor fuel rod

小澤 隆之; 安部 智之

Nuclear Science and Engineering, 152(1), p.37 - 47, 2006/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

現行の高速炉燃料設計における燃料健全性評価には,製作公差及び出力等の各種不確かさを保守的に積み重ねる方式を用いている。今後,高速炉炉心の高性能化や燃料仕様最適化を進める上で,燃料設計裕度の合理化(適正化)が求められ,このような燃料設計裕度の合理化方策のひとつに確率論的燃料設計手法の導入が考えられる。ここでは,確率論的高速炉燃料設計コード「BORNFREE」の概要をまとめるとともに本コードを用いた大型高速炉燃料被覆管応力評価に対する試計算を実施し,設計裕度合理化(適正化)及び長寿命化の可能性について検討した結果を報告する。

論文

Development and demonstration of ATR-MOX fuel

安部 智之; 前田 誠一郎; 中沢 博明

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

新型転換炉(ATR: Advanced Thermal Reactor)原型炉「ふげん」は、平成15年3月に運転を終了した。25年間の運転期間中に、単一の熱中性子炉としては世界最多のMOX燃料を装荷し、世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たしてきたと言える。このATR燃料の開発と実績について報告する。

報告書

Post Irradiation Examination for The FUGEN High Burn-up MOX Fuel Assembly (II) Destructive Examination

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC-TN8410 2004-008, 106 Pages, 2004/10

JNC-TN8410-2004-008.pdf:25.96MB

照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び$$alpha$$オートラジオグラフィ)が2003年3月までに終了した。破壊試験は2004年12月までに終了する計画である。本報告書では、2002年度実施した破壊試験結果をまとめると共に、照射挙動について検討・評価を行った結果についてまとめる。照射後試験の結果から,燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められず,照射中の高燃焼度MOX燃料集合体の健全性について確認した。なお、本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。

報告書

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体の照射後試験報告書(II)燃料要素破壊試験(その1)

生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*

JNC-TN8410 2003-015, 251 Pages, 2004/01

JNC-TN8410-2003-015.pdf:16.07MB

「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発されたMOX燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成15年3月までに破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び$$alpha$$オートラジオグラフィ)が終了した。本報告書では、平成15年3月までに得られた破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動ついて検討・評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。

論文

Performance of ATR MOX Fuel Assemblies Irradiated to 40 GWd/t

小澤 隆之; 安部 智之; 生澤 佳久; 前田 宏治

2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, 8 Pages, 2004/00

サイクル機構では「ふげん」において合計772体のMOX燃料集合体を健全に照射してきた。JNCにおけるMOX燃料製造では,マイクロ加熱脱硝法によるMOX粉末とUO$$_{2}$$粉末をボールミルを用いて混合しているが,そのプルトニウム均一性は優れており,殆どのプルトニウムはMOXマトリックス中に固溶体を形成した状態で存在している。ATR-MOX燃料集合体の構造は軽水炉(BWR)燃料と似ており,両者の照射挙動についても同様のことが考えられる。ここでは,高燃焼度ATR-MOX燃料の照射挙動について報告し,軽水炉におけるMOX燃料利用に資する。

論文

Dielectric Properties of Uranium and Plutonium Nitrate Solution and the Oxide Compounds Formed in the De-nitratiin Process by the Microwave Heating Method

加藤 良幸; 栗田 勉; 安部 智之

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(8), p.857 - 862, 2004/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:37.97(Nuclear Science & Technology)

マイクロ波加熱法では、硝酸ウラニルと硝酸プルトニウムとの混合溶液(硝酸U/Pu溶液)は4つのステップでMOX粉末に混合転換される。硝酸U/Pu溶液と脱硝されたMOX粉末の誘電特性を測定した。反射法ではU/Pu硝酸塩溶液とU$$_{3}$$O$$_{8}$$粉を使用した。摂動法は50%PuO$$_{2}$$・UO$$_{3}$$$$beta$$-UO$$_{3}$$$$gamma$$-UO$$_{3}$$、およびU$$_{3}$$O$$_{8}$$粉を使用した。測定した誘電損失生成物($$epsilon$$・tan$$delta$$)は、硝酸の濃度に強く影響されたが、ウランとプルトニウムイオンの動きへの依存がほとんどなかった。この現象はマクスウェル-ワグナー効果により説明した。

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