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論文

Improvement of transient analysis method of a sodium-cooled fast reactor with FAIDUS fuel sub-assemblies

大釜 和也; 川島 克之*; 大木 繁夫

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

内部ダクト付燃料集合体を採用したJSFR(Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の過渡挙動を精緻に評価するため、プラント動特性解析コードHIPRAC用の新たなモデルを開発した。このモデルでは、内側および外側炉心燃料チャンネルを、バンドル内、周辺部および内部ダクト隣接部にわけて、それぞれのチャンネルにおける冷却材再分布および温度を評価できる。バンドル内および周辺部のチャンネルの冷却材温度分布については、過去に実施した$$alpha$$-FLOWによる解析結果との比較により検証した。内部ダクト内の冷却材温度分布は、汎用熱流動解析コードSTAR-CD ver. 3.26により解析した。この結果に基づき、内部ダクト内での水平方向に均一な温度分布を仮定した伝熱モデルをHIPRAC用のモデルとして適用した。750MWe JSFRの低除染TRU含有燃料炉心における反応度係数を評価し、これを用いて、HIPRACコードにより冷却材喪失型事象における過渡挙動を評価した。新旧モデルの解析結果の比較から、詳細な冷却材温度評価により、内部ダクトやラッパ管ギャップなどを含む燃料集合体周辺部の冷却材温度および冷却材フィードバック反応度の過大評価が改善されることが示された。

論文

Design studies of a low sodium void reactivity core able to accommodate degraded TRU fuel

川島 克之; 杉野 和輝; 大木 繁夫; 大久保 努

Nuclear Technology, 185(3), p.270 - 280, 2014/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Nuclear Science & Technology)

JSFRの設計では、ボイド反応度の設計目安値を6ドル程度としているが、JSFRが受け入れるTRU燃料組成の影響を考慮すると、レファレンス炉心とは別に、低ボイド反応度炉心の検討を進めておくことは意味があると考えられる。本検討では、ボイド反応度の低減を図る新しい炉心概念として、炉心上部にNaプレナムを分散配置した炉心(BUMPY炉心と称する)を提案した。BUMPY炉心の特徴は、上部にNaプレナムを設けた部分長燃料を炉心内に分散配置して、燃料集合体間で燃料長さに段差をつけたことである。部分長燃料を分散配置することで、段差部のNaプレナム領域に隣接する燃料領域の面積が大きくなり、ボイド時に、燃料領域からNaプレナム領域への中性子漏洩(上方向及び横方向)が促進される。これによりボイド反応度を低減するものである。JSFRにBUMPY炉心概念を適用した。部分長燃料の装荷割合と段差の調整により、ボイド反応度の設計目標値にフレキシブルに対応できる。ボイド反応度は、レファレンス炉心の5.3ドル(高速炉多重リサイクル組成TRU燃料)に対して、BUMPY炉心では2.5ドルと大幅に低減された。ドップラー係数はレファレンス炉心の値と大きく変わらない。

論文

Enhancement of proliferation resistance properties of commercial FBRs by material barriers

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 川島 克之; 大久保 努

Progress in Nuclear Energy, 70, p.270 - 278, 2014/01

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

The possibility to enhance proliferation resistance of discharged plutonium in the blanket of fast breeder reactor (FBR) has been investigated in terms of reactor core design aspects. It can be achieved by increasing the fraction of even-mass-number plutonium isotopes in the discharged plutonium. Although it can be achieved by a radial blanket-free core, it also decreases the breeding ratio. By loading the blanket with plutonium (Pu) or minor actinides (MAs) or Pu-MA combination, it is possible to reduce the attractiveness of discharged plutonium. However, the loading material in the blanket should be kept in balance with achievable core performances, fuel fabrication, and fuel handling, accordingly and hence the criteria needed to comply with. It is found that applying the attractiveness or FOM criteria that using the combination of even-mass-number plutonium isotopes need more material to be loaded than the one needed when applying Pellaud's or Kessler's proposal that using only solely isotope fraction of plutonium.

論文

Study on FBR core concepts to increase proliferation resistance of plutonium in LWR-FBR transition period

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 川島 克之; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.615 - 628, 2013/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.29(Nuclear Science & Technology)

The possibility to enhance proliferation resistance of discharged plutonium in fast breeder reactor (FBR) has been investigated in terms of reactor core design aspects. The provisional target for proliferation resistance measures based on Saito's ATTR is defined. It is found that a few percent of plutonium loading and/or Am/Cm loading, which come from various types of spent fuel, might satisfy the provisional target with a minimum impact on the core neutronic performances. On Am/Cm loading core, decay heat constraints for fuel handling aspects are found to be important and should be considered in design. There is not significant change on the current developing scenarios for LWR-FBR transition period by applying the measures based on Saito's ATTR. It is found that applying Kimura's proposal, 15% $$^{238}$$Pu content requires about 7% MA loading fraction both in the core and the blanket, and it only can be applied at limited case. The period to consume minor actinides is shorter than to consume plutonium.

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。

論文

Correlations among FBR core characteristics for various fuel compositions

丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努; 川島 克之; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(6), p.640 - 654, 2012/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Nuclear Science & Technology)

本研究は、FBRの炉心核特性(燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度,ドップラー係数)の燃料組成変動に伴う相関をそのメカニズムとともに示したものである。その中で、重要な核特性の一つであるドップラー係数については、臨界性から要求される拘束条件を燃料組成変動に課すことで、燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度との相関が得られることが明らかとなった。これら相関の発見は、軽水炉-高速炉移行期の炉心設計において考慮する必要のある、反応度制御や安全特性の幅の特定を容易にする有益な情報となる。また、これらの相関の応用として、迅速かつ合理的な核特性変動の評価を行うために、燃焼反応度の簡易指標を導入した。この簡易指標と炉心核特性の相関を用いることによって、さまざまな燃料組成に対して、繰り返しの炉心計算を実行することなしに、炉心核特性変化を見積もることが可能となった。

論文

Fast reactor core design considerations from proliferation resistance aspects

川島 克之; 小川 隆; 大木 繁夫; 大久保 努; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据え、核不拡散性をより高めた高速炉サイクルの追求を設計目標の一つとしている。高速炉のブランケットにはPu-239の組成割合が比較的高いPuが生成される。炉心設計においては、ブランケットあるいはブランケット生成Puの取扱いを工夫することにより、内在的な核拡散要因を低減できる可能性がある。本検討では、1500MWe MOX燃料炉心において、径方向ブランケット削除炉心,低富化度MOX燃料付炉心、及びMA添加ブランケット炉心のそれぞれの核特性及び核不拡散性向上への影響について検討した。

論文

Power distribution skewing effects on fuel temperature during TOP in a large commercial-base fast reactor

川島 克之; 大久保 努; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据えて安全評価手法の合理化を進めている。高速炉炉心の過渡事象解析手法として、従来より、炉心核動特性は一点近似動特性モデル、熱流動特性は多チャンネル・単ピン伝熱流動解析モデルに基づく解析コードが使用されてきた。本研究では、JSFRで採用されている大型MOX燃料高内部転換型炉心において、TOP型事象(制御棒引抜事象)時の燃料温度に対する出力歪の影響、及びホットピンの最大出力ピーキングに対する局所フィードバック反応度の影響を検討し、その考慮の有用性を示した。

論文

Investigation to enhance nonproliferation characteristics of commercial FBRs by material barrier aspect

大木 繁夫; Meiliza, Y.; 川島 克之; 大久保 努

Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.561 - 570, 2011/05

A possibility to enhance the nonproliferation characteristics of a commercial FBR is investigated in terms of reactor core design aspects, though the rigorous safeguards and the physical protection of nuclear materials essentially keep the nonproliferation at a high level. By means of loading the fertile blanket with plutonium (Pu) or minor actinide (MA), it is possible to reduce the proportion of fissile isotopes to total Pu and the attractiveness of the Pu produced in the blanket. Moreover, a radial blanket-free core is also possible. The merits and demerits of each method are described for the practical optimization of a core concept.

論文

The Impact of americium target in-core loading on reactivity characteristics and ULOF response of sodium-cooled MOX FBR

山路 哲史; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努

Nuclear Technology, 171(2), p.153 - 160, 2010/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.36(Nuclear Science & Technology)

MA均質装荷炉心(3wt%MA)を参照炉心として、MAターゲット装荷法(20wt%MA)が炉心の反応度特性及びULOF応答特性に及ぼす影響を評価した。本研究のMAターゲット装荷法は、炉心径方向反応度分布を平坦化し、ULOF時の投入反応度を低減し、出力上昇速度を遅くできる。ターゲット領域の燃料最高温度は内側炉心のそれに比べて高くなることはなく、融点を十分に下回っている。このターゲット装荷法は炉心反応度特性及びULOF応答特性の観点から優れているといえる。

論文

Study on FBR core concepts for the LWR-to-FBR transition period

丸山 修平; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1548 - 1556, 2009/09

As part of the Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT), sodium-cooled fast reactor core design efforts have been made to cope with the TRU fuel composition changes expected during an LWR-to-FBR transition period. Since there are remarkable correlations between the burnup reactivity and the safety parameters such as the sodium void reactivity and the Doppler coefficient, it is possible to identify the design envelopes including any TRU compositions in the LWR-to-FBR transition period. The key core characteristics are assessed for both U-Pu core (Pu recycle scenario) and TRU core (TRU recycle scenario). As a result, general characteristics in the FaCT core design to cope with TRU composition changes are grasped.

論文

Fast reactor core design studies to cope with TRU fuel composition changes in the LWR-to-FBR transition period

川島 克之; 丸山 修平; 大木 繁夫; 水野 朋保

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9288_1 - 9288_7, 2009/05

高速炉で軽水炉使用済燃料回収TRUを受け入れる際には、予想されるTRU組成の変動を考慮して炉心特性を評価しておく必要がある。本検討では、出力750MWeのFaCT中型炉MOX燃料炉心(高内部転換型炉心)において、種々の軽水炉使用済燃料回収TRU組成、並びにそれらを高速炉でリサイクルしたときのTRU組成に対する炉心特性の依存性とその炉心設計範囲を明らかにした。

論文

FBR core concepts in the "FaCT" Project in Japan

大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09

日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。

報告書

制御棒引抜時の出力歪に対する局所フィードバック反応度の影響

川島 克之; 水野 朋保

JAEA-Research 2008-047, 12 Pages, 2008/04

JAEA-Research-2008-047.pdf:2.5MB

FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)の一環として、ナトリウム冷却大型高速炉炉心における制御棒引抜時の出力歪に対する局所フィードバック反応度の影響を検討した。一点近似炉心動特性モデルを使用した制御棒引抜事象(UTOP)の過渡解析においては、定常時の炉心状態であらかじめ求めた制御棒引抜量,投入反応度と出力歪の関係を過渡時においても適用している。しかしながら、過渡時の出力歪は、引抜制御棒周辺の温度上昇によるフィードバック反応度により、時間遅れはあるものの、定常時に求めた出力歪とは異なってくる可能性があると考えられる。そこで、引抜制御棒周辺の温度上昇を模擬した炉心計算モデルを構築して、制御棒引抜時の出力歪を計算し、それを定常時の炉心状態で求めた出力歪と比較検討した。その結果、過渡時模擬炉心において、引抜制御棒周辺の燃料集合体の温度上昇に伴う反応度相当分を考慮することにより最大線出力比は定常時炉心の1.39に対して1.30まで低減され、炉心径方向出力分布の歪が大幅に緩和されるとの見通しを得た。

報告書

炉心・燃料(燃料形態)の技術検討書 - 平成11年度報告 -

池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 川島 克之*; 黒澤 典史; 坂下 嘉章

JNC-TY9400 2000-021, 452 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-021.pdf:16.64MB

中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。調査研究を推進するに当たり、5つの観点((1)安全性、(2)経済性、(3)資源有効利用、(4)環境負荷低減、(5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、各種冷却材、燃料形態及び炉心サイズの組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、炉心・燃料特性を把握・比較した。さらに、今後の研究・開発課題を明らかにし、実用化炉心燃料候補を選定するためのデータ・ベースを構築した。本報告書は、平成11年度検討成果を、フェーズI中間報告として報告するものである。主な成果を以下に示す。(1)MOX燃料は、金属燃料、窒化物燃料と比べ使用実績が豊富であり、技術開発も先行しているが、金属燃料、窒化物燃料の方が増殖比・倍増時間の点でより良い特性を示している。(2)金属燃料は、燃料と被覆管との共存性が劣るため、最高使用温度が制限され(炉心出口温度:510$$sim$$530$$^{circ}C$$相当)、高温化には改良被覆管等の開発が必要である。(3)窒化物燃料は、事故時の窒素乖離や15N濃縮の経済性に係わる課題がある。(4)金属燃料は高燃焼度実績が乏しく、窒化物燃料ではさらに実験的知見が不足しているので、実用化のためには高燃焼度挙動に関する知見取得と実績の蓄積が必要である。(5)冷却材として、ナトリウム、重金属、ガスの間に、特に優越は見られない。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討 ‐ 平成11年度報告 -

池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 川島 克之*; 黒澤 典史; 坂下 嘉章

JNC-TN9400 2000-068, 337 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-068.pdf:12.64MB

中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計についての平成ll年度検討成果を、フェーズIの中間報告として報告するものである。本FBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、調査研究を推進するに当たり、5つの観点((1)安全性、(2)経済性、(3)資源有効利用、(4)環境負荷低減、(5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、ナトリウム冷却炉を対象に、各種冷却材、燃料形態及び炉心サイズの組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、それらの炉心・燃料特性を把握した。さらに、今後の研究・開発課題を明らかにし、実用化炉心燃料侯補を選定するためのデータ・ベースを構築した。主な成果を以下に示す。(1)酸化物燃料大型炉心において、運転サイクルの長期化には限界がある。倍増時間短縮を狙った酸化物燃料炉心に関し、倍増時間30年以下が可能である。(2)MA添加率5wt%HMにおけるMA変換率は酸化物燃料炉心で11%/サイクル程度である。酸化物燃料、金属、窒化物燃料形態間の差は小さい。(3)低除染燃料の適用性については、設計要求であるFP混入率:約2vol%に対し、設計対応が可能な見通しである。(4)下部軸ブランケット部分削除方式及び径方向非均質炉心の採用等により、炉心特性への影響が小さい再臨界回避の概念が可能である。(5)金属燃料と窒化物燃料は、ほぼ同様の炉心核特性であり、実用化の目標に合致する燃料形態である。

報告書

大型FBRにおける高速中性子フルエンス低減化の炉心設計検討

川島 克之; 池上 哲雄

PNC-TN9410 98-038, 42 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-038.pdf:1.13MB

大型FBR炉心では、燃料集合体が被る高速中性子照射量(フルエンス)が炉心高燃焼度化の制限要因となっている。そこで、取出平均燃焼度に対する最大フルエンスの比(PFB比: Peak Fast Fluence To Average Burnup比)を従来の炉心より小さくするための設計検討を行い、次の結論を得た。(1)PFB比低減に係る設計パラメータを摘出し、PFB比の評価式として、PFB比∝注目点の出力ピーキング係数/注目点fissile富化度$$times$$注目点の照射時間/炉心平均照射期間を得た。(2)均質炉心の設計に適用できるPFB比低減方策を具体化した。粗調整棒運用(炉心中心よりの粗調整棒の挿入量を大)による中性子束分布平坦化および多段階バッチ燃料交換(炉心中心よりの燃料集合体ほどバッチ数を小)による照射期間短縮が有力である。(3)これらのPFB比低減方策を大型炉の炉心設計(1000MWe$$^{2}$$ 領域均質炉心)に適用し、ピーク出力密度や燃焼度等、他の炉心特性への影響を抑えつつ、15$$sim$$18%程度のPFB比低減効果を得た。

報告書

FP消滅処理用原子炉の研究

高下 浩文; 川島 克之; 小無 健司; 笹尾 信之; 岸本 洋一郎

PNC-TN8410 91-239, 118 Pages, 1991/08

PNC-TN8410-91-239.pdf:2.72MB

前報(PNC N8410 90-057)でFP消減炉の消減率と炉心パラメータの関係を報告した。本報告書ではその結果を踏まえ、消減炉を改良し、核計算,燃焼計算を行い、FP消減炉の最適化を目指した。FPとして187Csを選び、燃焼反応度,出力ピーキング係数を通常の高速炉並に設定し、その範囲内で消減率の高い炉心をサーチした。核定数には高速炉用群定数JFS-3-J2を、炉心計算には拡散計算コードCITATIONを用いた。燃焼反応度,出力ピーキング係数及び消減率の最適化された消減炉の構成と特性が判った。Cs領域で平均熱中性子束3$$times$$1015n/cm2・sが得られた。187Csの消減量は年間220.5kgである。消減率は3.84%/yで自然崩壊の約1.7倍である。現行の高速炉の条件範囲内でFP消減炉の最適化を行った。その結果、平均熱中性子束3$$times$$1015n/cm2・sの消減領域を得ることが可能であることが判った。しかし、187Csは中性子吸収断面積が小さい($$sigma$$c=0.25b)ので、本消減炉でも十分な消減率は得られなかった。187Csをより効率的に消減するには、現行の高速炉の範囲を越えた革新的な炉心を考える必要がある。また、本消減炉は187Csよりも中性子吸収断面積の大きい129Iや99TcなどのFP核種であれば有効であると考えられる。

論文

Effect of Fuel Pin Pitch on Core Characteristics of Large LMFBR

三木 一克*; 川島 克之*; 井上 孝太郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(1), p.71 - 73, 1981/01

None

口頭

制御棒引抜時の出力歪に対する局所フィードバック反応度の影響検討

川島 克之; 水野 朋保

no journal, , 

ナトリウム冷却大型高速炉炉心において、制御棒引抜時の出力歪に対する局所フィードバック反応度の影響を検討した。過渡時模擬炉心において、引抜制御棒周辺の燃料集合体の温度上昇に伴う反応度相当分を考慮することにより、炉心径方向出力分布の歪が緩和されるとの見通しを得た。

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