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前田 茂貴; 内藤 裕之; 曽我 知則; 青山 卓史
Nuclear Data Sheets, 118, p.494 - 497, 2014/04
被引用回数：4 パーセンタイル：31.29(Physics, Nuclear)高速炉での
発熱の空間分布の評価では、すべての線放出成分を考慮する必要がある。しかし、アクチニド核種の遅発線の生成収率等のデータはJENDLやENDFのような汎用核データライブラリには格納されていない。すべての線生成を考慮するため、JENDL-3.2及びJENDL-4.0に遅発線データを追加した。この修正版のJENDL3.2及びJENDL4.0を用いて、MATXSLIB形式の多群ライブラリを作成した。高速実験炉「常陽」を対象に、固定線源の輸送問題において本ライブラリを適用したところ、線束が遅発線を考慮しない場合に比べて40%増加することが確認できた。また、この計算値の検証として、計測線付実験装置により得られた測定値と比較したところ、3-12%でよい一致を示した。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.
日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12
「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則; et al.
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12
電力中央研究所と原子力機構の共同研究の下で、国内では初めてとなる照射試験用のNaボンド型U-Pu-Zr金属燃料要素を製造した。高速実験炉「常陽」での照射試験は、被覆管最高温度が873K以上の条件における燃料挙動とステンレス鋼被覆管の内面腐食の評価を目的としている。燃料要素1本あたり200mmのU-20wt%-10wt%Zr金属燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料に用いて、射出鋳造法により製造した。この金属燃料スラグを、ボンドNa及び熱遮へい体や要素反射体などの部材とともに被覆管に挿入したうえで、上下端栓を溶接することにより燃料要素を組立てた。引続きNaボンディングにより、ボンド材のNaを、金属燃料スラグと被覆管の空隙に充填した。製造した6本の金属燃料要素は、検査により製造仕様を満足していることを確認した後、「常陽」の照射装置組立検査施設に運搬された。
堂野前 貴子; 勝山 幸三; 舘 義昭; 前田 宏治; 山本 雅也; 曽我 知則
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.580 - 584, 2011/04
長寿命制御棒開発における課題のひとつとして吸収材-被覆管機械的相互作用(ACMI)がある。高速実験炉「常陽」での制御棒寿命は、吸収材料である炭化ホウ素ペレット(B
C)のスエリングとリロケーションによって引き起こされるACMIによって制限されている。そこで、このACMI抑制のためにBCペレットと被覆管の間のギャップにシュラウド管を挿入した。さらに、ペレット温度を下げるために、ナトリウムをボンド材として採用した。これらの改良の結果、「常陽」制御棒寿命はこれまでの2倍と評価された。本論文では、これらに関する照射後試験結果を報告する。
前田 茂貴; 山本 雅也; 曽我 知則; 関根 隆; 青山 卓史
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.693 - 700, 2011/04
高速実験炉「常陽」では、運転用燃料に比べて核物質量の少ない照射試験用集合体を多く装荷しつつ、運転用燃料の利用効率を向上できるようにするため、炉心燃料の高燃焼度に関する炉心改造を計画している。改善方策として、(1)径方向反射体要素の材質をステンレス鋼からジルコニウム合金に変更することで、中性子反射効率を高め、(2)性能試験及びその後の運用実績に基づき、制御棒価値の設計余裕を合理化することにより制御棒の本数を削減し、炉心の平均燃焼度を増加できることを核計算により確認した。これらの方策により、運転用燃料の利用効率改善と「常陽」の照射能力を向上させることができる。
前田 幸基; 伊藤 主税; 曽我 知則
Transactions of the American Nuclear Society, 102(1), p.742 - 743, 2010/06
高速実験炉「常陽」は日本で最初に建設された高速増殖炉である。「常陽」は1977年の初臨界以来、順調に運転されてきており、1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、高速原型炉「もんじゅ」や後続炉のための種々の照射試験が実施された。2003年には照射試験能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料の照射試験やODS鋼の照射試験等が行われた。これらの成果は、FaCTプロジェクトをはじめGEN-IV等の国際協力にも活用される。今後も「常陽」は世界でも数少ない高速中性子照射炉として高速増殖炉開発に貢献していく。
松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.
JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB
日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。
曽我 知則; 関根 隆; 田中 康介; 北村 了一; 青山 卓史
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 2(2), p.692 - 702, 2008/00
原子力機構では、「常陽」を用いたマイナーアクチニド含有混合酸化物燃料の照射試験を進めている。2回の照射試験が、「常陽」MK-III炉心の第3サイクルにおいて実施された。試験用燃料ピンは、Amを含むMOX燃料(Am-MOX)、又はAm及びNp含むMOX燃料(Np/Am-MOX)を装填した6本である。燃料溶融の有無を確認するため、約430W/cmの高線出力密度で10分間保持する最初の試験が2006年5月に実施された。本試験の後、試験用集合体内の1本のAm-MOX燃料ピンと1本のNp/Am-MOX燃料ピンがダミーピンに交換された。残り4本の試験燃料ピンは2006年8月にMAの再分布挙動を確認するため、「常陽」において24時間再照射された。各試験燃料ピンの線出力密度は、モンテカルロ計算コードMCNPを用いて解析し、その解析値をMK-III炉心で測定されたドシメータの反応率により補正した。これらの試験燃料ピンの燃料溶融の有無,MAの再分布を確認する照射後試験が進行中である。
曽我 知則; 関根 隆; 高松 操; 北村 了一; 青山 卓史
UTNL-R-0453, p.13_1 - 13_8, 2006/03
「常陽」では、Amを最大5%含むAm-MOX燃料と、Np及びAmを各々約2%含むNp/Am-MOX燃料について、キャプセル型照射装置B11による短期及び長期の照射試験を計画している。照射燃料試験施設(AGF)で製造されたAm-MOX燃料ピンとPu燃料技術開発センターで製造されたNp/Am-MOX燃料ピンは、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてB11に装填される。本試験では、「常陽」の試験許可の範囲内で、設計上の燃料溶融を許容することにより、約430W/cmの線出力を達成するとともに、燃焼初期の段階では、燃料挙動を考慮した特殊な運転を計画している。B11照射試験は、2006年5月から開始する計画である。
飛田 公一; 曽我 知則; 三次 岳志
サイクル機構技報, (21,別冊), p.27 - 39, 2003/12
「常陽」の照射性能の向上を目的とした高度化計画(MK-III計画)に対応し、MK-III炉心から新たに使用する遮へい集合体の設計・製作を行なった。また炉心の高中性子束化に伴い、制御棒、反射体について運転経費の削減や廃棄物の低減の観点から寿命の延長が急務となったことから、これら炉心構成要素の長寿命化を目指し、ナトリウムボンド制御棒、フェライト鋼反射体の開発を行なった。本報では、これらの技術開発について設計の観点から報告する。
佐々木 新治; 曽我 知則; 前田 宏治; 伊藤 和寛; 小無 健司*
no journal, ,
「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する技術開発」の一環として、高速実験炉「常陽」を用いた水素化物中性子吸収材及び水素透過防止用コーティングを施した被覆管材料の照射試験及び照射後試験を実施した。本報告では、照射条件評価の結果と、EPMAの分析結果を報告する。
伊藤 和寛; 曽我 知則; 佐々木 新治; 赤坂 尚昭; 原田 晃男; 小無 健司*
no journal, ,
「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速中性子照射下で水素化物中性子吸収材及び被覆管材料の安定性を調べるため、原子力機構の高速実験炉「常陽」を用いて照射試験を実施した。照射は、さまざまのH/M比のHf水素化物及びGd含有Zr水素化物、並びにアルミナ又は酸化クロムで被膜したステンレススチールについて実施した。照射後試験は、FMF, MMF及び原子力科学研究所の燃料試験施設で実施した。その結果、水素化物に割れやかけは観察されず、EPMAによるHfの分布にも顕著な変化は観察されなかった。
曽我 知則; 板垣 亘; 野口 好一
no journal, ,
「常陽」では、さまざまなFBR用燃料,材料の試験を効率的に行うため、冷却材温度を個別に設定できるコンパートメント型の装置や、先進燃料ピンを高強度の容器に収納して照射するキャプセル型装置を開発している。また、リアルタイムで温度を精度良く計測・制御できるオンライン型の装置も実用化している。これらの照射装置は、FBR用材料のほかにも、照射効果の基礎研究や、軽水炉又は核融合炉の材料開発にも利用している。今後は高温照射試験のための装置や、中性子エネルギースペクトルを調節する装置等を加え、照射条件範囲を拡げていく計画である。また、「常陽」に隣接するPIE施設では、照射後に分解した照射装置の部品や、装填していた照射試料を交換したうえで再組立し、「常陽」に再装荷する技術を開発してきた。この再装荷技術は、目標到達前の中間データの取得や、装置寿命を超えて試料の継続照射を可能にしている。
尾形 孝成*; 中村 勤也*; 板垣 亘; 曽我 知則; 青山 卓史; 大久保 努
no journal, ,
U-Pu-Zr合金を燃料とする金属燃料は、増殖率の向上や炉内Pu装荷量の低減などの高速炉の炉心特性向上、小規模でも経済性を確保できる乾式燃料サイクルの適用などの特長を有し、「FBRサイクル実用化研究開発FaCT」の「副概念」に位置付けられている。金属燃料は米国EBR-IIで豊富な照射実績があるが、実用化を考えるうえでは、(1)U-Pu-Zr合金と被覆管との間の液相形成反応を防止する上限温度、(2)被覆管最高温度600
C以上における希土類FPによる被覆管の内面腐食、(3)高燃焼度時の燃料-被覆管の機械的相互作用、などに関する照射データが不足している。そこで、米国の実績を上回る我が国初の照射データを得て、金属燃料の実用性を評価することを目的として、「常陽」照射試験を計画した。
板垣 亘; 曽我 知則; 山本 雅也; 関根 隆
no journal, ,
「常陽」では、高速炉の実用化に向けた燃料・材料開発のための照射試験を行っている。これまでの照射試験の成果として、試験燃料で最高燃焼度144GWd/tを達成したほか、燃料溶融限界線出力試験をはじめとする数多くの燃料及び材料の照射試験を実施し、FBR開発のためのデータを蓄積してきた。炉心を高性能化したMK-III炉心では、自己作動型炉停止機構の炉内試験,温度制御型材料照射装置(MARICO)を用いたODS鋼のインパイルクリープ試験,MA含有MOX燃料の照射試験等を実施した。今後は、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)の一環として、高燃焼度燃料の開発を目的としたODS鋼被覆管MOX燃料の照射試験,高い増殖性能が期待されている金属燃料の照射試験,環境負荷低減を目的とした長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換の照射試験等を実施する。また、軽水炉等の高速炉開発以外の原子力分野や、広範な科学分野における研究開発にも「常陽」を活用していくため、照射機能をさらに拡大するための研究開発を進めている。
中村 博文; 木原 義之; 小山 真一; 田中 康介; 勝山 幸三; 曽我 知則; 前田 茂貴; 竹内 正行
no journal, ,
A lot of technologies and basic data of nuclear fuel cycle are necessary for a realization of partitioning and transmutation on the engineering scale. So the Japan Atomic Energy Agency is now promoting a new program that is an irradiation test of minor actinide (MA)-bearing MOX fuel fabricated by using recovered MAs from spent fuel, namely SmART (Small Amount of Reused fuel Test) cycle concept. This concept is to validate MA recycle in fast reactor fuel cycle system included ADS. It is very important to verify the effect of recovered MAs to fabrication process, irradiation and transmutation behaviour. In order to evaluate the transmutation behavior, the irradiation time should be planned through 3 cycles (180 days). According to pre-analysis, Am content was decreased from 5% to 4.6%, and Np and Cm were increased in the case of 3rd row irradiation in Joyo. Each experiment will be performed at JAEA facilities. Through these actual experiments, consistency and optimization of each process condition, handling technique of highly radioactive material and material balance, transmutation and irradiation behavior can be evaluated.
中村 勤也*; 菊地 啓修; 尾形 孝成*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において金属燃料の照射試験を計画している。これまでの製造技術開発によって確立した鋳造技術,組立技術,分析・検査技術を適用して、国内初の金属燃料要素を製造した。本稿では、金属燃料要素の組立技術について報告する。PNC-FMS鋼被覆管に熱ボンド材(Na),要素反射体,熱遮蔽体及び燃料スラグを充填し、上部端栓を溶接した。燃料要素を加熱した状態で振動を加え、ナトリウムボンディング処理を行った。検査の結果、仕様を満たしていることを確認した。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において金属燃料の照射試験を計画している。これまでの製造技術開発によって確立した鋳造技術,組立技術,分析・検査技術を適用して、国内初の金属燃料要素を製造した。本稿では、射出鋳造法によるU-Pu-Zr合金燃料スラグの製造結果について報告する。燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料にして、アルゴンガス雰囲気グローブボックス内に整備した射出鋳造装置を用いて製造した。検査の結果、仕様を満たしていることを確認した。
中村 勤也*; 尾形 孝成*; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において金属燃料要素の照射試験を計画している。これまでの製造技術開発によって確立した鋳造技術,組立技術,分析・検査技術を適用して、国内初の金属燃料要素を製造した。本稿では、射出鋳造法によるU-Pu-Zr合金燃料スラグの製造結果について報告する。燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料にして、アルゴンガス雰囲気グローブボックス内に整備した射出鋳造装置を用いて製造した。検査の結果、仕様を満たしていることを確認した。
中村 勤也*; 菊地 啓修; 尾形 孝成*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則
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高速実験炉「常陽」において金属燃料の照射試験を計画している。これまでの製造技術開発によって確立した鋳造技術,組立技術,分析・検査技術を適用して、国内初の金属燃料要素を製造した。本稿では、金属燃料要素の組立技術について報告する。PNC-FMS鋼被覆管に熱ボンド材(Na),要素反射対及び燃料スラグを充填し、上部端栓を溶接した。燃料要素を加熱した状態で振動を加え、ナトリウムボンディング処理を行った。検査の結果、仕様を満たしていることを確認した。
