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報告書

軽水炉再処理及びMOX加工技術の国際競争力に関する調査

山村 修*; 湯本 鐐三; 横内 洋二*; 久保 和美*; 田中 康博*

JNC-TJ9440 99-019, 106 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-019.pdf:4.03MB

軽水炉再処理及びMOX加工技術について、核燃料サイクル開発機構殿(以下「サイクル機構」という)が開発・所有する技術の適切な移転及び施設の活用方策の検討に資するため、これらの技術が国際競争力を持つために必要な諸課題の調査を行うと共に、軽水炉でのプルトニウム利用に関して、主にアジア地域を対象としたマーケットニーズを調査するものであり、次の3項目に分けて調査した。(1)サイクル機構が開発した軽水炉再処理及びMOX加工技術が国際競争力を持つための諸課題(技術的課題以外)の調査(2)軽水炉再処理技術が国際競争力を持つための技術的な課題の調査(3)軽水炉でのプルトニウム利用に関する海外マーケットニーズの調査(1)について、輸出入及び核燃料輸送に関わる法的規制をサーべイし、次いで海外の再処理及びMOX関連企業の取り組み状況の調査、再処理等の事業展開を図る際の基本的要件及び事業化方策の検討、さらに、国際競争力を確保するための課題を整理した。(2)について、国内保有技術を基本として処理能力400tU/年のモデルプラントを設定し、国際競争力の更なる向上を目指した技術的課題を摘出した。課題の摘出の考え方は、コスト低減化および安全性向上を年頭において、1)プロセスの簡素化・装置の小型化、2)廃棄物発生量の低減、3)装置信頼性の向上、4)廃棄物処分の考慮、5)環境対策の考慮、の五つの観点から検討した。(3)について、アジア地域のエネルギー需要と電力事情、原子力発電開発状況などを調査し、原子力発電に伴う使用済燃料の発生量及び蓄積量を検討し、使用済燃料の蓄積プレッシャーから潜在的な再処理需要を推定した。これから韓国、台湾、中国における再処理及びMOX加工施設の導入時期及び規模を予測した。これらの調査・検討に当たって、海外に営業拠点を有する企業(富士電機(株)、日揮(株))の協力を得た。

報告書

もんじゅコンクリート放出水挙動確認試験

九万田 篤史*; 横内 洋二*; 梶原 美格*

PNC-TJ9409 97-004, 217 Pages, 1997/09

PNC-TJ9409-97-004.pdf:9.36MB

本報告書は、加熱されたもんじゅ実機躯体コンクリートからの放出水量について、試験結果を取りまとめたものである。目的動燃殿にて実施されている「ASSCOPS解析によるもんじゅの安全総点検に係わる漏えい燃焼解析に関する諸評価」に資するため、もんじゅ実機躯体コンクリートから抜き出したコア(100mm$$phi$$$$times$$500mmL)用いて放出水挙動確認試験を実施した。

報告書

コンクリートからの放出水測定実験 -ナトリウム漏洩燃焼実験-IIにおける放出水量の推定-

梶原 美格*; 横内 洋二*; 照沼 和幸*

PNC-TJ9409 97-002, 425 Pages, 1996/12

PNC-TJ9409-97-002.pdf:24.76MB

本報告書は「ナトリウム漏えい燃焼実験-II」における加熱コンクリートからの放出水量評価に資することを目的として実施した「コンクリートからの放出水測定実験」結果を取りまとめたものである。実験結果の要約を以下に示す。(1)実験前コンクリートコアの含水率測定結果コア全量で行った含水率試験では、昭和60年度作成パネルより採取したコアが4.41%、昭和61年度製作パネルより採取したコアが4.63%であり、約0.5%昭和61年度製作パネルの方が大きかった。これらの値は、前回実施の「SOLFA-1試験装置のコンクリート試験検査」で測定された実験前平均含水率4.21%と比較しても同レベルにあると考えられる。(2)予備実験(昇温確認)コア加熱用マイクロヒータが所定の昇温速度能力を所有していることの確認実験を行った。その結果マイクロヒータは所定の昇温速度能力を所有していることを確認した。(3)基礎実験結果耐熱シール材使用型(No.1-1,No.5-1)及び、円筒容器使用型(No.2-1,No.3-1)による基礎実験結果より、No.4-1以降の試験体型を円筒容器使用型に決定した。(4)本実験結果(a)放出水量は同一条件でもデータにばらつきがあるが、加熱速度が高くなると放出水量も高くなるという結果を得た。(b)加熱条件が相違した場合は、上記の要因以外に加熱速度や加熱時間の影響も大きいと考えられる。すなわち、温度到達時間や持続時間により放出水量が大きく異なり、同一温度の放出水量であっても加熱速度が早いほどコンクリートからの放出水量は小さいものと考えられた。これらの点を考慮して、土木学会コンクリート標準示方書〔施工編〕15.8に基づいて積算加熱温度化することにより放出水量との関係がある程度一定の傾向が得られた。

報告書

SOLFA-1試験装置のコンクリート試験検査

横内 洋二*; 照沼 和幸*; 春日 忠造*

PNC-TJ9409 97-001, 481 Pages, 1996/11

PNC-TJ9409-97-001.pdf:12.45MB

本試験検査では、動燃大洗工学センター殿施設内設置のSOLFA-1試験装置で実施した「もんじゅ」2次系ナトリウム漏えい事故の原因究明を目的とした「ナトリウム漏えい燃焼-II」の試験装置コンクリートパネルについて、物理試験、化学試験等を行なった。試験項目は(1)実験前検査(2)実験後検査(3)実機調査整合性試験(4)SOLFA-1試験装置のコンクリートの経年劣化に関する検討である。実験前後の検査結果の比較から、ナトリウム漏えい燃焼実験-IIによる加熱後の影響によってコンクリートの物理的及び化学的影響の程度を定量的に把握することができた。また、実機調査整合試験の結果は、実機調査結果とほぼ整合していることが確認できた。さらに、経年劣化に関する検討からSOLFA-1試験装置のコンクリートについて経年劣化の程度は無視し得るとの情報が得られた。

報告書

照射済燃料の乾式分離、抽出技術に関する調査・検討

湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*

PNC-TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03

PNC-TJ9409-96-002.pdf:2.64MB

照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。

報告書

高速増殖炉技術読本

前田 清彦; 横内 洋二; 飯沢 克幸*; 青木 昌典; 青山 卓史; 大谷 暢夫; 谷田部 敏男

PNC-TN9520 91-006, 0 Pages, 1991/07

PNC-TN9520-91-006.pdf:23.29MB

要旨なし

報告書

「常陽」MK-II A型特殊燃料集合体(PFD010)の照射後試験 燃料要素の破壊試験

吉川 勝則*; 桑島 幸夫*; 横内 洋二*

PNC-TN9410 90-193, 1 Pages, 1990/12

PNC-TN9410-90-193.pdf:0.66MB

「常陽」MK-IIA型特殊燃料集合体PFA010(100MW第5サイクル$$sim$$第8サイクル,集合体平均燃焼度約38,100MWd/tは「もんじゅ」仕様燃料要素の高線出力挙動の把握,FCCI低減を目的として照射したTiコーティングピンの燃料挙動のCPトラップ材の炉内環境下における特性を把握するため照射後試験に供されたものである。照射燃料試験室(AGS)では,4本の燃料ピンを対象に被覆管硬さ,燃焼率,X線回折,融点測定試験を実施した。主な結果を以下にまとめて示す。1)被覆管硬さは,照射前に比べ燃料カラム下端側で硬化しており,上端側で同程度の硬さであった。2) 中心ピンの燃料カラム中心位置での燃焼率は,4.63atom%(42,100MWd/t)であった。3) X線回析測定によるO/Mは,通常ピン-1.995,1.996Tiコーティングピン-1.986であった。通常ピンとTiコーティングのピンO/M比の違いから,TiコーティングピンのTiの酸素ゲッタ作用が僅にあると思われる。4) CPトラップ材のX線定性分析からNiメッキ表面はNiとMnの固溶体を形成していると考えられるが,これらの物質の同定までには致らなかった。5) 燃料融点は,Tiコーティングピン2703°C,通常ピン2659°C及び2700°Cであった。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料集合体(PFD105)の照射後試験燃料要素の破壊試験

桑島 幸夫*; 川澄 清一*; 横内 洋二*

PNC-TN9410 90-191, 1 Pages, 1990/03

PNC-TN9410-90-191.pdf:2.84MB

「常陽」MK-II炉心燃料集合体PFD105は炉心装荷位置1D1において100MW第3サイクルより第8サイクルまで照射されたもので,集合体平均燃焼度は約48.300MWd/t,集合体最大中性子照射量は約7.68$$times$$1022n/cm2(E$$geq$$0.1MeV)である。射試料試験室(AGS)では,1次取替燃料集合体の中で最大燃焼度を有するPFD105の燃料,被覆管の健全性確認及び照射挙動を把握するために3本のピンを対象として金相試験,被覆管硬さ試験,被覆管密度測定,燃焼率測定,融点測定及びX線回析測定を実施した。その結果を要約すると,下記のとおりである。1)燃料組織は,燃料カラム中央付近に中心空孔(約0.64mm)及び柱状晶領域が観察された。残留ギャップ幅は,製造時の170$$mu$$m(直径)から約14$$mu$$mまで減少していた。2)被覆管内面に,最大25$$mu$$mの複合腐食が観察され燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)が認められた。3) 被覆管硬さと照射温度の関係は,照射温度510°C以下においては照射により硬さ値が増加するが,570$$sim$$600°Cでは照射前に比べほとんど変化が認められなかった。4) 燃焼率のピン軸方向分布及び集合体径方向分布は,実測値とESPRIT-J計算値が良く一致していた。5) 燃焼度59000MWd/tにおけるPu富化度30%の燃料融点は,2692$$pm$$13°CでありO/M比は1.986$$pm$$0.002(製造時O/M:1.97$$pm$$0.002)であった。

報告書

燃料材料開発部における照射後試験

鹿倉 栄*; 松島 英哉*; 柴原 格*; 横内 洋二*; 樫原 英千世*

PNC-TN9420 89-004, 0 Pages, 1989/10

PNC-TN9420-89-004.pdf:2.6MB

燃料材料開発部では,昭和46年に照射燃料試験施設の運転を開始して以来,照射材料試験施設,照射燃料集合体試験施設において,多種多様な照射済燃料材料の照射後試験を実施してきた。本報告書は,これら3施設における照射後試験の内容を調査整理したものであり,燃料材料開発部における照射後試験技術開発計画,燃料材料開発計画及び,照射試験計画の立案等に資することを目的としたものである。調査結果は,1)主要な照射後試験対象2)照射後試験施設3)照射後試験の内容に分類整理した。

報告書

新型燃料の開発状況のまとめ

鈴木 隆平*; 横内 洋二*; 小泉 益通

PNC-TN9410 89-037, 32 Pages, 1989/03

PNC-TN9410-89-037.pdf:0.74MB

現在のウラン-プルトニウム混合酸化物燃料(以下,「MOX燃料」と略す。)と比較し将来これに勝るものと期待して,種々の新しい燃料が取り上げられている。そこで,新型燃料をMOX燃料と適切に比校評価するために新型燃料に関した調査・評価を行った。これらの評価は,今後の燃料選択に当たり,どのようにするかの政策決定に資するものである。日本,ヨーロッパにおいては,MOX燃料を基本路線として開発を進めている。但し,ヨーロッパにおいては以前から炭化物,窒化物の研究開発(製造法,物理化学的性質,炉内照射挙動等)が実験室規模で継続されて来ている。今までの調査,研究から仏,英,スイス及び西独では,今後,炭化物燃料から窒化物燃料へ開発の重点を絞って進めようと計画している。米国(DOE)においては,MOX燃料を同様に本命として開発してきたが,金属燃料・小型炉を中心路線として進めることを決定し(1985年),期待通りいかなかった場合には,我が国のMOX,大型実証炉ヘアクセス出来るオプションを確保したい考えである。

報告書

中間炉サイクルの導入効果の検討(I) 高転換軽水炉について

山口 隆司; 横内 洋二*

PNC-TN9410 88-138, 94 Pages, 1988/10

PNC-TN9410-88-138.pdf:4.15MB

昭和62年原子力開発利用長期計画(以下,「長計」と略す。)専門部会第2分科会でFBR以外でのPu利用方策が審議され,この中で高転換軽水炉(以下,「HCLWR」と略す。)の可能性が述べられた。その後,日本(三菱,日立,NAIG,原研),フランス,西独においてHCLWRの開発が進められ,中間炉炉型戦略のみならず,その特性からFBR開発計画に影響を与える可能性も出てきた。従って,次期長計改定の審議においてHCLWRが炉型戦略上の1つとして取り上げられる可能性がある。HCLWRは,Puを使用する禍密な集合体を取り扱うことから,ATR,FBR,MOX加工及び再処理等のPuに係わる技術開発を行ってきた動燃は,HCLWRに関して的確な評価ができると考えられる。本報告書では,HCLWRの中間炉としての可能性の検討の一環として,HCLWRの特徴,開発状況及び問題点をまとめ,さらに動燃内での今後の取り組みについて考察した。

報告書

Pulsed Magnetic Welding 装置の調査報告

鹿倉 栄*; 飛田 典幸; 関 正之; 蔦木 浩一; 横内 洋二*

PNC-TN8420 87-003, 88 Pages, 1987/05

PNC-TN8420-87-003.pdf:19.7MB

将来の商業規模MOX燃料要素の製造,あるいは,新被覆管材料への適用を図り,高品質低コスト燃料要素を製造するために,従来より採用されているTIG溶接法以外の溶接法について,その可能性を把握する。 (方法) 各国で燃料要素加工に採用している溶接法の調査結果から最も有望とされているPulsedMagnetic Welding(以下PMWと称す)法の文献調査を行うとともに,昭和62年10月に開かれた日米専門家会議においてPMW法による試験片の製作を依頼した。製作された試験片を用い各種試験検査を行い,溶接特性を評価した。 (結果) 文献の調査結果では,PMW装置の原理,構造,溶接性及び検査方法についての概略を把握することができた。 試験片を検査した結果,接合部の断面は波状になり固体圧接法特有の現象が観察された。 また,機械的強度については,TIG溶接法と同等の強度を示した。 (結論) 今回調査したPMW装置は,今後新材料の開発に伴い,TIG溶接法で溶接不可能な材料が採用された場合,また,製造工程の簡略化による製造コストの低減化を推進する場合等には特に魅力的な溶接方法である。 しかし,わが国においても本装置は開発段階にあり,実用化には期間が必要である。また,燃料要素の実機製造法として採用するには,更に十分な開発を行う必要がある。

報告書

Certificate and Records of Halden IFA-554/555 Test Fuel Rods in PNC. Irradiation Program

小松 純治*; 横内 洋二*; 関 正之; 加藤 直人*; 飛田 典幸

PNC-TN845 85-09, 57 Pages, 1985/09

PNC-TN845-85-09.pdf:2.47MB

None

報告書

ATR実証炉プルトニウム燃料集合体のSGHWRにおける照射試験(III)Type-E燃料集合体の製造・加工・検査および輸送

横内 洋二*; 佐藤 政一*; 照沼 直利*; 横須賀 好文*; 堤 正順*; 増田 純男; 鈴木 猛*; 山本 一也*

PNC-TN841 85-25, 125 Pages, 1985/03

PNC-TN841-85-25.pdf:10.92MB

新型転換炉実証炉プルトニウム燃料集合体のSGHWRType-E照射試験 新型転換炉実証炉燃料の信頼性および健全性を確認するため,SGHWRにおいて36本クラスタのPuO2-UO2燃料集合体(Type-E)の照射試験を実施中である。 Type-E燃料集合体の設計については,PNCZN841-83-91においてすでに記述したが,本報告書はType-E燃料集合体に関わる製造・加工・検査および輸送に関する事項をとりまとめたものである。 Type-E燃料集合体の製造は昭和58年9月に開始されたが,一部の燃料要素に要求されたペレット-被覆管ギャップが150$$mu$$mと小さく,このため,燃料要素の充填,加工に多大の労苦を経験した。 昭和59年2月には,シュラウド管挿入試験を終了し,同年4月初旬,英国Winfrithへ向けて東海事業所を出荷された。同年5月中旬には,航空便にて送られたシュラウド管・上部ハウジング等の組込作業を終了し,また,同年8月末にはSGHWRはフルパワーに達した。 現在,本燃料集合体は健全に照射続行中である。

報告書

「軽水炉用」プルトニウム富化燃料のHBWR(第二次)照射試験(III)IFA-529燃料集合体の照射データ中間報告

横内 洋二*; 久保 稔; 安部 智之*

PNC-TN841 84-42, 326 Pages, 1984/06

PNC-TN841-84-42.pdf:5.83MB

軽水炉用プルトニウム富化燃料に関する第2次HBWR照射試験の照射データの中間報告 本照射試験は,軽水炉へのプルトニウム利用技術開発の一環であり,ノルウェー国ハンデン炉 (HBWR)を利用した試験としては,第1次試験(IFA-514)に続く,第2次試験である。本試験の目的は,軽水炉用プルトニウム燃料の照射特性の確認(混合転換法により製造された原料を用いた燃料を含む)及び照射パラメータ(ペレット-被覆管ギャップ)による照射挙動のちがいの把握である。さらに本試験により得られる照射中の計装データを用いて新型転換炉燃料設計用コードの信頼性向上を図ることができる。本報告は,昭和57年度までに得られたIFA-529の照射データをまとめたものである。 本集合体の照射は昭和55年6月30日から昭和58年1月2日まで約30ケ月順調に照射が続けられており,昭和60年度まで照射する予定である。この照射期間中に記録した照射特性は以下の通りである。 最大集合体出力245kW 最大線出力500W/cm 最大燃焼度14,133MWd/tMOX 稼動率(稼動日数/照射日数)47.4%

報告書

NSRRによる混合酸化物燃料の破損挙動に関する研究(II)(第1次照射実験結果の解析・評価)

横内 洋二*; 上村 勝一郎*; 古田土 和雄; 山口 俊弘*; 森田 由紀夫*

PNC-TN841 84-23, 190 Pages, 1984/05

PNC-TN841-84-23.pdf:3.76MB

混合酸化物燃料の反応度事故時の破損しきい値を求めるとともに,PIEデータの解析を行いATR及びプルサーマル燃料設計に反映する。 第1次照射実験として,PWR標準燃料と同一寸法で,プルトニウム富化度6.33w/oの混合酸化物燃料棒を10本,NSRRで照射を行い,PIE効果・解析により次の結論を得た。 1)今回実験した混合酸化物燃料の破損しきい値は,250$$sim$$256cal/gの間にあることが確認できた。これは,標準燃料(UO2燃料)の破損しきい値253$$sim$$264cal/gよりやや低いが,ほぼ一致している。 2)照射後試験の結果からは,特にUO2燃料の場合と異なる挙動は見い出せなかった。 3)照射試験の結果から,つぎの特性と発熱量との間には,強い相関が見られ, 150$$sim$$190cal/g以上で急激に変化がはげしくなるのが観察された。 ペレット結晶粒径 被覆管結晶粒径 被覆管硬さ 被覆管外径増加量 被覆管酸化膜厚さ 4)数秒程度のごく短時間のペレットの結晶粒成長開始は,燃料の発熱量が約190cal/g以上加わり,燃料温度が約2000度以上で始まる。 5)高温,超短時間の結晶粒成長は,燃料温度と大きな相関性があり,AINSCOUGHの結晶粒成長モデルを実験解析に適用することができた。 6)ペレットの結晶粒径分布を評価することは,トランジェント時の温度分布の評価に貴重な指標となることを示した。 6)FEAPUS-3コードによるペレットのトランジェント温度計算結果は,結晶粒径分布との間に,整合性がとれており,妥当と言える。

報告書

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料要素II型照射用B型特殊燃料要素の製造報告 燃料要素の加工

横内 洋二*; 関 正之; 栢 明*; 豊島 光男*; 堤 正順*; 蔦木 浩一; 衣笠 学*; 井坂 和彦*

PNC-TN843 84-05, 168 Pages, 1984/04

PNC-TN843-84-05.pdf:8.96MB

高速実験炉「常陽」照射用炉心特殊燃料集合体は,UNIS-B2(以下B2Mと称す)及びUNIS-B3(以下B3Mと称す)から構成されており,高速原型炉「もんじゅ」標準型炉心燃料の確性試験及びプレナム有効容積の異なる3種類(14.7cc,10.4cc,8.0cc)による,内圧クリープ損傷和等に関する照射挙動の調査,ならびに,タグガスの有無により燃料破損位置決め効果試験さらに,被覆管材の確性試験を目的としている。 照射開始時期は,B2Mは第3サイクルから照射されB3Mは,12サイクルまでに照射され燃料要素平均燃焼度約91,000MWD/TMと高燃焼度試験を行う。 本燃料要素の加工は,昭和58年2月に先行試験を実施したのち,同年6月から約1ヶ月間で燃料要素各32本(B2M,B3M)製造終了し,その後自主検査及び官庁検査を行い,同年11月17日に大洗工学センターへ向け出荷した。 さて本報告書は,燃料要素の製造工程データをまとめたものである。また,添付資料には照射後解析等で使用頻度の高いデータをピックアップし共通データとしてまとめ,さらに,燃料要素個々のペレット配列をまとめたものを詳細データとして掲載した。

報告書

FBR原型炉用パッド付ラッパ管の試作報告 昭和57年度試作管の非破壊・破壊検査結果

横内 洋二*; 河田 東海夫*; 金田 健一郎*; 石川 敬志*; 後藤 達朗*; 石橋 藤雄*

PNC-TN841 84-67, 187 Pages, 1984/04

PNC-TN841-84-67.pdf:10.68MB

高速増殖炉原型炉「もんじゅ」用のパッド付ラッパ管試作・評価を行い,燃料設計および実機材製作へ反映させる。 FBR原型炉「もんじゅ」用パッド付ラッパ管の57年度試作管が,神戸製鋼,新日鐡,日本鋼管,住友金属の各社より5本ずつ,計20本が昭和58年4月$$sim$$11月に渡って納入され,プルトニウム燃料部設計開発課において非破壊・破壊の受入検査を実施した。 本試作管は,56年度に続く2回目の試作であり,各仕様規格に高い精度がが求められている。 寸法測定の結果,各社ともに56年度試作管との比較では改善されていたが,非破壊・破壊の試作検査項目全てを満足する製造者は見られなかった。

報告書

FBR燃料用中空ペレットの製造試験報告

横内 洋二*; 雪 隆司*; 衣笠 学*; 鈴木 満*; 山本 純太*

PNC-TN843 84-02, 34 Pages, 1984/02

PNC-TN843-84-02.pdf:2.48MB

一軸乾式金型成形機(ヨシヅカ社製PCH-15SU型)を用いて,量産時と同様の自動充填機構によりFBRタイプの中空ペレットの成形試験を行い,以下の結論を得た。▲1現有の乾式成形機を用いて,約1.7$$phi$$mmの中空径を有する焼結ペレットは,量産可能である又,ペレットの長さと外径の比(L/D)は3が限界であった。▲2中空ペレットの成形では,製粒粉末の管理を充分に行う必要があると共に,バインダー及びルブリカントの添加率は忠実ペレットの成形よりも多い方が良好な結果が得られる。▲3コアロッドの設計にあたっては,座屈限界を充分に解析しておかないと,成形時に破損する場合がある。又,その材質は剛性の高いものよりも,靭性の高い素材の方が良い結果が得られた。

報告書

ハルデンHBWRによる燃料照射共同研究

市川 達生*; 柳澤 和章; 堂本 一成*; 横内 洋二*; 岩野 義彦*; 清野 赴*; 上野 信行; 渡海 和俊*; 近藤 吉明*; 寺西 智幸*

JAERI-M 84-031, 285 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-031.pdf:7.12MB

日本原子力研究所がOECDハルデン計画に参加して以来すでに17年が経過した。この間に原研のみならず共同研究を結んだ動燃事業団並びに民間原子力企業体がハルデン沸騰水型原子炉(HBWR:ノルウェー)にて照射試験を行った燃料集合体は36体に及んでおり、更に3体の照射が近いうちに予定されている。これら燃料体の照射試験は日本の軽水型原子炉の燃料研究と深く結びついたものであり、その成果は各社の燃料の研究開発に大きく貢献している。本報は第28回ハルデン委員会開催にあたり過去17年間の国産燃料体照射試験より得られた成果の概要を、ハルデン共同研究合同運営委員会委員がまとめたものであり、1部未解析の照射試験を除き殆んどのものが収録されている。

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