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報告書

2018年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討

石塚 悦男; 松中 一朗*; 石田 大樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 近藤 篤*; et al.

JAEA-Technology 2019-008, 12 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-008.pdf:2.37MB

2018年度の夏期休暇実習として、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施した。この結果、熱出力2MWで約30年、3MWで約25年、4MWで約18年、5MWで約15年の運転が可能であるこが明らかとなった。また、熱的な予備検討として、自然循環冷却かつ可動機器のない発電システムを有する原子力電池のイメージを提案した。今後は、次年度の夏期休暇実習として更に検討を進め、原子力電池の成立性について検討する予定である。

論文

Role of multichance fission in the description of fission-fragment mass distributions at high energies

廣瀬 健太郎; 西尾 勝久; 田中 翔也*; L$'e$guillon, R.*; 牧井 宏之; 西中 一朗*; Orlandi, R.; 塚田 和明; Smallcombe, J.*; Vermeulen, M. J.; et al.

Physical Review Letters, 119(22), p.222501_1 - 222501_6, 2017/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:11.2(Physics, Multidisciplinary)

JAEAタンデム加速器施設で行った$$^{18}$$O+$$^{238}$$U反応における多核子移行チャンネルを用いた実験により、$$^{237-240}$$U, $$^{239-242}$$Np、および$$^{241-244}$$Puの核分裂質量分布を励起エネルギー10$$sim$$60MeVにおいて測定した。これらのうち、$$^{240}$$U, $$^{240,241,242}$$Npのデータは本実験により初めて観測された。原子核の殻効果の減衰によって対称分裂すると予想されていた高励起エネルギーにおいても、質量分布が非対称を示すことがわかった。搖動散逸定理に基づく動力学モデル計算との比較から、この振る舞いはマルチチャンス核分裂によるものであることを明らかにした。

論文

Method to reduce long-lived fission products by nuclear transmutations with fast spectrum reactors

千葉 敏*; 若林 利男*; 舘 義昭; 高木 直行*; 寺島 敦仁*; 奥村 森*; 吉田 正*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.13961_1 - 13961_10, 2017/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Multidisciplinary Sciences)

放射性廃棄物の課題を克服するため、高速炉中性子を利用した6種の長寿命核分裂生成物を元素分離で核変換する技術の開発を進めている。効果的かつ効率的な核変換のため、重水素化イットリウムを減速材としたシステムを考案した。モンテカルロコードMVP-II/MVP-BURNを使った核変換率とサポートファクタの評価を行った。高速炉炉心のブランケット領域および反射体領域に重水素化イットリウムと装荷した場合、すべての核種の実効半減期が10$$^{6}$$から10$$^{2}$$へ劇的に低減し、サポートファクタも1を上回ることが確認できた。この高速中性子を利用した核変換システムは放射性廃棄物の低減に大きく貢献する。

論文

Fission fragments mass distributions of nuclei populated by the multinucleon transfer channels of the $$^{18}$$O + $$^{232}$$Th reaction

L$'e$guillon, R.; 西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; 牧井 宏之; 西中 一朗*; Orlandi, R.; 塚田 和明; Smallcombe, J.*; 千葉 敏*; 有友 嘉浩*; et al.

Physics Letters B, 761, p.125 - 130, 2016/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:7.21(Astronomy & Astrophysics)

It is shown that the multinucleon transfer reactions is a powerful tool to study fission of exotic neutron-rich actinide nuclei, which cannot be accessed by particle-capture or heavy-ion fusion reactions. In this work, multinucleon transfer channels of the $$^{18}$$O + $$^{232}$$Th reaction are used to study fission of fourteen nuclei $$^{231,232,233,234}$$Th, $$^{232,233,234,235,236}$$Pa, and $$^{234,235,236,237,238}$$U. Identification of fissioning nuclei and of their excitation energy is performed on an event-by-event basis, through the measurement of outgoing ejectile particle in coincidence with fission fragments. Fission fragment mass distributions are measured for each transfer channel, in selected bins of excitation energy. In particular, the mass distributions of $$^{231,234}$$Th and $$^{234,235,236}$$Pa are measured for the first time. Predominantly asymmetric fission is observed at low excitation energies for all studied cases, with a gradual increase of the symmetric mode towards higher excitation energy. The experimental distributions are found to be in general agreement with predictions of the fluctuation-dissipation model.

論文

Parametric survey for benefit of partitioning and transmutation technology in terms of high-level radioactive waste disposal

大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.398 - 404, 2007/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.03(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の観点から、分離変換技術の導入効果に関するパラメトリックサーベイを実施した。本研究では、地層処分場面積の削減可能性を導入効果評価の指標とした。評価の結果、マイナーアクチニド(MA)をリサイクルすることで、従来のPUREX法再処理に比べてUO$$_{2}$$-LWRの場合で17-29%、MOX-LWRの場合で63-85%、それぞれ廃棄体定置面積の削減が可能であることがわかった。MOX燃料で効果が大きいのは、長期熱源となる$$^{241}$$Amを回収している効果である。さらに核分裂生成物(FP)を群分離すると、MAリサイクルの場合に比べて、70-80%の面積削減が可能であることがわかった。

論文

Parametric survey on possible impact of partitioning and transmutation of high-level radioactive waste

大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い$$^{241}$$Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO$$_2$$燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。

論文

Conceptual design study of LLFP transmutation fast reactor cores in the "feasibility study" in Japan

永沼 正行; 高木 直行*; 相田 達也; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

FSでは、環境負荷低減の目的からLLFP核変換の検討を行っている。本研究では、LLFPターゲット集合体の装荷法に関する検討、及び、FSフェーズIIの代表的な炉心概念についてLLFP核変換特性の評価を行った。ターゲット集合体の装荷法については、炉内装荷法と炉外装荷法の定量的な比較評価を行い、炉内装荷はLLFPインベントリを低減でき、有望であることが示された。この炉内装荷法を採用し、代表的なFSフェーズII炉心概念を対象に核変換特性を評価した結果、いずれの炉心も増殖性を確保しながら生成した以上のTc・Iを変換できる見通しが得られた。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討(MOX燃料炉心); 2003年度報告

永沼 正行; 小川 隆; 高木 直行; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-039, 160 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-039.pdf:6.24MB

実用化戦略調査研究 (FS) の候補概念であるナトリウム冷却炉 (大型・中型MOX燃料炉心) について、2003年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。本年度は、フェーズII中間まとめの年であり、これまでのFS検討の中で有望と考えられる均質2領域ABLE型集合体炉心について、「コンパクト型炉心」と「高内部転換型炉心」の2つの炉心概念を対象に設計評価を行った。ここで、高内部転換型は、燃料サイクルコスト上、ブランケットを含めた燃料の物量が支配的であり、太径ピン燃料を採用し内部転換を高めることでブランケットの装荷量を極力低減し、全炉心取出平均燃焼度を増加させることで燃料サイクルコストの低減を指向した炉心概念である。以下に、大型炉と中型炉に分けて設計検討の成果をまとめた。(1) 大型炉 (出力 1,500 MWe)コンパクト型と高内部転換型の両炉心概念について、設計要求・目標を満足する炉心を構築した。両炉心概念とも、炉心部取出平均燃焼度150GWd/tで、FBR平衡期向けには径方向ブランケットの装荷無しで増殖比1.04、FBR導入期向けには径方向ブランケットの装荷で1.2程度の増殖比を達成可能である炉心を構築できた。高内部転換型炉心については、ブランケットの装荷割合が小さいため、全炉心取出平均燃焼度は110GWd/t (FBR平衡期向け炉心)・91GWd/t (FBR導入期向け炉心)となり、コンパクト型炉心と比較し20$$sim$$40%程度燃料サイクルコストが向上することがわかった。高内部転換型炉心では、炉心径の増加により建設コストは増加する傾向にあるが、発電単価で比較すると、その影響は燃料サイクルコストの低減に比べて僅かであり、コンパクト型炉心より経済性に優れることが示された。(2) 中型炉 (出力 750 MWe)コンパクト型と高内部転換型の両炉心概念について、設計要求・目標を満足する炉心を構築した。両炉心概念の特徴は大型炉と同様であるが、高内部転換型炉心における発電単価低減の程度は中型炉の方が大きい傾向となることが示された。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

小型高速炉の炉心・燃料設計研究(その3)

三田 敏男; 岡野 靖; 高木 直行; 永沼 正行; 宇都 成昭; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-031, 154 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-031.pdf:10.75MB

実用化戦略調査研究の一環として小型高速炉の概念を検討しており、フェーズIIでは「長期燃料無交換」と「高い受動的安全特性」の2点を主な着眼点として、高速炉特有の特性を活かした小型高速炉の設計研究を実施している。平成15年度は、これまでの検討結果を踏まえて経済性の観点から有望な165MWe制御棒制御型のナトリウム強制循環冷却炉心を検討対象とした。本研究では、20年間燃料無交換運転と出口温度高温化(550$$^{circ}$$C )を目指し、金属燃料のピン径を太径化(15mm以下)、炉心圧損低減(0.75kg/cm$$^{2}$$程度以下)、自己作動型炉停止機構(SASS)に頼らない受動的安全性を確保できる範囲内で冷却材ボイド反応度制限緩和による炉心径の縮小(3m以下)を設計条件として、冷却材ボイド反応度 6 $ 程度と 8 $ 程度の高温化炉心と高温小径化炉心を検討した。本概念として出力分布変動が少なく高増殖性能のポテンシャルの高いZr含有率3領域単一Pu富化度金属燃料炉心を検討して、20年間燃料無交換運転と出口温度高温化(550$$^{circ}$$C)の達成の見通しを得た。高温化炉心と高温小径化炉心はブランケットを有さない炉心で、その性能は夫々、(1)炉心高さ/等価直径:293cm/390cmと260cm/334cm (2)取出平均燃焼度 :77GWd/tと80GWd/t (3)燃焼反応度:1.2% $$Delta$$k/kk'と1.1%$$Delta$$k/kk' (4)増殖比:1.06と1.07であり、両炉心共に制御棒反応度収支、燃料健全性、遮へい性能を満たすことを確認した。また、燃焼による反応度変化が小さいため、制御棒の微調整を要しない長期運転の可能性についても検討した。なお、別途報告予定の安全解析の結果、高温化炉心はATWS時にSASSに頼らないで高温静定する見通しが示されたので、この炉心をフェーズII中間取り纏めの代表炉心に推奨した。更に、本検討のナトリウム冷却小型高速炉を対象として、超臨界圧炭酸ガスタービンによるFeher熱サイクルヘの適用性として熱サイクル4型を検討して、IHX必要伝熱面積が小さくBOP構成が単純な中間型熱サイクルが、単純ブレイトンサイクルで熱効率 33.4%ながら、最も有望であると判断した。

報告書

ヘリウムガス冷却大型高速炉・被覆粒子窒化物燃料炉心の設計検討 (横方向流冷却型概念/縦方向流ブロック型概念炉心); 2003年度報告

岡野 靖; 高木 直行; 三田 敏男; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-027, 203 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-027.pdf:14.07MB

実用化戦略調査研究(以下、FS)では、被覆粒子型窒化物燃料を用いた「ヘリウムガス冷却高速炉」の炉心概念設計を進めている。被覆粒子燃料を二重円筒管内に充填し横方向流により直接冷却する横方向流冷却型概念、及び、固相ブロックに内蔵し縦方向流により間接冷却する縦方向流ブロック型概念について、高燃焼度化(炉心部取出燃焼度120GWd/t)を図りFS設計要求を満足する炉心概念を構築した。各炉心概念の特性・特徴は以下のとおりである。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討; 2003年度金属燃料炉心の検討

杉野 和輝; 小川 隆; 永沼 正行; 高木 直行

JNC-TN9400 2004-030, 117 Pages, 2004/05

JNC-TN9400-2004-030.pdf:4.42MB

FBR実用化時代に求められる高い経済性や安全性の観点から、MOX燃料と比較して高い増殖性能や燃料インベントリの低減が期待できる金属燃料炉心を取り上げ、大型(電気出力1,500MWe)及び中型(750MWe)のナトリウム冷却金属燃料コンパクト型炉心及び高出口温度型炉心の概念を構築した。 ナトリウム冷却MOX燃料炉心と同等の原子炉出入口温度(550$$^{circ}C$$/395$$^{circ}C$$)を目指した高出口温度型炉心の構築においては、新しい出力分布平坦化方策として、従来のピン径の多段階化による方法から、ピン径を単一として燃料のZr含有率を多段階化する方法を適用した。その結果、ナトリウムボイド反応度を大幅に低減でき、それに伴う設計範囲の拡大を炉心のコンパクト化に充てることができた。 熱特性解析として、原子炉出口/入口温度550/395$$^{circ}C$$の条件で開発課題の少ないワイヤ型スペーサの適用を想定して冷却材流量配分計画を策定した。その結果、被覆管内面最高温度について、中型炉心では659$$^{circ}C$$、大型炉心では655$$^{circ}C$$といずれも制限の650$$^{circ}C$$を超過する結果となったが、工学的安全係数の合理化等により満足できる範囲内であると考えられる。 他方、コンパクト型炉心の構築においては、ナトリウムボイド反応度の非均質効果等の改訂を反映させて、2002年度炉心に構築した炉心部取出平均燃焼度150GWd/tを達成する高燃焼度化炉心に対して見直しを図った。 以上示した炉心は、実用化戦略調査研究フェーズII中間まとめに向けて構築した炉心であり、総合評価等の幅広い視点からの検討により、ナトリウム冷却金属燃料炉心概念の相対的ポテンシャルや課題等が明らかになるものと期待できる。

報告書

Na炉、Pb-Bi炉、ガス炉における元素分離LLFPの核変換特性, 2

高木 直行; 永沼 正行; 水野 朋保

JNC-TN9400 2004-028, 105 Pages, 2004/05

JNC-TN9400-2004-028.pdf:4.07MB

実用化戦略調査研究で検討しているNa炉、Pb-Bi炉、ガス炉の炉心周辺領域にLLFP集合体(I及びTc)を装荷した場合の核変換特性を調べた。LLFP集合体の健全性を確保する上では、Iピンの内圧制限及び減速材として用いる水素の減損量制限が主要な設計制約因子となる。いずれの炉心も、達成できる変換率に違いはあるものの、大きな炉心設計対応なしにLLFP集合体を受け入れられる可能性がある。

報告書

小型高速炉の炉心・燃料設計研究(その2)(研究報告)

高木 直行; 宇都 成昭; 水野 朋保

JNC-TN9400 2003-066, 110 Pages, 2003/07

JNC-TN9400-2003-066.pdf:5.15MB

小型高速炉心の反応度制御方式や冷却材循環方式の違いが炉心仕様や特性にもたらす影響を比較評価することを目的として、(1)150MWe反射体制御型・強制循環炉心、(2)150MWe制御棒制御型・強制循環炉心、(3)150MWe制御棒制御型・自然循環炉心、そして(4)50MWe制御棒制御型・強制循環炉心の4種類の炉心について設計検討を行った。本研究では10年間燃料無交換運転の達成を目的としつつ、直近許認可性確保の観点から金属燃料のピン径を8.5mm以下、強制循環冷却炉については、ULOF時の流量確保の観点から炉心圧損を0.75kg/センチメートル程度以下及び受動的安全性強化の観点から冷却材ボイド反応度を2$程度以下とすることを設計の条件とした。反射体制御小型炉は、反射体と少数(4体)の制御棒を組み合わせた反応度制御方式とすることにより、10年間燃料無交換運転ができ、燃焼度は約48GWd/tとなった。ATWS時には、炉心径方向膨張や自己作動型炉停止機構に頼らない受動的安全性を確保できる可能性が示された。制御棒制御炉心では、反射体制御炉心に比べ反射体が炉心に近づくことで臨界性が向上し、燃料集合体数や炉心高さをやや低減できたために、燃焼度やボイド反応度等で僅かながら有利な特性が認められた。安全性については、反射体制御炉心と同等の受動的安全性を確保できる可能性がある。またACMIの観点からは、制御棒を10年間の運転期間中交換なしで利用できる評価結果を得た。一方、反射体制御炉心と同様に、冷却材ボイド反応度抑制のために扁平炉心となり炉心径が3.3mと大きく、また燃料ピン間ギャップは0.64mmと小さいため、今後、経済性や製造性に配慮した対応検討が必要である。自然循環冷却炉心は、炉心圧損低減のために炉心径が3.8m程度と大きくなり、燃焼度は36GWd/t程度となった。安全特性については、自然循環故にLOF事象がないことが特徴であり、他のATWS時挙動は強制循環炉とほぼ同等となる結果を得た。尚、この自然循環炉は増殖比が1.053 (MOC)と高いため、運転期間を15年に延長し、燃焼度を54GWd/t程度とできる可能性がある。50MWe出力の制御棒制御小型炉は、ピン間ギャップ1mmを確保しながらも炉心ボイド反応度制限を満たすことができ、燃焼度は約35GWd/tと低めとなるが、コンパクトな炉

報告書

Na炉、Pb-Bi炉、ガス炉における元素分離LLFPの核変換特性

高木 直行; 永沼 正行; 水野 朋保

JNC-TN9400 2003-054, 84 Pages, 2003/07

JNC-TN9400-2003-054.pdf:4.95MB

Na冷却高速炉、Pb-Bi冷却高速炉及びHeガス冷却高速炉の炉心について、LLFP核変換対応能力を核・熱・材料の観点から検討した。対象LLFPはIとTcの2元素である。核変換の目標性能として、変換量/生成量比1.0、かつ取り出し時核変換率30%の達成を設定し検討を行った。LLFP集合体を装荷した各炉心の熱流力解析においては、いずれの炉型でも、水素透過制限が支配因子となって必要冷却材流量が規定される結果を得た。Na冷却MOX燃料大型炉及びPb-Bi冷却炉では、LLFP集合体を径方向ブランケット領域に装荷する場合、LLFP集合体への必要冷却材流量は全流量の1%程度と少なく、大きな炉心設計対応なしにLLFP集合体を受け入れ、目標の核変換性能を達成できる可能性がある。Heガス冷却炉では、今回の評価範囲では目標の取り出し核変換率を達成できず、さらに広い検討が必要であることが分かった。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討; 2002年度金属燃料炉心の検討

杉野 和輝; 水野 朋保; 高木 直行

JNC-TN9400 2003-056, 62 Pages, 2003/06

JNC-TN9400-2003-056.pdf:3.0MB

これまでの実用化戦略調査研究における検討結果を踏まえて、核特性向上を目指した従来型均質2領域金属燃料炉心を構築し、酸化物燃料炉心との炉心性能の比較を行った。また、金属燃料炉心特有の炉心特性を十分に生かし、かつ、酸化物燃料炉心と同等の出口温度を有する魅力ある高出口温度対応金属燃料炉心概念を構築した。 従来型均質2領域炉心に関する検討の結果、次のことが分かった。・炉心材料の最大高速中性子照射量(En$$>$$0.1MeV)を炉心部取出平均燃焼度150GWd/tの酸化物燃料炉心並み(5$$times$$10の23乗n/平方センチメートル)とした炉心仕様では、酸化物燃料炉心と比較してより高い増殖性やより長い運転サイクルといった金属燃料炉心特有の性能を十分に引出せるが、炉心部取出燃焼度は100GWd/t程度に制約される。ただし、同じ増殖比条件下におけるブランケット領域も含めた実効取出燃焼度は酸化物燃料炉心と同等である。・前述の炉心の核特性を維持しつつ炉心部取出平均燃焼度を150GWd/tに延長させるためには、炉心材料の照射変形量を酸化物燃料炉心並みに低減させる必要がある。また、最大高速中性子照射量(En$$>$$0.1MeV)は7$$sim$$8$$times$$10の23乗 n/平方センチメートルに及ぶ。 高出口温度対応炉心について検討を行った結果、次のことが分かった。・最大燃料ピン径を8.5mmに制限し、ピン径を従来の3領域から2領域とした炉心・燃料仕様としても、被覆管内面最高温度摂氏650度の条件において、炉心出口/入口温度を酸化物燃料炉心と同等の摂氏550/395度とできる見通しである。・増殖比目標1.0程度から1.2に対して、径ブランケットあるいは下部ブランケットの付加は不要であり、上部軸ブランケット長さの調整のみで対応可能である。

論文

Design Study on Sodium Cooled Fast Reactor Core Loaded with LLFP Transmutation Sub-Assemblies

高木 直行; 水野 朋保

International Conference on Global Environment and, 0 Pages, 2003/00

LLFP集合体を装荷した1500MWe出力MOX燃料Na冷却大型炉心の工学的設計検討を行った。ヨウ素化合物ピンまたはテクネシウム金属ピンとZr-Hピンを混載してLLFP集合体を構成した。LLFP集合体の様々な装荷パターンについて核熱解析を実施した。LLFP集合体へ必要冷却材流量は一次冷却系の10%程度ととな、Na冷却大型炉心を用いてLLFP核変換を行うには、減速材被覆管の水素透過抑制策の適用や、LLFP集合体への十分な流量確保のために流配区分の細分化や出力分布の更なる平坦化等の設計対応が必要である。

論文

Transmutation of cesium-135 with fast reactors

大木 繁夫; 高木 直行

OECD/NEA第7回分離変換(P&T)情報交換会議, 943 Pages, 2003/00

長半減期核分裂生成物の一つである135Csについて、発電用高速炉を用いてどこまで核変換が行えるか限界を見出すための検討を核的観点より行った。使用済燃料からの135Csの回収を元素分離で行う場合、同位体である135Csから核変換による減量分に匹敵する135Csが新たに生成されることが問題となる。元素分離での135Cs核変換性能の改善のため、(1)弱い中性子減速材の使用,(2)137Cs崩壊後分離によるインベントリ増加,(3)照射・冷却繰り返し法を検討し,それぞれが改善効果を有することが分かった。しかし、十分な大きさの変換量と変換率を得るには至らず,元素分離での135Cs核変換の困難性が明確となった。

論文

LMFBR Design and its Evolution, 2; Core Design of LMFBR

水野 朋保; 宇都 成昭; 高木 直行

Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (Internet), 0 Pages, 2003/00

ナトリウム冷却炉心の設計研究を行った。MOX燃料炉心では、仮に炉心損傷事故が生じた場合の即発超臨界を回避するために軸方向ブランケットを一部削除した集合体を有する炉心概念について検討し、内部転換比を高めることで運転サイクル長さ26ヶ月、炉心・ブランケット平均取出燃焼度100GWd/t等の発電コスト低減化に優れた概念を構築した。同様の検討を金属燃料炉心についても行った。その結果、優れた増殖性能によりMOX燃料炉心と同出力規模で運転サイクル長さを長期化し得ること、ピン径2領域単一Pu富化度炉心概念によりMOX燃

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討; 酸化物燃料炉心

山館 恵; 山口 浩之; 永沼 正行; 水野 朋保; 高木 直行

JNC-TN9400 2002-065, 131 Pages, 2002/12

JNC-TN9400-2002-065.pdf:8.23MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIの初年度である2001年度におけるナトリウム冷却酸化物燃料炉心の炉心・燃料設計についての検討成果を報告する。1)大型炉(出力1,500MWe)・ABLE型燃料集合体を用いた均質炉心では、燃料サイクルコスト低減の観点からプランケットも含めた実効取出平均燃焼度の向上を目指して検討した。燃料仕様の見直し、径方向ブランケットの削減(2層$$rightarrow$$1層)等により実効取出平均燃焼度は63GWd/tから77GWd/tまで向上できた。・内部ダクト付き集合体を用いた炉心概念では、内部ダクト膨れ量の評価に基づき内部ダクトの肉厚を設定して検討した。その結果から、ABLE型集合体概念に比べた核特性の低下度合いは燃焼反応度で0.6%$$Delta$$k/kk'程度であることがわかった。・径方向非均質炉心では、実効平均燃焼度の向上と同時に熱特性の改善を目指して内部ブランケットをシャフリングする概念を取り入れた。これにより、増殖比が高いという核特性の優位性が若干薄れる結果となったが、実効平均燃焼度が56GWd/tから80GWd/tまで向上するとともに熱特性を改善できる炉心の成立見通しが得られた。2)中型炉(出力500MWe)・魅力ある炉心概念検討の一環として太径ピンを用いた高内部転換型の炉心概念を検討した。その結果、炉容器径の制約条件を10%程度緩和できれば、 径方向ブランケットなしで実効平均燃焼度100GWd/t以上で増殖比1.05程度の長期運転サイクル炉心を構築できる可能性があることがわかった。

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