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報告書

高温工学試験研究炉の第2次燃料製造データベース,1; 燃料核,被覆燃料粒子及び燃料コンパクト

植田 祥平; 泉谷 徹; 梅田 政幸; 石垣 嘉信; 大橋 準平*; 伊与久 達夫

JAEA-Data/Code 2006-009, 129 Pages, 2006/03

JAEA-Data-Code-2006-009.pdf:12.35MB

HTTR取替用第2次燃料は、2002年10月より製造を開始し2005年3月に燃料棒までの製造が無事に終了した。これら燃料核,被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの製造工程において、得られた製品と製造仕様を比較するための検査を実施した。その結果、取替用第2次燃料の品質は、初装荷燃料と同様に高品質であることを確認した。本報告書は取替用第2次燃料のうち、被覆燃料粒子及び燃料コンパクトに関する製造データをとりまとめたものであり、今後に実施されるHTTRの運転及び試験時の核特性,核分裂生成物放出挙動等の基礎データになるとともに将来に実施する燃料の照射後試験の基礎となる。

報告書

革新的高温ガス炉燃料・黒鉛に関する技術開発計画(受託研究)

沢 和弘; 植田 祥平; 柴田 大受; 角田 淳弥; 大橋 準平; 栃尾 大輔

JAERI-Tech 2005-024, 34 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-024.pdf:2.15MB

第四世代(GEN-IV)原子炉システムの有力な候補となっている超高温ガス炉(VHTR)では、燃料は15$$sim$$20%FIMA,高速中性子照射量6$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$0.1MeV)においても健全性を保つ必要があるが、従来のSiC被覆燃料粒子では、このような厳しい条件下で健全性を保ったデータはない。原研で開発してきたZrC被覆燃料粒子は、SiC被覆燃料粒子よりも高温かつ高燃焼度下で健全性を維持できると期待されている。原研では、(1)従来よりも大型の被覆装置によるZrC蒸着技術の開発,(2)ZrC検査技術の開発,(3)ZrC被覆層の照射試験及び照射後試験を開始する。また、反応度投入試験を実施して被覆燃料粒子の破損機構を把握し、反応度事故時の燃料温度制限の緩和を目指す。VHTRでは、炉心の黒鉛構造物も高い中性子照射条件下で健全性を維持しなくてはならない。そこで、黒鉛構造物の超音波伝播特性や微小硬度計による圧子の押込み特性により、黒鉛構造物の機械的特性を非破壊的に評価できる技術を開発する。本報は、文部科学省からの受託研究として2004年11月から開始したこれらの研究開発の計画と2004年度の成果についてまとめたものである。

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