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植松 邦彦; 本田 裕*; 湯本 鐐三
日本原子力学会誌, 24(6), p.420 - 428, 1982/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)None
植松 邦彦
PNC TN141 82-02, 12 Pages, 1982/04
Nuclear power in Japan has played an important role in supplying electric power. Namely, the total electricity generating capacity of 22 operating nuclear power reactors has reached approximately 16 Gigawatt as of October 1981. This is the third in the world in nuclear power generating capacity. A certain amount of the spent fuels from these reactors has been reprocessed at the Reprocessing Plant of PNC at Tokai since September 1977, and as a result about one hundred cubic meters of high level liquid waste (HLLW) have been generated and placed into storage tanks. Fig. 1 summarizes the expected amount of accumulation of vitrified HLLW in Japan. The Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation (PNC) of Japan is now making efforts for the development of such new types of reactors as LMFBR and HWR, and all areas of the nuclear fuel cycle including uranium enrichment, mixed oxide fuel fabrication, reprocessing of LWR and LMFBR spent fuels, waste treatment and disposal. Technologies deveped by PNC will be utilized during the commercialization stage of the respect fuel cycle activity. As a typical example, planning for the construction of a commercial reprocessing plant by Japan Nuclear Fuel Service Co., Ltd. (JNFS) will be facilitated through the systematic utilization of the experience of PNC obtained at the Tokai Reprocessing Plant. Difficult problems are still remain to be resolved within the fuel cycle development. One of the major roles of PNC is to promote the management of high level and alpha bearing waste which is indispensable in completing the fuel cycle in Japan.
植松 邦彦; 今野 広一*
PNC TN241 77-29, 182 Pages, 1977/10
この報告は,昭和52年7月28日に行なわれた高速炉用制御棒材料検討会での報告および討論をまとめたものである。報告内容は高速実験炉および原型炉の制御棒設計主要目およびB4Cの製造メーカからの製造法等の差によるペレット特性のちがい。大学側からは希土類元素(主としてEu2O3)に関するものである。他に海外文献からの報告がなされた。B4Cペレットの炉外評価試験(2)の報告において加熱試験後B4Cの分析を行なったところ,Total B+C量が少なかった点に関しては,メーカー2社および動・燃事業団の3者で分析を行ない検討を行なうこととなった。
植松 邦彦; 小泉 益通; 長井 修一朗; 福田 章二*; 菊池 三郎*; 横内 洋二*; 古屋 広高
PNC TN841 76-16, , 1976/04
PIPERは高速炉タイプの燃料ピンの熱応力および変形挙動を照射履歴の関数として計算するために開発した計算コードである。PIPERは、この種の他のコード(LIEE,FMODEL,SATURN,その他)と比較すると、(1)燃料のRestructuringは、燃料の蒸発ー擬縮過程によるボイド移動に基礎を置いている。(2)コードを構成している各モデルには、幾つかのOptionが組み込まれており計算目的に応じて、それらを任意に選択しうる様になっている等の特色を持っている。本報告書では、第1章で主として、燃料の照射挙動を計算するために必要な種々のモデル、物性値および計算方法に関して述べるとともに、第II章では、実際に計算を行う際のinputデーターの作成およびoutputデーターの見方に関して説明を行っている。
植松 邦彦; 西川 富雄*
PNC TN241 75-03, 75 Pages, 1975/01
本報告はRapsodie炉におけるIn-pileCreep試験計画(RapsodiePNC-8)に関するものであり,試験計画,供試材の検査成績,契約書を含んでいる。試験は3種の原型炉炉心燃料被覆管(48年度試作材)について行い,次の結果を調べる事にある。(1) 製造工程の相異(2) N量の相異(3) 照射温度の相異(4) 高速中性子束の相異(5) 負荷応力の相異(6) In-pile Creep,Out-of-pile Creep,照射後Creepの相異なお,In-pile Creep試験のみCEAで行い,他の試験および結果の総合的解析はPNCが行う。
川崎 了; 古田 照夫; 長崎 隆吉; 植松 邦彦*
Properties of Reactor Structural Alloys After Neutron or Particle Irradiation (ASTM STP 570), p.218 - 232, 1975/00
ステンレス鋼のクリープ性質におよぼすHeの効果を改善するために、異った考え方に基づく2種類の処理を、316ステンレス鋼に施した。第1は、結晶粒内に適当な量の転位を冷間加工で導入し、この転位にHeを捕獲させ、結晶粒界に集まるHeの量を減らす方法であり、第2は、結晶粒界に炭化物を析出させて、結晶粒界を強化する方法である。これらの処理を施した試料に、サイクロトロンを用いてHeを注入し、650
Cでクリープ試験を行なった。この2方法は、共にHeを含むステンレス鋼のクリープ性質を改善するのに有効であるが、第2の方法は、熱処理中に結晶粒が粗大化する傾向があるので、この点に注意して処理を行なわなければならない。
植松 邦彦; 樫原 英千世*; 河田 東海夫*
PNC TN241 74-01, 90 Pages, 1974/01
ホウ素含有量の異る3ケの90%濃縮高密度B4Cペレットを英国の高速実験炉DFRで照射し、約2atom%の B燃焼度を得た。本報告書は試験計画の概要と英国より断片的に入手した照射後試験結果をとりもとめたものである。照射したB4Cペレットは、亀裂あるいは割れを生じ、キャブセルから取出し後崩壊したものもあったが、その破片は比較的大きなものであった。照射した3ケのB4Cペレットのうち、化学量論的にホウ素過剰のペレットは最もひどい割れを生じ、ヘリウム・ガス放出率も最も高かった。これに対し、ストイキイオメトリックなB4Cペレットは、亀裂の度合も、またヘリウム・ガス放出率も最も小さく、照射に対して最も安定なことが明らかになった。炭素過剰のB4Cペレットは上述の2ケのペレットの中間に位置するような照射挙動を示した。
植松 邦彦
PNC TN241 73-59, 31 Pages, 1973/11
None
植松 邦彦; 樫原 英千世*; 小泉 益道*; 小松 純治*
PNC TN241 71-39, 107 Pages, 1971/09
実験炉「常陽」用燃料ピンの確性照射試験DFR332/5の計画概要,試料製造記録をまとめてある。
植松 邦彦; 樫原 英千世*; 小泉 益道*; 小松 純治*
PNC TN241 71-38, 116 Pages, 1971/09
原型炉「もんじゅ」用燃料ピンの確性照射試験DFR332/6,332/7,332/7の計画概要,試料製造記録をまとめてある。
植松 邦彦
PNC TN241 70-52, 145 Pages, 1970/11
本報告はラプソディ炉(Fortissimo)において照射中の当事業団製混合酸化物燃料集合体の照射前データを総括したものである。
植松 邦彦; 久保田 正*
PNC TN241 70-43, 95 Pages, 1970/10
昭和45年5月下旬に英国DFR,フランス キャダラッシュ,ベルギー Bolgonucleaire,ドイツのJiilich,Karsruhe,マックスプランクを訪問し,照射,燃料材料開発を主として討議してきたのでその内容について報告する。
植松 邦彦
PNC TN241 70-29, 31 Pages, 1970/06
米国のGE,BNWL,APDA-PRDC,USAEC,NuS,Plutonium Export Association,WHを訪問し,照射,燃料材料開発を主として討議してきたので,その内容について報告する。
植松 邦彦
PNC TN241 69-14, 85 Pages, 1969/07
昭和44年4月11日より5月1日まで,ドンレーで行はれたInternational Conference On Fast Reactor Iradiation Testing の会議に出席し,つづいて,英国のWinfrith 研究所,フランスのフオントネオローズ研究所,ラハーグセンター,カダラツシユ研究所,バルダツク臨界実験所を訪問し,主として,燃料照射および,照射后試験ならびに照射后試験施設を中心に見聞してきたので,これを報告書にまとめた。
安川 茂; 植松 邦彦*; 湯本 鐐三*
JAERI 1123, 32 Pages, 1967/03
プルトニウムを軽水炉(沸騰軽水型)へ直接代替利用する場合の問題点を核,熱,水力学的解析により明らかにしている。はじめにプルトニウムの熱中性子炉への種々の利用方法について説明し、ついで、最近の大型商用沸騰軽水炉へのプルトニウム直接装荷の可能性、ならびにその時に起る燃料チャンネルに対する設計変更の仕方についてのべ、またその場合、注意すべき核,熱,水力学的問題点についてふれている。それによって次のことが結論されている。まずプルトニウムの利用方式であるが、これは(1)直接代替利用,(2)専焼炉利用,(3)増殖炉利用,(4)連用形(5)Pu+Th系の5つに大別される。また大型商用沸騰軽水炉へのプルトニウム直接装荷の技術的可能性は充分にあって、その場合燃料チャンネルは次のように設計変更する必要がある。「プルトニウム装荷格子のボイド反応度が基準格子(ウラン装荷の格子)のそれにできるだけ近くする必要から、体系の減速度を若干高める必要がある。すなわち軽水対燃料原子数比を若干高める。そのさい燃料の有効発熱面積は下げてはならない。
