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報告書

TCAを用いた低減速スペクトル炉臨界実験計画

嶋田 昭一郎*; 秋江 拓志; 須崎 武則; 大久保 努; 碓井 修二*; 白川 利久*; 岩村 公道; 久語 輝彦; 石川 信行

JAERI-Research 2000-026, 74 Pages, 2000/06

JAERI-Research-2000-026.pdf:4.07MB

原研では軽水炉技術高度化研究の一環として、ウラン資源の有効利用、プルトニウムの多重サイクル、及び高燃焼度・長期サイクル運転等の広範囲なニーズに対応するため、軽水炉型低減速スペクトル炉を今後のエネルギーシステムの中核と位置づけて研究開発を進めている。低減速スペクトル炉は現在、概念の想像段階にあるが、今後はその成立性につき確認する必要がある。成立性の条件として、まず核設計上の2つの重要な設計要求である、転換比が1.0以上、ボイド係数が負という条件を臨界実験等によって確認する必要がある。そこで、これまでに諸外国及び原研で行われた低減速スペクトル炉に有効と考えられる実験についてレビューし、現在使用可能なデータはほとんど存在せず、新たな臨界実験の必要性を確認して、原研のTCA臨界実験装置を用いたMOX臨界実験を計画した。TCAはタンク型の軽水臨界実験装置である。低減速スペクトル炉の臨界実験のためにはMOX燃料を用意する必要があり、さらにMOX燃料使用のため実験装置の改良が必要である。本レポートは臨界実験の概略計画を立て、予備解析を行い臨界実験に必要なMOX燃料棒数と種類の概略値を求め、またMOX燃料を使用する実験方法について考察して、必要な実験施設の変更に関して検討したものである。

論文

Conceptual designing of reduced-moderation water reactors, 1; Design for BWR-type reactors

大久保 努; 白川 利久*; 竹田 練三*; 横山 次男*; 岩村 公道; 和田 茂行*

Proceedings of 8th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-8) (CD-ROM), p.7 - 0, 2000/00

1.0程度の転換比と負のボイド反応係数の達成を目指したMOX燃料を用いる水冷却炉である低減速スペクトル炉の概念検討を行った。本報では、BWR型炉の3つの炉心について概念を検討した。一つは、ウラン資源による長期的なエネルギー供給に有効な1.1程度の高転換比を目指し、二つ目は、高燃焼度及び長期サイクル(それぞれ60GWd/t及び2年程度)運転を目指し、三つ目は、ブランケットなしの現行炉と類似の燃料集合体の使用を目指した。本研究により、各炉心とも1.0以上の転換比と負のボイド反応度係数を達成できるとともに、それぞれの目標を達成できる見通しが得られた。

報告書

低減速スペクトル炉の研究

岩村 公道; 大久保 努; 嶋田 昭一郎*; 碓井 修二*; 白川 利久*; 中塚 亨; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 和田 茂行*

JAERI-Research 99-058, p.61 - 0, 1999/11

JAERI-Research-99-058.pdf:3.3MB

低減速スペクトル炉は、中性子エネルギーを現行軽水炉よりも高くすることで転換比を増大させ、ウラン資源の有効利用、高燃焼度・長期サイクル運転、及びプルトニウム多重リサイクル等を目指した将来型水冷却炉である。炉心設計では、転換比の増大とともにボイド反応度係数を負とするため、燃料格子の稠密化、炉心の扁平化、ブランケットの活用、ストリーミング効果等の基本的な炉心設計上のアイデアを組み合わせた。これまでBWR型炉として、高転換比炉心、長期サイクル炉心、ブランケットなしの炉心を、PWR型炉として、高転換比炉心、プルトニウム多重リサイクル炉心の概念を創出した。本報告書は、研究目的、国内外の動向、原理及び特徴、炉心概念設計の現状、及び今後の研究開発計画等、低減速スペクトル炉の研究成果をまとめたものである。

報告書

NERI(Nuclear Energy Research Initiative)計画で採択された研究課題の概要

岩村 公道; 大久保 努; 碓井 修二*; 嶋田 昭一郎*; 鍋島 邦彦; 白川 利久*; 角田 恒巳; 石川 信行; 鈴土 知明; 中塚 亨; et al.

JAERI-Review 99-017, 60 Pages, 1999/08

JAERI-Review-99-017.pdf:2.94MB

NERI(Nuclear Energy Research Initiative)とは、米国エネルギー省(DOE)が1999会計年度から19M$の予算で開始した公募型研究プログラムである。NERI計画の目的は、米国における原子力科学技術のインフラストラクチャーを維持・発展させ、原子力分野での国際競争力を確保することにある。DOEは1999年5月にNERI計画初年度分の研究課題として45件を採択した。採択課題は以下の5項目の研究分野に分類できる。(1)核不拡散型原子炉・燃料サイクル関連、(2)新型炉関連、(3)先進燃料関連、(4)核廃棄物管理の新技術関連、(5)原子力基礎科学研究関連。NERIは米国政府が出資する戦略的な原子力研究開発計画であり、その動向は日本国内の原子力産業界はもとより原研等の原子力研究機関における研究開発の将来計画にも影響を及ぼすと考えられる。本報は、NERI採択課題の要旨を分析しまとめたものである。

論文

Conceptual designing of water-cooled reactors with increased or reduced moderation

大久保 努; 久語 輝彦; 白川 利久*; 嶋田 昭一郎*; 落合 政昭

Proc. of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels, p.127 - 137, 1998/10

原研で実施されている新型炉の概念設計のうち、中性子の減速の程度を現行のものから増加あるいは減少させた水冷却型原子炉に関する検討の結果を紹介する。その一つは、100GWd/tの燃焼度と3年サイクル運転が可能なフルMOX炉心である。このタイプのPWR型炉として、減速度を2.5~3程度に幾分増加させた設計を検討しており、核分裂性Pu富化度7%の場合に、60GWd/tの燃焼度と2年サイクル運転が可能で、同富化度12%の場合に最終目標が達成可能である。また、BWR型炉として、やや低減速の炉心により同様の目標を達成可能なものを提案している。さらに別なタイプの炉心として、1以上の転換比を目指した高転換炉を減速度を著しく減少させることにより検討している。その一つのPWR型炉として、燃料棒間隔を1mm程度とし、減速材として重水を用いたものを検討しており、有望な結果を得ている。

報告書

高燃焼度フルMOX-BWR炉心の核特性の検討

白川 利久*; 大久保 努; 落合 政昭

JAERI-Research 98-047, 46 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-047.pdf:1.79MB

運転サイクル3年程度、燃料交換頻度4バッチそして燃焼度100GWd/t以上を目指した全MOX高燃焼度BWR炉心の核的検討を行った。ベース炉心は、135万kWe級US版ABWRに9$$times$$9型燃料集合体を装荷して構成した。可燃性毒物ガドリニアの濃度を調製するとともに水棒の有無や被覆管直径変更により水対燃料体積比を変えて検討した。比較的高減速、中間減速と比較的定減速の燃料集合体について、2次元XY燃料集合体セル計算を汎用核計算コードシステムSRAC95で実施した。3ケースとも上記目標が達成可能と考えられる。比較的定減速の燃料集合体は、プルトニウム使用量は多くなるが、長期間燃焼により総発熱量は多くなる。加工費、使用済み燃料貯蔵費の観点からは有利と思われる。このケースについては、3次元XYZ炉心燃焼計算を同コードシステムで実施した。線出力密度が低く、全制御棒引き抜き運転が可能と思われる結果が得られた。

報告書

炉内中性子検出器照射試験装置の基本設計

萩原 栄*; 白川 利久*; 泉 幹夫*; 小川 不二雄*; 小泉 賢三*

PNC TJ9164 97-016, 134 Pages, 1997/06

PNC-TJ9164-97-016.pdf:3.42MB

FBR実証炉では、広域系中性子検出器を炉内の高温ナトリウム中で使用することを想定しており、高感度で高温下においても安定した作動特性を有する信頼性の高い広域系中性子検出器を開発する必要がある。これまで広域系中性子検出器として、従来の核分裂計数管の高感度化、耐高温性向上を目指した開発が進められており、試作、試験を通じて基本特性を確認する炉外試験が終了している。しかしながら、広域系中性子検出器の健全性確認のためには照射温度及び積算照射等の実証炉実機の使用条件を模擬した照射試験による検証が不可欠である。本検討では、実証炉用広域系中性子検出器照射試験装置の基本設計として、照射試験装置の構造強度設計、流力振動設計、遮へい設計を行った。また照射試験装置の設置方法、据え付け方法、炉上部の設置上の取り合い及び計測系について検討を行った。構造強度設計では、第3種管を適用して構造評価を行い、十分に基準を満足し、余裕のある設計となっている結果が得られた。また、強度計算を実施し、設計応力は、第1種管相当の評価でも、十分に余裕のある結果が得られた。さらに流力振動に対する健全性評価を行い、案内管先端部の細い部分についてもASME CodeSection III Appendix Nの評価で同期振動領域の回避ができること、またこの時の応力振幅も設計疲労限以下であり十分に余裕のある結果が得られた。遮へい設計については、照射試験装置の遮へい計算を原子炉の運転中と停止中について行い、いずれの場合も回転プラグ上部ピット室での線量は目標線量を十分に下回る結果が得られた。

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