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生澤 佳久; 長山 政博*
JAEA-Data/Code 2023-006, 24 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-006.pdf:1.42MB
超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR)や、低減速炉(Reduced Moderation Water Reactor、RMWR)において、水冷却環境下でステンレス鋼製被覆管や高Pu含有混合酸化物(Mixed Oxide、MOX)燃料を採用した炉心燃料の検討がなされている。このような炉心燃料概念の研究開発に資するため、高速実験炉「常陽」で照射された高速炉MOX燃料の照射後試験結果に基づき、挙動解析コードFEMAXI-8の解析機能について検証を行った。FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた挙動解析コードで、最新バージョンのものである。この最新バージョンでは、事故耐性燃料等の改良型燃料についても取り扱うことが出来るようステンレス製被覆管の物性モデルも選択できるように改良・開発されている。本報告書の目的は、軽水炉よりも高出力、高燃焼度で照射され且つ高Pu含有MOX燃料、ステンレス鋼製被覆管を採用した高速炉MOX燃料を検証データとして加え解析機能を確認することで、現在研究開発が進められている新型の炉心燃料の照射挙動に対するFEMAXI-8の予測精度を確認することである。検証の結果、軽水炉のPu含有率、照射条件を超え、ステンレス鋼製被覆管を採用したナトリウム冷却型高速炉MOX燃料の照射挙動に対しても、顕著な組織変化が生じない範囲であればFEMAXI-8は十分な解析精度を有していることを確認した。今後、MOX燃料熱伝導度のO/M比依存性や、高温時の照射挙動評価モデルを採用することで、FEMAXI-8の解析精度の向上を図ることが出来ると考えられる。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*
JNC TN8410 2005-012, 113 Pages, 2005/08
JNC-TN8410-2005-012.pdf:15.2MB
照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から1997年1月まで照射された。E09燃料集合体はふげんで最も高い燃焼度に達した集合体で、ペレットピーク燃焼度は約48GWd/tであった。E09燃料集合体は2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送されたのち照射後試験が2001年6月から開始され、2005年3月に全ての試験が終了した。照射後試験から得られたE09の主な照射挙動は以下のようなものである;・E09燃料集合体及び燃料要素の健全性を確認した。・ATR-MOX燃料被覆管の腐食挙動はLWR-UO2燃料被覆管と類似であった。・最大線出力45kW/m以上で中心空孔の形成が認められた。・ペレットリム部やPuスポット周辺で、高燃焼度LWR-UO2燃料で観察されるリム組織に類似した組織が観察された。・約48GWd/tまで照射されたMOXペレットの物性(ペレットスエリング、熱伝導度、融点、FPガス拡散)はLWR-UO2ペレットの物性と類似であった。本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*
JNC TN8410 2004-008, 106 Pages, 2004/10
JNC-TN8410-2004-008.pdf:25.96MB
照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、2001年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及び
オートラジオグラフィ)が2003年3月までに終了した。破壊試験は2004年12月までに終了する計画である。本報告書では、2002年度実施した破壊試験結果をまとめると共に、照射挙動について検討・評価を行った結果についてまとめる。照射後試験の結果から,燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められず,照射中の高燃焼度MOX燃料集合体の健全性について確認した。なお、本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDUオプション」へも反映する計画である。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 磯崎 隆夫*; 長山 政博*
JNC TN8410 2003-015, 251 Pages, 2004/01
JNC-TN8410-2003-015.pdf:16.07MB
「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発されたMOX燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO2-Gd2O3燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成15年3月までに破壊試験の一部(パンクチャ試験、金相試験及びオートラジオグラフィ)が終了した。本報告書では、平成15年3月までに得られた破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動ついて検討・評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。
小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*
JNC TY8410 2003-001, 47 Pages, 2003/04
PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦2003
2005年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2003年中頃までに製造する必要があり、2001年に一部開始した。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institut、スイス)で実施した。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group、オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。製造図面の改訂来歴は以下のとおりである。2001年10月:初版制定/2002年1月:仕様最適化に伴い改定/2002年8月:Particle Retainer図面修正及び製造方法(Welding Qualification)変更に伴い改定/2003年3月:バイパック燃料セグメント構造見直しに伴う改定/2003年4月:スペシャル・プレナム・スリーブ図面改定PSIで製造したバイパック燃料に当初予想した以上に細かな燃料片が含まれることが明らかとなったため、バイパック燃料セグメントの構造について検討・修正を行った。この検討結果を踏まえて、製造図面が2003年3月に改定された。さらに、バイパック燃料セグメント製造結果から、スペシャル・プレナム・スリーブのディスタンス・スクリューとフィクゼイション・ナット間にスポット溶接が必要であることが明らかとなったことから、当該図面を変更し、製造図面は2003年4月に改定された。本報告書では最新の製造図面について報告する。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 中沢 博明; 安部 智之; 白井 隆夫*; 長山 政博*
JNC TN8410 2003-004, 233 Pages, 2003/02
JNC-TN8410-2003-004.pdf:24.5MB
新型転換炉実証炉燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うと共に、燃料設計手法の妥当性を確認するために、これまで、英国のSGHWRや我が国の新型転換炉「ふげん」を用いて、実証炉燃料と同等の仕様を有する照射用燃料集合体の照射試験を実施してきた。「ふげん」照射用ガドリニア燃料集合体E09は、新型転換炉実証炉用高性能燃料として開発された燃料集合体と同等の燃料仕様を有する燃料集合体であり、新型転換原型炉「ふげん」において、平成2年6月から平成9年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/tに達した。照射用ガドリニア燃料集合体は、高燃焼度化のために軸方向富化度分布やUO
Gd
O
燃料要素の配置といった改良を行っている。照射されたE09燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、平成13年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、平成14年3月までに非破壊試験が終了した。破壊試験は平成14年4月より開始し平成16年3月までに終了する計画である。本報告書では、平成14年3月までに得られた非破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性及び照射挙動について検討・、評価した。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。なお、本照射後試験の結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料への活用も期待され、また解体核利用技術開発の一オプションである「CANDU オプション」へも反映が計画されている。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 小沢 隆之; 安部 智之; 白井 隆夫*; 長山 政博*
JNC TN8410 2003-005, 111 Pages, 2003/01
JNC-TN8410-2003-005.pdf:58.4MB
照射用ガドリニア燃料集合体E09は新型転換原型炉「ふげん」において、1990年6月から1997 年1月まで照射され、燃料集合体平均燃焼度約37.7GWd/t に達した。高燃焼度化のために照射用ガドリニア燃料集合体は、以下のような改良を行っている。1.軸方向出力分布を平坦化するために軸方向富化度分布を持たせた。2.初期の出力ピーキングを抑制する目的で、4 本のUO2-Gd2O3 燃料要素を配置した。照射されたE09 燃料集合体は「ふげん」の使用済み燃料貯蔵プールにおいて約4年間冷却された後、2001 年に日本原子力研究所東海研究所へ輸送された。そして同年7月から照射後試験が開始され、2002 年3 月までに非破壊試験が終了した。破壊試験は2002 年4 月より開始し2004 年3 月までに終了する計画である。本報告書では、2002 年度実施した非破壊試験結果をまとめると共に、これらの照射後試験結果を基に、燃料集合体や燃料要素の構造健全性、照射挙動について検討・評価を行った。検討・評価の結果、燃料集合体や燃料要素の健全性に問題となるような挙動は認められなかった。なお、本照射後試験結果は、軽水炉におけるプルサーマル燃料開発及び、解体核利用技術開発の一オプションである「CANDU オプション」へ反映される計画である。
小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*
JNC TY8410 2002-002, 46 Pages, 2002/10
JNC-TY8410-2002-002.pdf:0.18MB
PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦20032005年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2003年中頃までに製造する必要があり、2001年に一部開始した。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institut,スイス)で実施した。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group,オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。製造図面の初版は2001年10月に承認されたが、その後、燃料仕様の最適化について検討し、三者間で合意に至ったことから、2002年1月に改定・承認されている。本報告書では、前回の改定後、PSIで製造するParticle Retainerの形状が、当初提示されていた形状から変更になったことに伴って再度改定した製造図面について示すとともに、2002年9月に開催された第3回技術会合の結果を踏まえ、製造方法(Welding Qualification Tests)についても一部変更する。なお、本設計作業は、環境保全・研究開発センター先進部プルトニウム燃料開発Gr.の依頼に基づき、プルトニウム燃料センター製造加工部設計評価Gr.にて実施した。
小澤 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*
JNC TY8410 2001-002, 46 Pages, 2002/02
JNC-TY8410-2001-002.pdf:4.62MB
PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦20032005年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2003年中頃までに製造する必要があり、2001年に一部開始した。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institute, スイス)で実施した。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group, オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。製造図面は2001年10月に承認されたが、その後、燃料仕様の最適化について検討し、三者間で合意に至った。本報告書では、改定後の製造図面について示す。なお、本設計作業は、環境保全・研究開発センター 先進部 プルトニウム燃料開発Gr.の依頼に基づき、プルトニウム燃料センター 製造加工部 設計評価Gr.にて実施した。
小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之; 長山 政博*
JNC TY8410 2001-001, 42 Pages, 2001/10
JNC-TY8410-2001-001.pdf:1.43MB
PSI-JNC-NRG共同研究FUJIプロジェクトとして照射試験及び照射後試験が西暦20022004年にかけて実施される予定である。本照射試験に供する照射燃料要素は西暦2002年中頃までに製造する必要があり、製造を2001年に開始する予定である。さらに、照射燃料要素の製造に先立ち、いくつかの先行試験をJNC及びPSI(Paul Scherrer Institute、スイス)で実施する必要がある。本共同研究では、JNCとPSIの設計分担にしたがい、PSIは燃料ペレット、スフェアパック燃料粒子、バイパック燃料粒子及び燃料要素に対する製造仕様書を作成し、JNCは照射燃料要素に対する製造図面を作成することとなっている。また、JNCはPSI及びNRG(Nuclear Research and Consultancy Group,オランダ)と協力して燃料設計を進めることとしている。本共同研究においては、ペレット燃料、スフェアパック燃料及びバイパック燃料をHFR(High Flux Reactor、オランダ)で同時に照射する予定である。本製造図面はPSIとの設計分担に基づき作成したものであり、MOX燃料ペレット図、熱遮蔽ペレット図、燃料要素構成部品図、燃料セグメント図及び燃料要素組立図より成る。なお、本設計作業は、環境保全・研究開発センター先進部プルトニウム燃料開発Gr.の依頼に基づき、プルトニウム燃料センター製造加工部設計評価Gr.にて実施した。