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報告書

東海事業所における核燃料サイクル研究開発計画の提案 -軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの道-

中村 博文; 安部 智之; 鹿志村 卓男; 永井 俊尚; 前田 誠一郎; 山口 俊哉; 黒木 亮一郎

JNC TN8440 2003-016, 39 Pages, 2003/07

JNC-TN8440-2003-016.pdf:0.79MB

GEN-II Pjタスクフォースチームは、東海事業所の厳しい現実を見据えたうえで、現場に立脚し、かつ従業員が高いモラルや目標を維持できる東海事業所における研究開発計画をまとめることを目的として、平成14年12月19日から中堅*若手7人で活動を開始した。検討に際して、はじめに日本の核燃料サイクルを取り巻く現状を以下のように認識した。・軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの技術の流れが不明確・高速炉サイクル確立にはプルサーマル実施が必須・廃棄物関連コスト(「負の遺産」)への対応は喫緊の課題 その上で、実用化戦略調査研究(F.S.)の研究開発計画と整合のとれた核燃料サイクル研究開発計画(今後10$$sim$$20年)を検討し、以下に示す核燃料サイクル研究開発の基本的な取り組みと東海事業所における具体的な対応策を提案した。・エネルギー安定供給を支える「強靭な核燃料サイクル」の確立と高度化*核燃料サイクルの安定運用のための冗長性確保*異常等の発生頻度低減と迅速な対応*安全、信頼性、安心、透明性向上・長期的供給可能な基幹エネルギー源として高速炉サイクル技術を早期に確立*軽水炉サイクル技術との連携を取った研究開発*安全性、経済性、環境負荷低減、核拡散抵抗性を考慮した複数の実用可能な技術に優先順位をつけて研究開発*実用化に近い技術から早く提示・廃棄物処理、処分技術の確立と廃棄物から見た核燃料サイクル技術の最適化*廃棄物処理、処分方策の早期実現による「負の遺産」の低減*廃棄物関連技術に基づき各サイクル技術を経済性、環境負荷両面で最適化$$Delta$$サイクル施設の除染*解体技術の開発$$Delta$$新施設の設計*建設段階から、解体等のコストを配慮

報告書

Design Report of Fuel Pins for FUJI Project among PSI, NRG and JNC

小沢 隆之; 中沢 博明; 安部 智之

JNC TY8410 2003-002, 40 Pages, 2003/06

JNC-TY8410-2003-002.pdf:63.99MB

PSI (Pau1 Scherrer Institut,スイス)、NRG (Nuc1ear Research and Consultancy Group,オランダ)とJNC (Japan Nuc1ear Cycle Deve1opment Institute)間の共同研究としてFUJI (Fuel Irradiations br JNC and PSI)プロジェクトが進められている。このプロジェクトの一環として、照射試験と照射後試験が計画されている。燃料挙動の比較のため、スフェアパック燃料、バイパック燃料及びペレット燃料が初期再焼結試験(the initia1sintering test)、組織変化試験(the restructuring test)及びPTM試験(the power-to-melt test)で同時に照射される。これらの照射試験はHFR(High Flux Reactor、オランダペッテン)で実施される予定である。JNCでは燃料挙動及び健全性に関する評価を含めた製作設計をPSI及びNRGと協力して実施した。CEPTARコードを用いた燃料挙動評価では、燃料中心温度、組織変化及び燃料溶融領域を予測するとともに、健全性評価に関する以下の評価を実施した。・溶接部健全性、・被覆管健全性、・燃料スタック及び燃料ピンの軸方向伸び量、・被覆管外径変化、・被覆管に対するFuel Seal Disk (FSD)の影響、また、$$alpha$$オートラジオグラフィを用いたPuスポット検査方法及びPu原料粉不純物の影響について検討した。燃料の挙動評価の結果、初期焼結試験及び組織変化試験における燃料中心温度は燃料組織変化の違いを評価するのに十分であることが評価され、さらに、PTM試験での燃料溶融領域が適度であることが確認された。これら燃料ピン(セグメント)に対する強度評価の結果、燃料ピンの健全性は照射試験の期間中、何ら問題なく確保されるものと考えられる。

論文

ATR実証炉燃料設計手法について

植松 真一; 中島 靖雄; 菊池 圭一; 安部 智之; 松本 光雄

動燃技報, (87), p.53 - 61, 1993/09

ATR実証炉燃料の燃料設計には、実績のある「ふげん」燃料設計手法を基に最新の照射データを反映した燃料設計手法を用いている。設計には種々の設計コードを使用しているが、その中心となるのが燃料設計コード「ATFUEL」であり、同コードの保守性は照射試験データにより検証している。ここでは、ATR実証炉燃料設計手法について述べるとともに、燃料設計コード「ATFUEL」の保守性について述べる。

論文

Recent Results of PIE on Fuel for Demonstration ATR

松本 正樹; 安部 智之; 松本 光雄

ANP '92, 19-1 Pages, 1992/10

None

論文

Failure behavior of plutonium-uranium mixed oxide fuel under reactivity-initiated accident condition

安部 智之; 中江 延男; 古田土 和雄; 松本 光雄

Journal of Nuclear Materials, 188, p.154 - 161, 1992/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.17(Materials Science, Multidisciplinary)

None

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