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論文

Effect of a raw material powder on sintered CeO$$_{2}$$ pellets by 28 GHz microwave irradiation

赤司 雅俊; 松本 卓; 加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1391 - 1394, 2018/06

本研究では28GHzのマイクロ波照射によるCeO$$_{2}$$ペレットの焼結試験を実施し、焼結ペレットの密度に及ぼす原料粉の影響を検討した。最高温度1473Kにて30分間保持した条件において得られたペレットはかさ密度で最高94.2%T.D.に達した。原料粉の粒子径が大きくなるほどかさ密度は低下する傾向が見られた。一方、見かけ密度では全てのペレットが93.5%T.D.以上の値を示した。両者の違いはペレットの開気孔率の違いによって生じたことが分かった。マイクロ波焼結は試料を内部加熱させ、かつ均質に加熱することができるため、高密度でポーラスなペレットが得られたと考えられる。

論文

Oxygen potentials, oxygen diffusion coefficients and defect equilibria of nonstoichiometric (U,Pu)O$$_{2pm x}$$

加藤 正人; 渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊

Journal of Nuclear Materials, 487, p.424 - 432, 2017/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.67(Materials Science, Multidisciplinary)

(U,Pu)O$$_{2pm x}$$の酸素ポテンシャルについて、最新の実験データベースを用い、欠陥化学に基づいて評価した。酸素分圧と定比組成からのずれxを解析し、点欠陥の生成エネルギを評価した。得られた欠陥反応の平衡定数を用いて、欠陥濃度、酸素ポテンシャル及び拡散係数の間の関係を記述した。

論文

The Influences of Pu and Zr on the melting temperatures of the UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ pseudo-ternary system

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 菅田 博正*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1247 - 1252, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:22.25(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の事故に対する廃炉計画の一環として、損傷炉心からのデブリの取出しやその後の保管の検討が進められている。これらの検討にはデブリの熱特性や機械特性を評価し理論的な根拠に基づいた事故シナリオにおける燃料の溶融過程の予測が必要である。本研究では模擬デブリ試料としてU, Pu, Zrの混合酸化物を作製し、燃料の溶融過程を検討する上で重要な熱特性の一つである融点についてサーマルアレスト法によって測定した。得られた結果から模擬デブリ試料の融点に対するPu及びZrの影響について評価した。

論文

Development of science-based fuel technologies for Japan's Sodium-Cooled Fast Reactors

加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一

Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08

ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。

論文

Effect of oxygen-to-metal ratio on properties of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊

Journal of Nuclear Materials, 437(1-3), p.130 - 134, 2013/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:37.15(Materials Science, Multidisciplinary)

In order to evaluate the method to clean up molten corium generated in the severe accident of reactor melt down, physical properties such as melting temperature and thermal conductivity are necessary. In this study, corium which simulates the molten core of a BWR was prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.

論文

Melting temperature and thermal conductivities of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircalloy-2

加藤 正人; 内田 哲平; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.91 - 96, 2012/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:60.76

Pellets of UO$$_{2}$$ react with zircalloy (Zry) cladding to form corium in severe accident of LWRs. It is important to know thermal and chemical properties of corium to analyze fuel behavior in severe accident and to treat corium in post-accident. However, their data are limited. In this work, corium was prepared from UO$$_{2}$$ and Zry-2, and its melting temperature and thermal conductivity were investigated as a parameter of U content. In the heating curves in the melting temperature measurement, thermal arrests were clearly observed. The solidus temperatures of 75%U, 50%U and 25%U-sample were determined to be 2622$$^{circ}$$C, 2509$$^{circ}$$C and 2540$$^{circ}$$C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ system. The melted samples were taken from W-capsule and sliced in a plate. Thermal diffusivity of the plate sample was measured. The data were lower than that of UO$$_{2}$$.

論文

Thermal expansion of corium prepared from UO$$_2$$ and zircalloy-2

廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 内田 哲平; 森本 恭一; 加藤 正人

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.97 - 101, 2012/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.11

As a part of severe accident research in LWRs, physical and chemical properties of corium formed by meltdown of the reactor core have been studied. The corium consists of two kinds of phases, Zr-rich phase and U-rich phase. The U-rich phase has fluorite structure and Zr-rich phase has monoclinic structure which transforms to tetragonal and fluorite structure with temperature. These phase transformations with temperature change cause volume change and cracks. In this study, the corium was prepared from Zry-2 and UO$$_2$$, and thermal expansion was measured. Then, volume change with phase transformation was analyzed from the results.

口頭

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発,4; 燃料ペレット製造用圧縮成形金型への原料顆粒均一充填操作の設計

日高 重助*; 槇野 正*; 赤司 雅俊*; 下坂 厚子*; 白川 善幸*; 鈴木 政浩; 石井 克典; 瀬川 智臣; 加藤 正人

no journal, , 

MOX焼結燃料ペレットの燃焼特性を左右するペレット微構造を形成する最初のプロセスである圧縮成形用金型への顆粒充填操作の最適設計を支援する大規模粒子法シミュレーションを開発した。本シミュレーションを利用して、圧縮成形用金型に均一充填するに最適な顆粒特性、充填操作条件を明らかにした。シミュレーションで得られる充填流動挙動は、いずれの操作条件でも充填実験で高速度カメラにより観察された流動挙動と極めてよく一致し、実規模で、信頼性の高い充填シミュレーションを開発できた。本シミュレーションは、シミュレーションパラメータであるWO$$_{3}$$顆粒の特性値をMOX燃料物質の特性値に変えることによりMOX燃料ペレット製造プロセスに適用できる。

口頭

ウラン燃料の模擬デブリの特性評価,3; 酸素ポテンシャルの相状態へ及ぼす影響

赤司 雅俊; 砂押 剛雄*; 加藤 正人

no journal, , 

シビアアクシデント時に生成する溶融燃料は、炉内雰囲気によって酸素含有率が変化することが予想される。酸素含有率の変化は、基礎特性や相状態に影響するため、酸素ポテンシャルと酸素含有率及び相状態の関係を評価することが重要である。そこで本報告では、溶融燃料の特性と酸素含有率の関係を評価するために、溶融燃料を模擬した(U,Zr)O$$_2$$試料を調整し、酸素ポテンシャルをパラメータとした条件における酸素含有率及び相状態を調査した。

口頭

UO$$_2$$-被覆管模擬デブリの特性に及ぼす酸素・金属比の影響

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊

no journal, , 

軽水炉のシビアアクシンデントで生成したと考えられるUO$$_2$$及び水蒸気酸化した被覆管から成るデブリは、炉内の高温水蒸気により、定比組成の酸素含有率より高い酸素量を含んだ状態になっている。このデブリの特性把握や事故進展挙動を解析するためには融点や熱伝導率等のデータが重要となる。本研究では、Zr含有率が49.0at%となるよう秤量したUO$$_2$$及びジルカロイ-2粉末から模擬デブリを作製し、O/M比を調整した試料において融点や熱伝導率等の熱物性について調べた。酸素・金属比が2.00, 2.01, 2.04の試料について、融点は2509$$^{circ}$$C, 2495$$^{circ}$$C, 2519$$^{circ}$$Cとなった。熱伝導率においては、UとZrの固溶によってかなり低下しているため、酸素・金属比や温度により大きく変化せず、最高でも3W/Km以下のような低い値となった。

口頭

Effect of particle properties on die filling behavior in nuclear oxide fuel pellet production

赤司 雅俊; 仁科 匡弘; 加藤 正人; 田中 達也*; 下坂 厚子*; 白川 善幸*; 日高 重助*

no journal, , 

A simplified fabrication method has been developed as advanced MOX fuel pellet fabrication process. It is important to fill powder uniformly into die and to produce good green pellets for stable supply of MOX fuel pellet. Die filling behavior is affected by various particle properties such as particle diameter, particle density and so on. In this work, die filling behavior was investigated as a function of particle diameter. MOX tumbling granule having mean particle diameters of 359, 296, 220 and 130 $$mu$$m were used for filling experiment. Particles of 359 and 296 $$mu$$m were filled constantly. However, under the condition of 130 $$mu$$m, the filling ratio was a mere 12$$%$$. Simulation code combined the discrete element method and the computational fluid dynamics was applied to analyze the experimental results of the filling behavior. It was found that substitution between particle and air inside die affected the filling behavior of small size particle.

口頭

The Influence of Gd content on the properties of simulated fuel debris

赤司 雅俊; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉心には中性子吸収材としてGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を含むUO$$_{2}$$燃料が装荷されている。原子力機構では損傷炉心に存在する溶融燃料デブリの物性評価を行っている。しかし、Gdを含んだ燃料デブリの物性についてはほとんど知られておらず、溶融燃料デブリの有効な取り出し方法を選定するには至っていない。特に、溶融燃料デブリ内におけるGdの分布を把握することは取出し作業時における臨界安全評価の観点から非常に重要である。そこで本研究では、ZrO$$_{2}$$、UO$$_{2}$$及びGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を用いて溶融燃料デブリを模擬した試料を調製し、密度, 結晶構造, 熱伝導率, 熱膨張, 融点に対して調査した。なお、本研究は経済産業省資源エネルギー庁からIRID(原子力機構を含む)が受託した「平成25年度発電用原子炉等廃炉・安全技術基盤整備事業(燃料デブリ性状把握・処置技術の開発)」の研究成果を含むものである。

口頭

燃料デブリの性状把握(27'A),5; (U, Pu, Zr)O$$_{2}$$固溶体と金属Fe溶融固化物の相状態評価

赤司 雅俊; 森本 恭一; 加藤 正人

no journal, , 

(U$$_{0.46}$$Pu$$_{0.04}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2}$$と金属Feを溶融させた試料の相状態を評価した。溶融固化試料中のFeは(U$$_{0.46}$$Pu$$_{0.04}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2}$$の粒界に沿って10$$mu$$m程度の粒状に析出した状態で観察された。(U$$_{0.46}$$Pu$$_{0.04}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2}$$に溶融した金属Feは冷却時に(U$$_{0.46}$$Pu$$_{0.04}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2}$$から分離し、金属相として凝固・生成することがわかった。

口頭

燃料デブリの性状把握(27'A),4; Gdを含有する模擬デブリの物性評価

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 米野 憲; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉心にはGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を含むUO$$_{2}$$燃料が装荷されていることから、デブリに係る一連の評価の中ではGdの影響について評価しておく必要がある。同時に、炉心からのデブリ取出し作業において溶融燃料の再配置による再臨界への懸念から、炉内のGdの分布状態を把握することも極めて重要な課題となっている。本研究ではGd含有模擬デブリ試料:(U$$_{0.45}$$Gd$$_{0.05}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2-x}$$を調製して融点を測定し、溶融固化した試料のGdの分布状態や熱伝導率などを評価することにより、模擬デブリ中のGdの状態や基礎特性について評価した。この結果、模擬デブリ中のGdはデブリ内に均質に分布することが確認された。また、融点は(U$$_{0.5}$$Zr$$_{0.5}$$)O$$_{2}$$と同程度、熱伝導率は(U$$_{0.5}$$Zr$$_{0.5}$$)O$$_{2}$$の溶融試料に比べて低いことがわかった。

口頭

離散要素法シミュレーションによる転動造粒体の圧壊強度評価

赤司 雅俊; 加藤 正人; 田村 哲也*

no journal, , 

離散要素法シミュレーションによる液体架橋を考慮した転動造粒体の一軸圧縮計算を行い、粒子間に作用する力が造粒体の圧壊強度に及ぼす影響について検討した。また、本シミュレーションの妥当性を検証するため、転動造粒法により調製したCeO$$_{2}$$凝集体に対して単軸圧縮試験を行い、シミュレーション結果と比較した。

口頭

Characterization of melt-solidified (U, Gd, Zr)O$$_{2-x}$$ as simulated corium debris

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅

no journal, , 

福島第一原子力発電所の炉心にはGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を含むUO$$_{2}$$燃料が装荷されていることから、デブリに係る一連の評価の中ではGdの影響について評価しておく必要がある。同時に、炉心からのデブリ取出し作業において溶融燃料の再配置による再臨界への懸念から、炉内のGdの分布状態を把握することも極めて重要な課題となっている。本研究ではGd含有模擬デブリ試料:(U$$_{0.95-y}$$Gd$$_{0.05}$$Zr$$_{y}$$)O$$_{2-x}$$ (y=0,0.5, 2-x=1.989-2.000)を調製して融点を測定し、溶融固化した試料のGdの分布状態の観察や熱伝導率の測定を行うことにより、模擬デブリ中のGdの状態や基礎特性について評価した。

口頭

Phase state estimation of metallic inclusions in simulated corium debris

赤司 雅俊; 森本 恭一

no journal, , 

Corium debris which was generated as a result of core meltdown has non-uniform structure consisting of nuclear fuel and other core component material. In this study, samples of simulated corium debris were prepared from (U$$_{0.46}$$Pu$$_{0.04}$$Zr$$_{0.50}$$)O$$_{2}$$ and Fe$$_{2}$$Zr through the powder mixing, compaction, melt and solidified process to observe the phase state of the samples. The result of elementary analysis showed that it consists of three phases such as Fe metal, Fe-Zr arroy and (U,Pu,Zr)O$$_{2}$$. The Fe and Fe-Zr existed as metallic inclusions of 5 $$mu$$m in mean diameter in the samples.

口頭

Study on the condition of MOX granules suitable for constant die filling in MOX fuel pellet production

赤司 雅俊; 仁科 匡弘; 森本 恭一; 加藤 良幸; 加藤 正人

no journal, , 

MOX造粒粉を用いた充填試験を行い、燃料ペレット製造における金型充填に適したMOX造粒粉の特性評価を行った。その結果、試料の平均粒子径とハウスナー比が金型充填に対する指標となることがわかった。

口頭

燃料デブリ性状把握研究の成果概要; 大規模MCCI試験、MOX模擬デブリ等

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 星野 貴紀; 岡村 信生; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 森本 恭一; 荻野 英樹; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃止措置に係る研究開発プロジェクトとして実施した燃料デブリの性状把握プロジェクトのうち、核燃料サイクル工学研究所が実施した研究開発の成果の概要を報告する。

口頭

28GHzのマイクロ波照射によるCeO$$_{2}$$ペレットの焼結試験

赤司 雅俊; 松本 卓; 加藤 正人

no journal, , 

28GHzのマイクロ波照射によるCeO$$_{2}$$ペレットの焼結試験を実施した。大気雰囲気下にて1200$$^{circ}$$Cの昇温に要した時間は800s程度であり、昇温直後であっても約80%T.D.の焼結体が得られた。2kWの一定出力のマイクロ波照射による焼結により、短時間の焼結で密度80%T.D.以上の健全な焼結体が得られた。

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