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論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Experimental study for the production cross sections of positron emitters induced from $$^{12}$$C and $$^{16}$$O nuclei by low-energy proton beams

赤城 卓*; 八木 雅史*; 山下 智弘*; 村上 昌雄*; 山川 善之*; 北村 圭司*; 小倉 浩一; 近藤 公伯; 河西 俊一*

Radiation Measurements, 59, p.262 - 269, 2013/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:67.43(Nuclear Science & Technology)

陽子線癌治療では体内の$$^{12}$$Cあるいは$$^{16}$$Oと陽子線の相互作用によって陽電子放出核が生成される。この陽電子放出核に起因する陽電子の消滅放射線をPET装置でモニタリングすることによって陽子線の到達深さと照射線量を確かめる方法の研究が行われている。我々は、通常の陽子線治療施設で使われている装置を使って、照射線量を評価するために必要な陽電子放出核生成断面積を測定する方法を研究している。高感度PETスキャナー装置を使用し陽電子放出核に起因する消滅放射線の強度の時間変化を測定することによって4つの反応反応($$^{16}$$O(p,pn)$$^{15}$$O, $$^{16}$$O(p,3p3n)$$^{11}$$C, $$^{16}$$O(p,2p2n)$$^{13}$$N, $$^{12}$$C(p,pn)$$^{11}$$C)の断面積を評価した。その結果、$$^{16}$$O(p,pn)$$^{15}$$O反応の結果は以前の測定結果とよく一致した。一方、$$^{12}$$C(p,pn)$$^{11}$$C反応の結果は以前の測定より低い値であった。

口頭

R&D activities for Accident Tolerant Fuel Materials (ATFs) in Japan

山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生

no journal, , 

2011年の東日本大震災と津波、そして福島第一原子力発電所(1F)で起こった出来事の後、世界の興味はそのような極めて稀な出来事の間でも十分に性能が高められた燃料の探索に向けられ、それから多くの国で事故耐性燃料(ATF)開発プログラムが開始された。日本においては、1F事故以降、実用化研究, 製造技術開発、そして技術基盤整備のための幾つかのATFプログラムが始まった。日本において検討されているATF候補材料は、炭化ケイ素(SiC)複合材とFeCrAl鋼を微細な酸化物粒子の分散で強化したFeCrAl-ODS鋼である。SiC複合材は、汎用のジルコニウム合金に比べて、水素発生量が少なくまた反応熱も低いため非常に魅力的な材料である。それ故に、加圧水型軽水炉の燃料被覆管や沸騰水型軽水炉の燃料被覆管やチャンネルボックスとしての使用が期待されている。一方、FeCrAl-ODS鋼は将来有望な材料であり、沸騰水型軽水炉の燃料被覆管としての応用が考えられている。

口頭

Japanese R&D program for establishing technical basis of accident tolerant fuel materials

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.

no journal, , 

In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.

口頭

R&D program for Establishing Technical Basis of Accident Tolerant Fuel Materials in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.

no journal, , 

In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.

口頭

Current status and future prospect of light water reactor accident-tolerant fuels R&D in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

no journal, , 

事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,3-1; 全体概要

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 倉田 正輝; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.

no journal, , 

軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、2015年より経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発を進めている。本シリーズ発表では、事業の中で対象としている、BWR用FeCrAl-ODS鋼, BWR用SiC複合材料, PWR用SiC複合材料の研究開発の現状、及び共通試験技術開発として実施したSiC複合材料のラウンドロビン試験について概略内容を紹介する。本発表では事業全体の概要を紹介する。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,1; 核熱連成シミュレーションシステムの概要

川西 智弘; 長家 康展; 吉田 啓之; 秋江 拓志; 多田 健一; 小野 綾子

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、軽水炉設計の高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を開始した。本シミュレーションシステムにおいては、核計算コードとして連続エネルギー中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを、熱流動計算コードとして、詳細二相流解析コードTPFITあるいは3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いることで、気泡などの移動に伴う3次元かつ非定常なボイド率の変化を考慮した上で、高精度な中性子輸送計算を可能とする。これにより、これまで明らかとなっていない、微小な時空間的なボイド率の変動による炉出力への影響が明らかとなるとともに、現在の核熱連成シミュレーションに関しての参照解の提供が期待できる。本報告では、開発中のシステムの概要や開発状況について報告する。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,3; プロトタイプシミュレーションシステムの開発

多田 健一; 秋江 拓志; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、軽水炉設計の高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を開始した。本発表では、先進的核熱連成シミュレーションシステム開発に必要な知見を得るために開発したプロトタイプシミュレーションシステムの概要と、プロトタイプ開発を通じて得られた知見について報告する。

口頭

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,2; サブチャンネル内詳細気泡分布が核計算に与える影響

秋江 拓志; 多田 健一; 小野 綾子; 長家 康展; 吉田 啓之; 川西 智弘

no journal, , 

原子力機構では、軽水炉の設計高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を進めている。本報告では、サブチャンネル内の詳細な気泡分布が核分裂率(出力分布)に与える影響を調査した。

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