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論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Improving the corrosion resistance of silicon carbide for fuel in BWR environments by using a metal coating

石橋 良*; 田邊 重忠*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

沸騰水型原子炉環境における炭化ケイ素(SiC)の耐食性を改善するため、SiCの耐食性に及ぼすコーティングの効果を評価した。SiCは、ジルカロイに比べて水素発生速度や反応熱が低いため、事故耐性燃料の有力な候補材料として期待されている。しかしながら、SiC燃料被覆管やチャンネルボックスを実際に適用するには、いまだに多くの解決すべき課題が残されており、その一つが高温水中での腐食である。SiCは化学的には安定であるが、酸化によって形成されるSiO$$_{2}$$が高温水に溶出する。SiCの溶解速度は非常に低いが、炉水に溶出したSiO2濃度は規制基準値以下に抑制されなければならない。本研究では、非照射条件での高純度水中における腐食試験前後を比較し、SiCの腐食挙動に及ぼす候補コーティング技術の効果を評価した。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

報告書

シビアアクシデント後の再臨界評価手法の高度化に関する研究(共同研究)

久語 輝彦; 石川 眞; 長家 康展; 横山 賢治; 深谷 裕司; 丸山 博見*; 石井 佳彦*; 藤村 幸治*; 近藤 貴夫*; 湊 博一*; et al.

JAEA-Research 2013-046, 53 Pages, 2014/03

JAEA-Research-2013-046.pdf:4.42MB

本報告書は、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の収束に貢献することを目的として、日本原子力研究開発機構と日立GEニュークリア・エナジーが、2011-2012年度の2年間にわたって共同で実施した研究の成果をまとめたものである。本研究ではまず、現状の福島第一原子力発電所において再臨界に到るシナリオを検討した。引き続いて、そのシナリオに応じた投入反応度及び反応度フィードバックメカニズムをモデル化して、シビアアクシデント後の原子力発電所における再臨界事象を評価できる手法を開発し、汎用炉心解析システムMARBLE上で稼働する臨界事故シミュレーションツールPORCASとして整備した。さらに、このPORCASを用いて、福島第一原子力発電所における代表的な再臨界シナリオの挙動解析を行い、この結果を用いて被ばく線量を評価することにより、公衆への影響の程度を概算した。

論文

Temperature and magnetic field dependent Yb valence in YbRh$$_2$$Si$$_2$$ observed by X-ray absorption spectroscopy

中井 裕人*; 海老原 孝雄*; 筒井 智嗣*; 水牧 仁一朗*; 河村 直己*; 道村 真司*; 稲見 俊哉; 中村 俊幸*; 近藤 晃弘*; 金道 浩一*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 82(12), p.124712_1 - 124712_5, 2013/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.95(Physics, Multidisciplinary)

重い電子化合物であるYbRh$$_2$$Si$$_2$$のYb価数の温度磁場依存性をX線吸収分光で観測した。測定からは、何れも突然の変化なしに、Yb価数が2Kから200Kの範囲で温度の下降に伴い減少することと、0Tから33Tの範囲で磁場の増加に伴い増加することが明かになった。Ybの価数は、磁場と温度に依存して、2.92から2.96の範囲であった。価数が2Kでは0Tで2.92で33Tで2.93である点で、YbRh$$_2$$Si$$_2$$は価数揺動状態にあることがわかり、高磁場でも整数価数に届かない。これらの結果はYbの価数が整数価数の3+に非常に近く、降温に伴い減少し、磁場の印加に伴い3+に近づくというこれまでの知識を支持するものである。

報告書

地層処分低レベル放射性廃棄物の安全評価解析と物量変動の処分場への影響に関する検討・評価(共同研究)

長谷川 信; 近藤 等士; 亀井 玄人; 平野 史生; 三原 守弘; 高橋 邦明; 船橋 英之; 川妻 伸二; 植田 浩義*; 大井 貴夫*; et al.

JAEA-Research 2011-003, 47 Pages, 2011/02

JAEA-Research-2011-003.pdf:3.99MB

原子力発電環境整備機構と日本原子力研究開発機構は協力協定に基づき、2009年度から「TRU廃棄物の処分に係る検討会」を設置し、TRU廃棄物の処分のための検討を実施している。今回の検討では、原子力機構が開発したTigerコードと原子力発電環境整備機構が今後の安全評価に使用を予定しているGoldSimコードについて、同一条件でのベンチーマーク解析を行い、双方の信頼性について確認を行った。2つのコードの解析結果が同程度のものであったことから、両者の解析コードの信頼性について確認ができたものと考える。また、処分場へ処分する想定物量(約19,000m$$^{3}$$)が変動した場合の処分場設計への影響について検討を行った。その結果、第2次TRUレポートの概念に基づき評価した場合、10%程度の廃棄体量の増加は、現在の処分場設計に適用している地層処分技術で対処可能であることが確認できた。

論文

Absolute calibration of imaging plate for GeV electrons

中新 信彦*; 近藤 公伯; 薮内 俊毅*; 辻 和樹*; 田中 和夫*; 鈴木 伸介*; 安積 隆夫*; 柳田 謙一*; 花木 博文*; 小林 尚志*; et al.

Review of Scientific Instruments, 79(6), p.166102_1 - 066102_3, 2008/06

高エネルギー電子線の検出器として利用されるイメージングプレートの絶対感度較正を行った。GeV領域に感度較正範囲を広げるべくSPring-8の入射用ライナックを利用した。この結果、従来の100MeVまでの感度が1GeVまで広げられた。

論文

大規模シミュレーションをマネージメントする機能分散制御システム

上島 豊; 近藤 孝夫*; 磯貝 健太郎*

情報処理学会MPSシンポジウム論文集, 2003(14), p.151 - 158, 2003/10

大規模シミュレーションにおいて生成される大容量のデータをどのように扱い、どのように管理するかという問題は、最重要課題の一つである。研究者の多くが、シミュレーションや実験において、自らの経験であらかじめデータ出力を制限したり、処理をするデータを経験で限定したりすることで、データの洪水から研究の質を死守している。われわれは、上記問題に着眼して、この爆発増大するデータからより効率的に情報を取り出し、研究を推進するための仕組みの開発を行っている。その第一歩として、大規模シミュレーションに焦点を定め、研究過程で利用されるさまざまな作業を複合的に組合せ、実行,管理を行うシステムについて報告する。

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,2; BWR用FeCrAl-ODS鋼

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行

no journal, , 

事故耐性を有するBWR燃料被覆管材料としてFeCrAl-ODS鋼を開発している。平成27年度は各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行性(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における自己進展緩和効果を確認した。本発表では、平成28年度に実施した照射試験を含むより総合的な取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。

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; BWR用SiC複合材料

垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行

no journal, , 

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てBWR燃料材料用SiC複合材料の開発を進めている。本発表では平成28年度に得られた成果の概要を紹介する。

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,1; 全体概要

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; et al.

no journal, , 

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開始された。我が国においても、2011年以降に様々な関連のプロジェクトが立ち上がる中、本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの支援を受けたプロジェクトの一つとして、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、及び経験を十分に活かしつつ、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2015年10月より開始された。本プロジェクトの成果は、全16件を4つのシリーズ発表に分けて行う。本発表では、最初のシリーズ発表において、プロジェクトの全体概要を説明する。

口頭

BWR炉心安全性向上のためのSiC材料適用に向けた研究開発,1; BWR模擬環境における耐食被覆によるSiCからのシリカ溶出抑制

石橋 良*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

no journal, , 

従来のZr合金と比べて水素発生速度及び水蒸気酸化の反応熱が低い炭化珪素(SiC)は事故耐性燃料材料として有望である一方で、SiCを燃料被覆管及びチャンネルボックスに実際に適用するにあたっては多くの課題が存在すると考えられており、その一つが高温水腐食である。SiCは化学的に安定であるものの、わずかに溶出するシリカが水質管理上懸念となる可能性があることから、耐食被覆による溶出抑制が必要である。そこで、沸騰水型原子炉通常炉内水質(BWR-NWC)環境でのSiCの耐食性向上を目的に、SiC基材に対する耐食被覆技術を検討してきた2)。BWR-NWC模擬環境での被覆候補の耐食性を確認することを目的に、被覆したSiC試験片の耐食性に及ぼす溶存酸素濃度の影響を評価した。

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,1; 全体概要

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

no journal, , 

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な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開始されている。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たプロジェクトの一つとして、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、及び経験を十分に活かしつつ、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、2015年10月から開始され継続実施中である。

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,2; BWR用FeCrAl-ODS鋼

坂本 寛*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

平成28年度までに各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行材(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における事故進展緩和効果を確認している。本発表では、平成29年度に継続実施した照射後試験を含む取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。

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; BWR用SiC

佐藤 寿樹*; 垣内 一雄*; 石橋 良*; 池側 智彦*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

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として、BWR用被覆管, チャンネルボックスへの適用を目指したSiC複合材料の開発を進めている。本発表では、平成29年度に実施した成果の概要を紹介する(RIA解析の評価は本学会にて別途シリーズ発表する)。

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.

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