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論文

核種の分離・変換技術; 高速炉を利用した変換

柳澤 務*; 宇佐美 晋; 前田 誠一郎

原子力年鑑2018, p.90 - 95, 2017/10

マイナーアクチノイド(MA)の核分裂反応は高速中性子領域で大きくなることから、MAの核変換には高速炉を用いるのが効率的であり、高速炉は、増殖によりウラン利用率を高めながらMAを核変換し、放射性廃棄物の量を低減して環境負荷を小さくできるため、原子力を持続的に利用できる特徴を有している。そこで、高速炉を利用した核種分離・変換を中心に、特に、高レベル廃棄物の減容化・有害度低減に向けた技術開発について、我が国及び仏国における取組みの経緯を述べた。また、高速炉へのMAの均質装荷法と非均質装荷法を用いたMA核変換技術開発の状況を述べるとともに、高速炉によるMA核変換の実績として、「常陽」、「もんじゅ」及び仏国フェニックス炉での実績をまとめた。さらに、酸化物燃料で均質にMAをリサイクルする方式を中心に、放射性廃棄物の減容化等に向けた燃料サイクル技術開発、すなわち、MAの分離技術開発、MA含有燃料の製造技術開発及びMA含有燃料の燃料開発について説明した。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Core design of the next-generation sodium-cooled fast reactor in Japan

菅 太郎*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 大木 繁夫; 前田 誠一郎; 丸山 修平; 大釜 和也

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

In Japan, a 1500MWe-scale sodium-cooled fastreactor (FR) has been designed as a commercial phaseFR for utilizing in an equilibrium FR operation era, and a 750MWe-scale FR has been as a demonstration phase FRfor realizing the commercial phase FR. Thedemonstration phase core adopts a core and a blanketfuel subassembly with the same specifications of thecommercial phase core, and is designed to satisfy designrequirements, especially to accept a broad range of fuelcompositions, which arises in a transition period from anLWR are to an FR era. By optimizing an arrangement offuel subassemblies and control rods, and employing a fluxadjuster, the demonstration phase core gets flat powerdistribution giving high core performances. And its coreand fuel specifications are materialized to satisfy thedesign requirements desired for the next-generation FR.

論文

Development and verification of the thermal behavior analysis code for MA containing MOX fuels

生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。

論文

Study on the mechanism of diametral cladding strain and mixed-oxide fuel element breaching in slow-ramp extended overpower transients

上羽 智之; 前田 誠一郎; 水野 朋保; Teague, M. C.*

Journal of Nuclear Materials, 429(1-3), p.149 - 158, 2012/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Materials Science, Multidisciplinary)

米国EBR-II炉において70-90%の過出力試験を実施した混合酸化物燃料ピンについて、燃料/被覆管機械的相互作用(FCMI)による被覆管外径歪みを評価した。評価では、過出力時の被覆管歪み増分(過渡歪み)を、被覆管材料強度式に基づき累積損傷和(CDF)と関連させた。破損が生じた低強度被覆管の高スミア密度中実燃料ピンでは、CDFが破損目安の1.0に近づいたときに、被覆管の熱クリープ歪みが3次クリープにより急速に増加し、過渡歪みの約半分を占めると評価された。一方、低スミア密度中空燃料ピンでは、FCMIが顕著に緩和されたために過渡歪みがほとんど生じなかったと解釈できた。この中空燃料ピンではCDFが過出力試験末期で0.01と小さく、破損に対して十分な裕度を持つことが示された。高スミア密度の中実燃料ピンにおいても、高強度の被覆管と組合せた場合は、過出力時にも十分な破損裕度が確保されることが示された。

論文

Short-term irradiation behavior of low-density americium-doped uranium-plutonium mixed oxide fuels irradiated in a fast reactor

前田 宏治; 勝山 幸三; 生澤 佳久; 前田 誠一郎

Journal of Nuclear Materials, 416(1-2), p.158 - 165, 2011/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:27.41(Materials Science, Multidisciplinary)

Amを含有する低密度燃料の熱的挙動を把握するため、短期・高線出力照射試験(B14)を高速実験炉「常陽」において実施した。照射試験パラメータとして、燃料O/M比及び燃料-被覆管ギャップ幅を設定し、4本の燃料ピンを装荷した。燃料ピンは48時間のプレコンディショニングにより組織変化させた後、最大線出力470W/cmまで急昇させて10分間保持された。照射後に破壊試験により燃料溶融が生じていないことや、PuやAmの再分布について調査した。本破壊試験結果は、これまでに取得したデータと比較して熱的性能を検討した。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅの長期保管燃料の経年的影響の考察

加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.

JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB

「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。

報告書

「もんじゅ」における実用化像実証炉心の設計検討,2

齋藤 浩介; 前田 誠一郎; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 中沢 博明

JAEA-Technology 2006-035, 76 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-035.pdf:5.25MB

耐スエリング性に優れた酸化物分散強化型フェライト鋼(ODS鋼)を炉心材料に適用し、太径中空ペレットを用いた燃料を取替燃料として装荷し、実用化段階で想定される炉心・燃料像(取出平均燃焼度約150GWd/t,長期運転サイクル)を高速増殖原型炉「もんじゅ」で実証する構想の検討を進めている。2003年度に実施した設計検討時点からODS鋼の材料強度基準案が改訂されたことを踏まえ、その影響を把握するとともに核・熱・燃料設計の成立性に関して改めて確認した。ODS鋼の材料強度の低下に対応して被覆管強度評価の成立性が確保できるように被覆管肉厚と外径との比を増加させるように燃料仕様を見直した。これに伴って被覆管外径,運転サイクル期間等の炉心・燃料に関する基本仕様を再設定した。なお、本検討では現行の原子炉出力を維持できる127本バンドル炉心案を対象とした。核設計検討では、燃料仕様変更による燃料体積率の低減に伴う影響を受けるものの、最大線出力,燃料反応度等の主要な評価項目について設計目標を満足し、成立性が確保される見通しを確認した。熱・燃料設計では、被覆管強度評価を満足する被覆管最高温度を把握するとともに炉内出力分布を踏まえ、この被覆管最高温度を満足するように冷却材流量配分設計が可能な見通しであることを確認した。

論文

Development and demonstration of ATR-MOX fuel

安部 智之; 前田 誠一郎; 中沢 博明

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13), 0 Pages, 2005/05

新型転換炉(ATR: Advanced Thermal Reactor)原型炉「ふげん」は、平成15年3月に運転を終了した。25年間の運転期間中に、単一の熱中性子炉としては世界最多のMOX燃料を装荷し、世界に先駆けてプルトニウムの本格利用を果たしてきたと言える。このATR燃料の開発と実績について報告する。

論文

高レベルガラス固化体の性能評価に関する研究; 現状と信頼性向上にむけて

稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎*; 牧野 仁史*; 石黒 勝彦*; 亀井 玄人*; 河村 和廣*; 前田 敏克; 上野 健一*; 馬場 恒孝*; 油井 三和*

原子力バックエンド研究, 10(1-2), p.69 - 83, 2004/03

地層処分における高レベルガラス固化体の性能評価の現状について総説した。ガラス固化体の水への溶解及び核種浸出に関する現象理解は過去20-30年で大きく進展し、現時点で保守的な性能評価は可能であると考えられる。しかしながら、評価の信頼性向上の観点からは、長期の処分期間におけるガラス溶解反応メカニズムや各国で異なる実際の処分環境の影響についての基礎科学的理解をさらに深めるとともに、それらの成果を十分に反映した性能評価モデルの構築が望まれる。これら基礎研究の進展は処分システム全体の性能評価の信頼性向上、さらには処分システムの合理性や経済性の向上にも寄与できるものと期待される。我が国におけるガラス固化体の性能評価研究は、米国,フランス等における多角的な研究と比較して十分なものとは言えず、さらなる拡充が望まれる。

報告書

高レベル放射性廃棄物ガラス固化体 -性能評価の現状と課題-

稲垣 八穂広*; 三ツ井 誠一郎; 牧野 仁史; 石黒 勝彦; 亀井 玄人; 河村 和廣; 前田 敏克*

JNC-TN8400 2003-036, 53 Pages, 2003/12

JNC-TN8400-2003-036.pdf:0.51MB

我が国においては、実際の処分環境に適応した詳細な評価やデータ/モデルの検証といったガラス固化体の性能に関する充分な知見の構築が、地層処分の信頼性を客観的に示す上で重要な役割を果たすものと考えられ、更なる研究が必要とされている。 本稿では、ガラス固化体の性能評価に関するこれまでの研究成果を整理、検証した。また、各国の研究の現状を比較評価する事で、その信頼性向上に向けて今後我が国が取り組むべき研究課題を明らかにした。

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

論文

ATR-MOX Fuel Design and Development

前田 誠一郎; 安部 智之; 中沢 博明

Inter'l Conf.Advanced Nuclear Power(GENES4/ANP2003, 8 Pages, 2003/00

新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」の全運転期間において、1体の燃料破損もなく、MOX燃料集合体772体が使用された。これにより、燃料設計、品質管理等を含むJNCのMOX燃料製造技術の妥当性が実証された。実証炉向けに高度化燃料(36本型:38GWd/t)の開発が行われ、「ふげん」における定常照射試験により、FPガス放出、被覆管腐食、燃料棒伸び等の照射挙動が明らかになると共に設計の妥当性が確認された。さらに、試験炉における出力急昇試験、パルス照射試験により、過渡・事故時の照射挙動についても明らかになった。実証炉計画は中止になったものの、水炉MOX燃料の照射挙動データ等はプルサーマル燃料の開発等に貢献した。

口頭

Am含有MOX燃料高線出力試験(B14照射試験),1; 全体計画

前田 誠一郎; 水野 朋保; 青山 卓史; 北村 了一; 竹内 則彦; 安部 智之

no journal, , 

アメリシウム(Am)等のマイナーアクチニド(MA)を含有した高速炉用燃料の熱的性能を確認するために、高速実験炉「常陽」において、Amを含有させた低密度MOX燃料を用いて高線出力での照射を行うとともに照射後試験を実施している。本報告では、この照射試験にかかわる全体計画,概要について紹介する。

口頭

Am含有MOX燃料高線出力試験(B14照射試験),7; 高速炉用MOX燃料の熱設計に関する評価

生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 中島 弘*; 小池 直人

no journal, , 

高速実験炉「常陽」において、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認のため、Am含有MOX燃料の高線出力試験(B14照射試験)を実施した。本報告ではB14照射試験結果に基づき、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認,燃料挙動解析コードの検証及び熱設計について検討した。

口頭

MOX燃料熱伝導率の燃焼効果

生澤 佳久; 森本 恭一; 前田 誠一郎; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

酸化物燃料の熱伝導率は、照射挙動評価や設計評価において重要な物性であるが、熱伝導率は燃焼とともに低下する。このような熱伝導率の低下は、UO$$_{2}$$燃料を中心に評価されているがMOX燃料においては十分な知見が得られていない。プルトニウム富化度2.5$$sim$$4.5wt%の未照射及び照射済MOX燃料の熱拡散率を測定し、燃焼による熱伝導率への影響について評価した。熱伝導率は、燃焼とともに低下する傾向にあった。燃焼に伴う熱伝導率の低下は、フォノン伝導モデルにより説明できる。さらに、MOX燃料における燃焼による熱伝導度の低下は、UO$$_{2}$$燃料と比べ小さい可能性があることがわかった。

口頭

中空燃料下部閉塞部の熱的挙動に関する検討

永沼 正行; 前田 誠一郎; 根本 潤一*

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で検討を進めている高速増殖炉実証炉では、製造性に優れ、高燃焼度・高線出力化が可能な中空燃料の採用を予定している。中空燃料における重要な課題の一つとして、中空部表面の燃料欠落ちによる燃料カラム下部の閉塞挙動が挙げられる。中空部の閉塞は局所的な燃料物質の増加から線出力やスミア密度の増加をもたらし、燃料ピンの熱的・機械的健全性に影響を与える可能性があり、実機への採用に向け挙動を把握する必要がある。閉塞挙動に関して、原子力機構では80年代に米国Argonne National Laboratoryとの共同研究で実施した運転信頼性試験の中で、中空燃料ピンの定常・過渡照射試験を実施し、閉塞部近傍の詳細なPIEを実施している。本報告では、この照射燃料ピンを対象に、閉塞挙動のうち熱的健全性への影響に着目することとし、閉塞部近傍の詳細な熱解析を行い、PIE結果(金相による組織変化)を適切に再現できる解析モデルを評価した。

口頭

照射済みMA含有燃料ピンにおけるアクチニド再分布

前田 宏治; 佐々木 新治; 生澤 佳久; 小山 真一; 前田 誠一郎

no journal, , 

マイナーアクチニド(MA)を含有する高速炉MOX燃料の実用化(5%MAリサイクル,1%平衡リサイクル)には、その熱的性能を照射試験等によって評価することが重要である。特に、燃料溶融に対する裕度を精度よく評価するには、照射中に生じる組織変化とMA(Am)再分布挙動の把握が必要である。高速実験炉「常陽」で照射されたMA含有燃料ピン(B14)について金相試験と元素分析を実施して、照射初期の組織変化に伴うアクチニド元素の径方向再分布を、これまでに取得したデータとともに検討した結果を報告する。

口頭

Status of the development of fast breeder reactor fuels in FaCT project

前田 誠一郎

no journal, , 

原子力機構では2006年から開始したFaCTプロジェクトにおいて、MA含有MOX燃料を用いたナトリウム冷却型FBRであるJSFR,先進湿式再処理,簡素化ペレット法による燃料製造からなるシステムを主概念として開発を集中させている。JSFR用の燃料集合体の概念設計研究も現在進行中である。炉心設計では取出平均燃焼度150GWd/tまでの高燃焼度燃料及び長期運転を指向している。高燃焼度を達成するために、高速中性子照射に対する耐スエリング性を有し、高温強度を有するODS鋼を被覆管材として適用する。この大型燃料集合体には、炉心損傷事故での安全性を高めるために菱形内部ダクトを設置している。原子力機構とロシアRIARとの共同研究として、ODS鋼を用いた燃料ピンの照射試験をBOR-60で実施し、FCCI等の基本特性を確認するとともに被覆管製造における品質管理上の課題を摘出した。また、燃料製造技術としては、簡素化ペレット法として、造粒工程を統合したプルトニウム富化度調整済み溶液を用いた脱硝技術,ダイ潤滑成型技術等の革新技術開発を進めている。

口頭

海水中におけるガラス固化体の浸出挙動

大森 弘幸; 前田 敏克; 三ツ井 誠一郎; 馬場 恒孝

no journal, , 

沿岸域に地層処分場を立地した場合における高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の溶解メカニズムを調べるために、模擬ガラス固化体を用いた静的浸出試験を人工海水中で実施した。海水成分であるマグネシウムイオンが共存する条件では、ガラス固化体の溶解速度は時間とともに減少せず速い速度のままで溶解するが、液中マグネシウムイオンの濃度が低くなるとガラス固化体の溶解速度は低下した。また、浸出したガラス表面にマグネシウムケイ酸塩が析出していることがわかった。これらの結果から、海水中ではマグネシウムケイ酸塩が形成されることによってガラスの種構成元素であるケイ素が消費されるため、ガラス固化体の溶解が速い速度で進行したものと考えられる。

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