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論文

Development of a mixed oxide fuel pin performance analysis code "CEDAR"; Models and analyses of fuel pin irradiation behavior

上羽 智之; 水野 朋保; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 280, p.27 - 36, 2014/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.47(Nuclear Science & Technology)

「CEDAR」はFBR用MOX燃料ピンの照射挙動を解析することを目的として開発した解析コードである。本コードは被覆管と燃料内のそれぞれ応力-歪み状態や燃料ペレットと被覆管との機械的相互作用(PCMI)を適切に解析するため、機械計算部にFEMを適用した。更に、燃料ピンの照射挙動を機構論的に解析するため多くの主要な照射挙動モデルを統合した形で導入し、これにより実際の燃料ピン照射挙動を忠実に表現できる。コードの解析機能は、燃料ペレット温度, FPガス放出率, ピン外径変化の解析結果が実測データを適切に再現できることを確認することで検証した。燃料ピンの照射挙動として、Amの再分布、PCMI, JOG形成等の機構について、照射試験燃料ピンの挙動解析を通して解釈した。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for SFR high breeding cores

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-012, 13 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-012.pdf:2.34MB

中空ペレットを用いた混合酸化物(MOX)燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼被覆管による燃料ピンは、実用化ナトリウム冷却高速炉の有望な燃料概念である。この燃料概念を標準の低増殖炉心、break-even炉心((高速炉)平衡期炉心)、高増殖炉心に適用することが検討されている。高増殖炉心における燃料ピンの定常運転時の照射挙動を理解するため、U,Pu酸化物燃料とマイナーアクチニド含有燃料の照射挙動計算を、原子力機構で開発した燃料ピン挙動解析コード"CEDAR"を用いて実施した。燃料温度履歴、燃料と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を評価した結果、本研究で検討した燃料仕様と照射条件において、MOX燃料ピンは250GWd/tまで健全に照射できる見通しが得られた。また、$$phi$$10.4mmの太径ピンでは、問題となるような挙動は解析されなかった。MA含有燃料の温度は、(U,Pu)酸化物燃料よりも高くなる傾向が示されたが、MAによる燃料挙動への影響は限定的であるという評価結果となった。

報告書

Fast reactor fuel pin behavior analyses in a LOF type transient event

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-011, 10 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-011.pdf:2.02MB

燃料中心温度や被覆管最高温度のように、過渡事象時の高速炉燃料ピンの健全性に影響する因子を評価するため、燃料解析コード"CEDAR"による照射挙動評価を実施した。冷却材喪失型(LOF)の過渡事象時における燃料ピンの温度履歴を、炉心過渡計算コード"HIPRAC"に導入した2通りのギャップコンダクタンスモデル(Ross&Stoute型のギャップコンダクスタンスモデル及び一定のギャップコンダクタンスモデル)に基づき計算した。被覆管最高温度と被覆管周辺の冷却材温度は、Ross&Stouteモデルではギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することにより、一定のモデルを用いる場合よりも低く計算された。これより、一定のギャップコンダクタンスモデルによる炉心過渡計算では、現実的なRoss&Stouteモデルを用いる場合よりも、被覆管と冷却材温度の評価結果は保守的になることが示された。

報告書

Fuel temperature analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-010, 17 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-010.pdf:2.46MB

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力国際フォーラム(GIF)において、有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料の一つである。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して、挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。原子力機構においても、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を簡易計算プログラムにより実施した。燃料へのナトリウム侵入を考慮した実効熱伝導度による燃料軸方向温度分布は、照射後の実際の燃料組織と良く整合する結果となった。これより、ナトリウム侵入を考慮した燃料実効熱伝導は、照射挙動評価に適すると考えられる。

報告書

Fuel temperature analyses at overpower of metallic fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-009, 12 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-009.pdf:1.3MB

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)において有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料である。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。過出力事象時の温度解析は燃料健全性評価上重要であるため、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を原子力機構で開発した簡易計算プログラムを用いて実施した。過出力事象時の最大出力、すなわち定常運転時の110-120%の出力条件において、燃料温度は最高で1100Kと評価され、燃料溶融が回避できることが示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for startup core of a demonstration SFR

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-007, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-007.pdf:1.69MB

耐スエリング性の優れるオーステナイト鋼であるPNC316は、ナトリウム冷却高速実証炉(SFR)の初期炉心の被覆管候補材料である。PNC316被覆管と(U,Pu)酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を、燃料挙動解析コードCEDARにより解析した。この解析により、燃料温度履歴、燃料と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を評価した。評価の結果、燃料ピンはピーク燃焼度100GWd/tまで健全性が確保されることが示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of MA bearing oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-006, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-006.pdf:1.72MB

実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料概念として、マイナーアクチニド(MA)を含有した酸化物燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンが、TRU均質リサイクル計画で検討されている。軽水炉(LWR)から高速炉への移行期間において、LWRの使用済燃料からTRUを抽出する場合、燃料中のMAの含有量は5wt%と評価された。この条件で、燃料温度と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を燃料挙動解析コード"CEDAR"で解析し、高燃焼度条件での(U,Pu)酸化物燃料及びAmを添加した酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を評価した。また、被覆管の内圧履歴や照射後の変形プロファイルを評価した。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-005, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-005.pdf:1.7MB

中空ペレットを用いた混合酸化物(MOX)燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンは、実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の有望な燃料概念である。(U,Pu)酸化物燃料とAm添加の酸化物燃料による中空ペレットを用いたMOX燃料ピンの高燃焼度条件への適用性について、原子力機構で開発した燃料ピン挙動解析コード"CEDAR"を用いて評価した。燃料温度履歴、被覆管変形履歴、照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、被覆管内圧履歴と照射後の被覆管変形プロファイルの評価結果から、製造時の燃料ピンギャップ幅が十分に設けられていることにより、燃料-被覆管機械的相互作用(FCMI)は顕著にならないことも示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-004, 16 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-004.pdf:1.52MB

ナトリウム高速冷却炉(SFR)の開発では、混合酸化物(MOX)燃料の副概念として、U-Pu(TRU)-Zを成分とする金属燃料スラグと酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)を用いた燃料ピンが検討されている。この燃料ピンの高燃焼度への適用性について、原子力機構で開発した簡易プログラムを用いて評価した。燃料温度履歴,ギャップ幅履歴,照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、プレナムガス圧履歴と照射後の被覆管の変形プロファイルの評価結果から、燃料ピンのガスプレナム体積を十分に確保しているため、ガス圧による被覆管の変形が生じないことも示された。0.4wt%のAm添加燃料では、燃料中心温度の上昇が計算されたが、U-Pu-Zr燃料と比較してこの温度上昇分はわずかであった。

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:78.12(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

Correlations among FBR core characteristics for various fuel compositions

丸山 修平; 大木 繁夫; 大久保 努; 川島 克之; 水野 朋保

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(6), p.640 - 654, 2012/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.12(Nuclear Science & Technology)

本研究は、FBRの炉心核特性(燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度,ドップラー係数)の燃料組成変動に伴う相関をそのメカニズムとともに示したものである。その中で、重要な核特性の一つであるドップラー係数については、臨界性から要求される拘束条件を燃料組成変動に課すことで、燃焼反応度,ナトリウムボイド反応度との相関が得られることが明らかとなった。これら相関の発見は、軽水炉-高速炉移行期の炉心設計において考慮する必要のある、反応度制御や安全特性の幅の特定を容易にする有益な情報となる。また、これらの相関の応用として、迅速かつ合理的な核特性変動の評価を行うために、燃焼反応度の簡易指標を導入した。この簡易指標と炉心核特性の相関を用いることによって、さまざまな燃料組成に対して、繰り返しの炉心計算を実行することなしに、炉心核特性変化を見積もることが可能となった。

論文

U-Pu-Zr metallic fuel core and fuel concept for SFR with a 550$$^{circ}$$C core outlet temperature

永沼 正行; 尾形 孝成*; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

FaCTプロジェクトでは、金属燃料を用いたナトリウム冷却高速炉を副概念に選定し、その設計研究を実施している。FaCT炉心では、経済性の観点から炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成することが重要であるが、金属燃料では、被覆管との共存性による液相形成回避のため運転時の被覆管内面最高温度が650$$^{circ}$$Cに制限されるという問題がある。この高温化に向けた問題の対策として、原子力機構では、Pu富化度1領域・重金属密度2領域を採用し炉心出力分布の時間変化を安定化した炉心概念を開発し検討を進めている。本報告では、この炉心概念を採用した中型高速炉の炉心・燃料設計の検討を実施し成立の見通しを得た。また、金属燃料を高出口温度のナトリウム冷却高速炉に実際に適用するには、高被覆管温度条件での照射試験データの拡充が必要であり、そのため、電力中央研究所と原子力機構の共同研究として「常陽」にて金属燃料の照射試験を計画している。本報告では、上記FaCT炉心の燃料設計に関連し、この照射試験の概要・状況等に関する説明も行った。

論文

Fast reactor core design considerations from proliferation resistance aspects

川島 克之; 小川 隆; 大木 繁夫; 大久保 努; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 12 Pages, 2012/00

FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据え、核不拡散性をより高めた高速炉サイクルの追求を設計目標の一つとしている。高速炉のブランケットにはPu-239の組成割合が比較的高いPuが生成される。炉心設計においては、ブランケットあるいはブランケット生成Puの取扱いを工夫することにより、内在的な核拡散要因を低減できる可能性がある。本検討では、1500MWe MOX燃料炉心において、径方向ブランケット削除炉心,低富化度MOX燃料付炉心、及びMA添加ブランケット炉心のそれぞれの核特性及び核不拡散性向上への影響について検討した。

論文

Power distribution skewing effects on fuel temperature during TOP in a large commercial-base fast reactor

川島 克之; 大久保 努; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

FaCTプロジェクトでは、将来的なFBR実用時期を見据えて安全評価手法の合理化を進めている。高速炉炉心の過渡事象解析手法として、従来より、炉心核動特性は一点近似動特性モデル、熱流動特性は多チャンネル・単ピン伝熱流動解析モデルに基づく解析コードが使用されてきた。本研究では、JSFRで採用されている大型MOX燃料高内部転換型炉心において、TOP型事象(制御棒引抜事象)時の燃料温度に対する出力歪の影響、及びホットピンの最大出力ピーキングに対する局所フィードバック反応度の影響を検討し、その考慮の有用性を示した。

論文

A Preliminary assessment of the adoption of innovative technologies in the Fast Reactor Cycle Technology Development (FaCT) project in Japan

佐藤 浩司; 小竹 庄司; 藤田 雄二; 水野 朋保

Energy Procedia, 7, p.140 - 145, 2011/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.78

原子力機構は、2050年より前に高速炉サイクルシステムを実用化すべく、電力と協力してFaCTプロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、経済競合性の改善,安全性・信頼性,持続可能性及び核不拡散性の向上を図るために、技術的課題を有する多くの革新技術を積極的に採用している。その革新技術採否を2010年度末までに決定するための作業が進行中である。この論文は、現時点での予備的評価結果を紹介する。

論文

Irradiation performance of fast reactor MOX fuel pins with ferritic/martensitic cladding irradiated to high burnups

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 勝山 幸三; Makenas, B. J.*; Wootan, D. W.*; Carmack, J.*

Journal of Nuclear Materials, 412(3), p.294 - 300, 2011/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:35.08(Materials Science, Multidisciplinary)

ACO-3は米国FFTFのCDE試験で232GWd/tの高燃焼度を達成した集合体であり、高速中性子照射量は39$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に達した。ACO-3は、フェライト/マルテンサイトのHT-9鋼を被覆管に使用しており、本照射試験によりHT-9鋼は耐スエリング性能が極めて優れることが実証された。照射後試験の結果、燃料ピンにはMOX燃料カラム部とMOX燃料/ブランケット境界部に外径増加が生じていることが確認されたが、その大きさは高々1.5%程度であることを確認した。燃料ピン照射挙動評価の結果、MOX燃料カラム部のピン外径増加は被覆管のスエリングとガス内圧による照射クリープ変形であり、MOX燃料/ブランケット境界部に生じた局所的な外径増加はセシウムと燃料との反応によるPCMIが原因で生じたことが示された。さらに、このPCMIはブランケットと被覆管のギャップ幅を大きくとったことにより、効果的に緩和されたことも示された。

論文

Evaluation of creep damage and diametral strain of fast reactor MOX fuel pins irradiated to high burnups

上羽 智之; 十亀 求; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 堂野前 貴子; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.712 - 720, 2010/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.86(Nuclear Science & Technology)

燃料ピンの寿命決定因子の一つであるクリープ損傷を、ピン平均燃焼度で120GWd/t以上の高燃焼度を達成したオーステナイト鋼被覆管によるMOX燃料ピンを対象に評価した。ピン内圧によるクリープ損傷の程度を累積寿命損傷和(CDF)によって評価した結果、燃焼末期におけるCDFは10$$^{-2}$$から10$$^{-4}$$と非常に小さな値になり、燃料ピンにはクリープ損傷による破損に対し十分な余裕があることが示された。燃料ピンの支配的な寿命制限因子を検討するため、ピン平均燃焼度を140GWd/tまで延長した場合のCDFと外径増加を予測し、それぞれに対して暫定的に定めた制限値と比較した。その結果、燃焼度延長に伴い被覆管のスエリングが大きくなることにより、外径増加が制限値に達する時期がCDFよりも早期になることが示された。これより、オーステナイト鋼被覆管の燃料ピンの場合は、被覆管スエリングが大きくなるため、寿命はクリープ損傷よりも外径増加に事実上は支配されると考えられる。

論文

The Impact of americium target in-core loading on reactivity characteristics and ULOF response of sodium-cooled MOX FBR

山路 哲史; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努

Nuclear Technology, 171(2), p.153 - 160, 2010/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.47(Nuclear Science & Technology)

MA均質装荷炉心(3wt%MA)を参照炉心として、MAターゲット装荷法(20wt%MA)が炉心の反応度特性及びULOF応答特性に及ぼす影響を評価した。本研究のMAターゲット装荷法は、炉心径方向反応度分布を平坦化し、ULOF時の投入反応度を低減し、出力上昇速度を遅くできる。ターゲット領域の燃料最高温度は内側炉心のそれに比べて高くなることはなく、融点を十分に下回っている。このターゲット装荷法は炉心反応度特性及びULOF応答特性の観点から優れているといえる。

論文

Minor actinide-bearing oxide fuel core design study for the JSFR

永沼 正行; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 小竹 庄司*

Nuclear Technology, 170(1), p.170 - 180, 2010/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.73(Nuclear Science & Technology)

FaCTプロジェクトでは、Na冷却MOX燃料炉心が主概念として選定された。本論文では、TRU組成のJSFR炉心・燃料設計への影響に着目した検討を実施した。LWRからFBRの移行時期においては、LWR使用済燃料からリサイクルされた高MA含有率の燃料がJSFR炉心に供給される可能性がある。高MA含有燃料は、炉心反応度特性,燃料物性(融点・熱伝導度),ガス生成量等を通じて炉心・燃料設計に影響を与える。そこで、これらの影響を定量的に把握するため、FBR平衡時期の組成(FBR多重リサイクル組成: MA含有率1wt%程度),移行時期の組成(LWRリサイクル組成: 代表的なMA含有率として3wt%を暫定)の2種類の組成を用いたJSFR MOX燃料炉心の設計検討を行った。結果として、FBR多重リサイクル組成からLWRリサイクル組成に変更することで、冷却材ボイド反応度は10%増加,線出力制限値は1$$sim$$2%低下,ガスプレナム長は5%増加するが、TRU組成の炉心・燃料設計への影響は比較的小さいことが示された。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究,3; 2007-2008年度共同研究報告書

岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*

JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度$$sim$$平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。

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