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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

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:70

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492$$^{circ}$$Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495$$^{circ}$$Cを下回っている。

論文

Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:69.12(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

論文

Determination of hot spot factors for thermal and hydraulic design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00

HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

報告書

熱流動・熱伝導連成解析コードFLOWNET/TRUMPの検証

丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-173, 76 Pages, 1988/09

JAERI-M-88-173.pdf:1.78MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心内流量配分計画と評価

丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-154.pdf:2.9MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950$$^{circ}$$C達成のため適切な流量配分を定めている。

口頭

燃料関連指針類の体系的整理に関する調査報告,3; 設計指針に関する体系化の検討

村上 望*; 杉山 智之; 鈴木 嘉章; 更田 豊志

no journal, , 

安全審査指針類で与えられている安全要求事項を再配置し整理する過程で、「設計指針」の要求事項と下位の指針類との関係に着目した。現行の下位指針類は個別の燃料設計に関するものであり、設計例や評価例も含まれており、上位要求との関連がわかりにくい。これらの問題点について提言を示した。

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,4; PWR用SiC複合材料

渡部 清一*; 佐藤 大樹*; 古本 健一郎*; 村上 望*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

事故耐性燃料の被覆管材料として有力な材料の一つであるSiC複合材の主な課題として、(1)材料・照射特性の把握、(2)燃料設計の成立性評価、(3)事故時安全性への影響評価が挙げられる。本研究では、上述した(1)$$sim$$(3)の課題解決を目的として、SiC被覆管を用いた炉外試験及び照射試験、燃料ふるまい・炉心特性及び事故時安全性の評価手法の開発並びに解析評価を計画・実施している。

口頭

事故耐性燃料としてのSiC複合材被覆管の既設PWRへの適用性に関する評価,5; 炉心・燃料特性への影響評価

村上 望*; 桐村 一生*; 山路 和也*; 左藤 大介*; 渡部 清一*; 佐藤 大樹*; 古本 健一郎*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

SiC被覆管は従来の被覆管材に比べ熱伝導率が低く、また、燃料健全性の観点から燃焼を通じペレットと被覆管の接触を防止するよう間隙を大きくする必要があり、この結果燃料温度が上昇し反応度停止余裕に影響する。対策として燃料棒細径化及び中空ペレットを採用した場合の炉心・燃料特性への影響を検討した。

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。

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