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論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

報告書

高速炉燃料集合体開発に係るフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)のレーザー溶接試験

河野 史明; 十亀 求; 山田 知典; 菖蒲 敬久; 永沼 正行; 小澤 隆之; 村松 壽晴

JAEA-Technology 2015-004, 57 Pages, 2015/03

JAEA-Technology-2015-004.pdf:20.87MB

高速炉燃料集合体の内部ダクトとラッパ管の溶接技術開発に関し、レーザー溶接の適用性を確認するため、それらを模擬した厚さ2mmと5mmのフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)板材を用いてレーザー溶接試験を実施した。その結果、スポット溶接とビード溶接それぞれについて、溶接欠陥が少なくかつ十分な溶込み深さが得られる見通しを得た。スポット溶接については、溶接時の冷却速度を低下させることで、また、レーザーをパルス照射にすることで、溶接部の割れや空孔の発生を抑制できることが分かった。また、690$$^{circ}$$C$$times$$103minの溶接後熱処理により、溶接部のひずみはほぼ除去され、硬さも母材と同程度まで回復した。さらに、せん断試験の結果、溶接部は十分なせん断強度を有していることを確認した。これらの結果から、PNC-FMSラッパ管と内部ダクトの接合方法として、レーザー溶接は有望な手段と考えられる。

報告書

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究(4),(5)及び(6); 2009-2012年度共同研究報告書

植松 眞理 マリアンヌ; 杉野 和輝; 川島 克之; 岡野 靖; 山路 哲史; 永沼 正行; 大木 繁夫; 大久保 努; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; et al.

JAEA-Research 2012-041, 126 Pages, 2013/02

JAEA-Research-2012-041.pdf:16.49MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比べ重金属密度が高く中性子経済が良好である。こうした特徴を活かし、燃料仕様やナトリウムボイド反応度及びバンドル部圧力損失などの炉心設計条件を柔軟に持たせることで、高燃焼度化、増殖比の向上、燃料インベントリの低減などを目指した炉心設計が可能である。また、米国では実炉の装荷燃料として使用してきた経験が豊富であり、その実用性が実証されてきていることから、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)のなかで、MOX燃料炉心に続く副概念として概念検討が実施されている。一方、金属燃料サイクルの実用化に向けては、金属燃料の高温・高燃焼度条件における照射試験やマイナーアクチニド・希土類含有燃料の物性などのデータ拡充や、金属燃料炉心特有の安全特性の確認、過渡時解析手法の信頼性向上などの課題が残されている。本報では平成21年度から平成24年度に実施した日本原子力研究開発機構と電力中央研究所による共同研究「金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究」の結果について報告する。

論文

Fast breeder reactor core concept for heterogeneous minor actinide loading

大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 田中 健哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.59 - 71, 2013/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.77(Nuclear Science & Technology)

As an alternative method to the homogeneous minor actinide (MA) recycling in fast breeder reactors, a heterogeneous MA loading core concept using a highly concentrated americium (Am)-containing fuel (Am target) is proposed. The Am content (with a small amount of curium) in the heavy metal is assumed to range from 10 to 20 wt% in accordance with the target development scope. A mixed oxide fuel that contains uranium, plutonium, and neptunium is chosen as the base material of the target, so that the targets can generate a level of power equivalent to that of the driver fuels. It was found that a ring-shaped arrangement of Am targets between the inner and outer core regions exhibits a favorable MA transmutation performance without any significant deterioration in the core neutronic characteristics, in comparison with those of a reference homogeneous MA loading case. It should be noted that the Am targets in this loading arrangement can contribute to the suppression of the core power distribution change along with burnup. A series of core designs, including core neutronics, thermal hydraulics, and fuel integrity evaluations, was also carried out for a representative Am target loading case. The design feasibility of the heterogeneous target loading core has been enhanced.

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

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:35.9(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。

論文

FBR core concepts in the "FaCT" Project in Japan

大木 繁夫; 小川 隆; 小林 登; 永沼 正行; 川島 克之; 丸山 修平; 水野 朋保; 田中 俊彦*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 10 Pages, 2008/09

日本の高速増殖炉サイクル実用化研究開発プロジェクト(FaCTプロジェクト)においてナトリウム冷却高速炉の炉心の概念設計検討が実施されている。代表MOX燃料炉心及び金属燃料炉心は、安全性及び信頼性,持続可能性,経済性,核不拡散性において優れた性能を有している。本論文では、それら炉心の特徴を炉物理的観点から概観し、さらに最近の設計検討の進展について述べる。最近の設計検討においては、軽水炉から高速増殖炉への移行期における燃料組成変化に着目するとともに、高増殖や核不拡散性の強化といった、より高い目標を満足する炉心の柔軟性を示している。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan, 6; Minor actinide containing oxide fuel core design study for the JSFR

永沼 正行; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 久保 重信*

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.526 - 535, 2008/06

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),ガス生成量などを通じて炉心・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1-2%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

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討,MOX燃料炉心; 2006年度報告

小川 隆; 小林 登; 大木 繁夫; 永沼 正行; 久保 重信*; 水野 朋保

JAEA-Research 2007-084, 63 Pages, 2008/01

JAEA-Research-2007-084.pdf:4.3MB

高速増殖炉サイクル実用化研究開発の主概念であるナトリウム冷却炉大型MOX燃料高内部転換型炉心についての2006年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。(1)MA含有燃料を用いた炉心の検討では、高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおいて構築した大型MOX燃料高内部転換型炉心をもとに、MA含有率の高いALWR使用済燃料のTRUを用いた炉心を構築した。本検討では、燃料重金属のMA含有率を3wt%と暫定、従来概略評価にとどめていた熱特性及び燃料健全性の詳細評価を行い、設計成立の見通しを得た。(2)ブランケットへのPu添加による核不拡散性向上炉心の検討では、高速増殖炉の内的(intrinsic)な核不拡散性を向上させる一方策として、ブランケット燃料に炉心燃料用のPu(あるいはTRU)をあらかじめ添加することにより、ブランケットにおけるPuを常に原子炉級以下($$^{240}$$Pu同位体組成比で$$>$$18%)に保つ核不拡散性向上炉心概念を構築した。ブランケットへのTRU添加率を最大でも5wt%とすれば、軸方向ブランケット,径方向ブランケットともに、平均Pu組成を原子炉級に保つことができることを見いだした。

報告書

振動充填燃料採用による炉心・燃料設計への影響に関する検討

永沼 正行; 相田 達也*; 林 秀行

JAEA-Research 2006-087, 72 Pages, 2007/02

JAEA-Research-2006-087.pdf:4.5MB

実用化戦略調査研究(FS)におけるNa冷却MOX燃料炉心の設計では、ペレット燃料を採用した炉心を中心に評価を実施している。一方、FSでは、燃料形態として、振動充填燃料も検討対象としている。振動充填燃料を採用した炉心では、ペレット燃料との燃料挙動の相違を反映した設計検討が必要であるが、十分な検討がなされていない状況である。そこで、本検討では、設計評価上重要と考えられる燃料熱設計モデルについて、現状の知見の範囲で適当と判断されるモデルを選定し、炉心・燃料仕様,核特性への影響を評価した。検討の結果、燃料熱設計モデルに関しては、組織変化開始温度,組織変化領域密度等の組織変化モデル条件の設定が重要であることがわかり、照射後試験結果との整合性から選定した。このモデルでは、振動充填燃料の設計線出力は390W/cm程度まで低減される可能性があることがわかった。この結果を反映し、FSの代表炉心を対象に影響評価を行ったところ、燃料ピン径等の仕様の一部に見直しは要求されるものの、核特性に与える影響は小さく、FSの設計条件,炉心性能目標を満足できる設計が可能であることがわかった。

報告書

高速炉用被覆粒子型燃料の被覆層材特性に関する検討,3; TiNの厚膜蒸着特性,Ti金属の高温ガス窒化特性

永沼 正行; 水野 朋保

JAEA-Research 2006-075, 65 Pages, 2006/12

JAEA-Research-2006-075.pdf:30.16MB

ヘリウムガス冷却高速炉は、実用化戦略調査研究における候補概念の1つと考えられ、設計研究を進めている。そのうち、被覆粒子型燃料炉心については、成立性を左右する要素技術として燃料粒子の被覆層材が挙げられ、TiNが候補の一つとして考えられることから基礎的な試験・評価を実施している。今回の検討では、TiNの厚膜蒸着特性,Ti金属のガス窒化特性に関する基礎試験を行った。厚膜蒸着特性について、PVD(Physical Vapor Deposition), CVD(Chemical Vapor Deposition)の2種類の蒸着法について試験を実施し、いずれの蒸着法とも、実機燃料を想定した100$$mu$$m程度の厚膜蒸着の形成に向けて可能性があることがわかった。また、TiN厚膜蒸着の代替案として、Ti金属を蒸着し、その後窒化することでTiN層を形成する方法を考案し、高温ガス窒化に関する基礎試験を行った。厚さ100$$mu$$m程度の試料では、窒化後試料の機械特性に課題があるものの、窒化温度1,200$$^{circ}$$C$$times$$処理時間48hでおおむね全面に窒化が進行することがわかった。

論文

Design factor using a SiC/SiC composites for core component of gas cooled fast reactor, 1; Hoop stress

Lee, J.-K.; 永沼 正行

Ceramics in Nuclear and Alternative Energy Applications, p.55 - 63, 2006/12

ガス冷却高速炉研究の一環として、ヘリウムガス冷却高速炉の炉心要素設計研究を行った。炉心要素の構造材料としてセラミックスが期待される中、特に炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素複合材料(SiC/SiC)は優れた特性を持っている。しかし、現在の高速炉設計要素はミーゼスの降伏条件のように金属の等方性をもとにしている。そこでセラミックス複合材料の特性を考慮した設計要素を研究し、その特徴を有限要素法で模擬した。改善した設計要素はGFRの炉心要素だけではなく、SiC/SiC複合材料の改善方向にも参考になると見積もられる。

論文

Preliminary calculation of stress change of fuel pin using SiC/SiC composites for GFR with changing of thermal conductivity degradation by irradiation

Lee, J.-K.; 永沼 正行

Proceedings of 15th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/10

ガス冷却高速炉(GFR)はGeneration IVの候補概念の一つとして研究が行われている。GFRの主な特徴として、熱伝達効率のためには冷却ガスを高温かつ高圧に維持する必要がある。本研究では、ガス冷却高速炉として、SiC/SiC複合材料被覆管を用いる燃料ピン型炉心を想定し、被覆管壁の熱応力を線出力,温度条件に対して評価した。本作業を通して、SiC/SiC複合材料の適用可能性を高めるためには製造過程におけるマトリックスの緻密化と界面相の改善が効果的であることがわかった。また、炉心設計の観点からは照射による熱伝導度の減少が最も重要な因子であることが確認された。これらの結果は、炉心構成要素の寸法・形状の決定だけでなく、SiC/SiC複合材料の改善方向を提示するために有用である。

報告書

高速実用炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換に関する検討; LLFP集合体装荷法,FS検討の各炉型における核変換特性

永沼 正行; 相田 達也*; 林 秀行

JAEA-Research 2006-063, 97 Pages, 2006/09

JAEA-Research-2006-063.pdf:9.19MB

実用化戦略調査研究(FS)では、環境負荷低減の観点から、高速実用炉を用いたLLFP核変換に関する検討を行っている。本報告では、LLFP集合体装荷法,FSの各炉型におけるLLFP核変換特性,サポートファクタ(SF)向上炉心の実現性に関する検討を行った(SF:LLFP核種の変換/生成量の比)。LLFP集合体装荷法について、炉外・炉内装荷方式を適用した核変換炉心の設計評価に基づき定量的な比較を行った。炉内装荷では大幅に初装荷LLFP重量を低減できる結果が得られ、核変換炉心の導入ペース向上が望める炉内装荷方式を選定した。FS検討の各炉型におけるLLFP核変換特性について、フェーズIIで設定した代表炉心を基準炉心として、LLFP核変換炉心の評価を行った。いずれの炉型についても、設計条件を確保しつつ1.0以上のSFを達成する見通しが得られた。また、SF向上炉心の実現性について、実用炉の設計条件のうち幾つかの項目の制限を緩和することで、どの程度SFの向上が可能か感度評価を行った。いずれの項目もSFへの感度は小さく、実用炉でSFが2を超えるような大幅な向上は困難との結論に達した。

報告書

ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計検討,MOX燃料炉心; 2005年度報告

小川 隆; 佐藤 勇; 永沼 正行; 相田 達也*; 杉野 和輝; 林 秀行

JAEA-Research 2006-061, 54 Pages, 2006/09

JAEA-Research-2006-061.pdf:3.86MB

実用化戦略調査研究の候補概念であるナトリウム冷却炉MOX燃料炉心についての2005年度の炉心・燃料設計に関する検討結果を報告する。本年度は、フェーズIIのまとめに向けた各種の設計検討を行った。(1)高内部転換型炉心の検討:(i)軽水炉使用済燃料から回収したTRUを用いた場合の炉心・燃料設計への影響評価を行った。(ii)大型MOX燃料高内部転換型炉心の被覆管材をPNC-FMS鋼とした代替材炉心を構築した。(iii)大型MOX燃料高内部転換型炉心の遮へい特性評価を行った。(iv)大型MOX燃料高内部転換型炉心を対象とした制御棒長寿命化方策の検討を行った。(2)高増殖炉心の検討:高い増殖性の要求に対応する炉心について、2004年度の大型MOXコンパクト型炉心をベースに検討した。

報告書

小型高速炉の炉心・燃料設計研究,5; 平成17年度の研究成果のまとめ

宇都 成昭; 岡野 靖; 永沼 正行; 水野 朋保; 林 秀行

JAEA-Research 2006-060, 68 Pages, 2006/09

JAEA-Research-2006-060.pdf:3.98MB

50MWe出力Na冷却金属燃料炉心の「長寿命追求型概念」について、燃料スミア密度に関する照射実績を重視した設計研究を実施した。本概念は、プラント寿命中の燃料無交換と炉心出口温度550$$^{circ}$$C(水素製造の観点)の達成を目指すものである。燃料スミア密度の上限を75%とし、燃料仕様を調整することによって、炉心寿命30年、炉心出口温度550$$^{circ}$$Cを達成する可能性を示した。制御棒については、炉心寿命中に吸収体-被覆管機械的相互作用が発生し得ないことを確認した。遮へい性能の向上と炉心コンパクト化の観点から選定したZr-H遮へい要素において、被覆管にPNC316を用いることで炉心寿命中における水素透過量の制限目安(H/Zr比が1.53以上)を満足する可能性を示した。

論文

Conceptual design study of helium cooled fast reactor in the "feasibility study" in Japan

岡野 靖; 永沼 正行; 池田 博嗣; 水野 朋保; 此村 守

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

ガス冷却高速炉の炉心概念として有望な3形態:被覆粒子型横方向流冷却概念,被覆粒子ブロック型概念、及び、ピン型概念について、炉心設計および過渡解析を実施し、その炉心特性及び安全特性を比較した。被覆粒子型概念は炉心特性と安全特性を両立し得る概念であり、ピン型概念は安全性確保に技術課題を有するものの非常に優れた炉心特性を示す。

論文

Conceptual design study of LLFP transmutation fast reactor cores in the "feasibility study" in Japan

永沼 正行; 高木 直行*; 相田 達也; 水野 朋保

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

FSでは、環境負荷低減の目的からLLFP核変換の検討を行っている。本研究では、LLFPターゲット集合体の装荷法に関する検討、及び、FSフェーズIIの代表的な炉心概念についてLLFP核変換特性の評価を行った。ターゲット集合体の装荷法については、炉内装荷法と炉外装荷法の定量的な比較評価を行い、炉内装荷はLLFPインベントリを低減でき、有望であることが示された。この炉内装荷法を採用し、代表的なFSフェーズII炉心概念を対象に核変換特性を評価した結果、いずれの炉心も増殖性を確保しながら生成した以上のTc・Iを変換できる見通しが得られた。

論文

Investigation on fabrication of SiC/SiC composite as a candidate material of fuel sub-assembly

Lee, J.-K.; 永沼 正行; Park, J.-S.*; 香山 晃*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

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