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論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Development of accident tolerant control rod for light water reactors

太田 宏一*; 中村 勤也*; 尾形 孝成*; 永瀬 文久

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.159 - 168, 2016/09

軽水炉のシビアアクシデントにおいては、大規模な燃料破損に先行して制御棒の破損が生じ中性子吸収材が炉心領域から離脱して、制御不能な再臨界となる危険性がある。本研究では、(1)十分に高い融点および共晶反応温度を有する、(2)溶融、再固化燃料物質の高い混和性を有する、(3)十分な制御棒価値を有する事故耐性の高い制御棒(ATCR)の概念を検討している。今回、希土類酸化物が制御棒構造材の融点以上の高温まで鉄と高い共存性があること、Sm$$_{2}$$O$$_{3}$$やEu$$_{2}$$O$$_{3}$$、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$、Dy$$_{2}$$O$$_{3}$$及びそれらとHfO$$_{2}$$との混合物の利用により、現行のAg-In-Cd制御材と同等以上の制御棒価値が得られることを明らかにした。

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

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

U-Pu-Zr metal fuel fabrication for irradiation test at JOYO

中村 勤也*; 加藤 徹也*; 尾形 孝成*; 中島 邦久; 岩井 孝; 荒井 康夫

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

国内で初となるU-Pu-Zr金属燃料の照射試験が高速実験炉「常陽」で計画されている。U-Pu-Zr金属燃料の製造では、まずU及びPu酸化物を原料として2つの方法でU-Pu合金を調製した。一方は酸化物の電解還元であり、もう一方は電解精製と還元抽出である。照射試験用燃料仕様に合致するように調製したU-Pu合金にU金属及びZr金属を加え、射出鋳造法でU-Pu-Zr合金スラグを製造した。さらに、模擬燃料ピンを用いた試験により、Naボンディング工程の条件を確立した。現在、「常陽」照射試験用U-Pu-Zr燃料ピン6本が製作中である。

論文

国内における照射試験用金属燃料ピンの製造技術基盤の確立

菊地 啓修; 中村 勤也*; 岩井 孝; 中島 邦久; 荒井 康夫; 尾形 孝成*

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.323 - 331, 2011/12

原子力機構大洗研究開発センターの燃料研究棟に、国内で初めてとなる照射試験用U-Pu-Zr金属燃料ピン製造のための装置を整備し、製造技術基盤を確立した。新規に射出鋳造装置及びナトリウムボンディング装置を格納した高純度Arガス雰囲気グローブボックスを整備したほか、燃料研究棟に既存の設備群を金属燃料ピン製造目的に利用した。本技術資料では装置整備に加えて、酸化物を原料とした燃料母合金の調製,金属燃料スラグの製造,燃料ピン端栓溶接、及びナトリウムボンディングの技術確立について記載した。これらの技術は、原子力機構と電力中央研究所との共同研究で計画されている、高速実験炉「常陽」照射試験用燃料製造のほか、高速炉用金属燃料に関する基盤研究用の試料製造にも利用される。

論文

高速実験炉「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12

「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。

論文

Fabrication of U-Pu-Zr metallic fuel elements for irradiation test at Joyo

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

電力中央研究所と原子力機構の共同研究の下で、国内では初めてとなる照射試験用のNaボンド型U-Pu-Zr金属燃料要素を製造した。高速実験炉「常陽」での照射試験は、被覆管最高温度が873K以上の条件における燃料挙動とステンレス鋼被覆管の内面腐食の評価を目的としている。燃料要素1本あたり200mmのU-20wt%-10wt%Zr金属燃料スラグは、U金属,U-Pu合金及びZr金属を原料に用いて、射出鋳造法により製造した。この金属燃料スラグを、ボンドNa及び熱遮へい体や要素反射体などの部材とともに被覆管に挿入したうえで、上下端栓を溶接することにより燃料要素を組立てた。引続きNaボンディングにより、ボンド材のNaを、金属燃料スラグと被覆管の空隙に充填した。製造した6本の金属燃料要素は、検査により製造仕様を満足していることを確認した後、「常陽」の照射装置組立検査施設に運搬された。

論文

Japanese programs in development of pyro-processing fuel cycle technology for sustainable energy supply with reduced burdens

小山 正史*; 尾形 孝成*; 明珍 宗孝; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

我が国では電力中央研究所が中心となって進めている金属電解法を主プロセスとする乾式再処理に基づく燃料サイクルの研究開発に関する講演である。原子力機構は約15年にわたる電力中央研究所との共同研究において、溶融塩や液体金属中のアクチノイド元素の挙動や照射済MOX燃料を出発物質として金属燃料スラグを製造する工程の連続試験などを実施してきた。講演ではこれらの研究開発の現状を紹介するとともに、福島第一原子力発電所の事故に伴い、今後大きな課題となることが予想される溶融燃料の処理技術に乾式法を適用する場合の利点や関連する研究開発課題についても議論する。

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

Fabrication of metal fuel slugs for an irradiation test in JOYO

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 加藤 徹也*; 中島 邦久; 荒井 康夫

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1487 - 1495, 2009/09

「常陽」での照射試験を行うため、U-Pu-Zr合金燃料スラグを実験室規模の射出鋳造装置を用いて製造した。原料として用いたU-Pu合金は、U-Pu酸化物を電解還元することにより調製した。製品のU-Pu-Zrスラグは、先行試験結果及び米国EBR-IIでのドライバー燃料の仕様から定めたスペックをすべてクリアした。燃料スラグ中のアメリシウムとプルトニウムの比率は射出鋳造前の値に比較するとやや減少した。

論文

A Design study of high breeding ratio sodium cooled metal fuel core without blanket fuels

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.126 - 135, 2009/00

MOX燃料と比較して、増殖比が高く炉心がコンパクトにできるなどの金属燃料炉心の長所を活かして、ブランケット燃料を装荷しない高増殖炉心の設計を行った。検討条件は8$以下のナトリウムボイド反応度,炉心高さ150cm,被覆管最高温度650$$^circ$$C、及びバンドル部圧損0.4MPa以下とした。燃料Zr含有率を6wt%としたとき、最終的な炉心の増殖比は1.34となった。Zr含有率を3wt%に低減することで、増殖比は1.40まで向上した。

論文

Study on enhanced performance sodium-cooled metal fuel core concepts by adopting advanced fuel and flexible design criteria

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05

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。本研究では、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,高MA変換率などの種々の炉心概念を検討することが目的である。これらの炉心概念のうち、本報では高増殖炉心について設計検討を行った。設計条件として、ボイド反応度が8$以下、炉心高さが150cm以下、被覆管最高温度は650 $$^circ$$C以下で、バンドル部圧損を0.4MPa以下とした。その結果、ブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。

報告書

共同研究報告書 金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(平成12年度)

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵

JNC-TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB

核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。

口頭

燃料サイクルシステムの技術総括

船坂 英之; 滑川 卓志; 佐藤 浩司; 難波 隆司; 尾形 孝成; 横尾 健*

no journal, , 

実用化戦略調査研究フェーズ2(2001年度$$sim$$2005年度)では、4つの有力な実用化候補概念(先進湿式法+ぺレット法,先進湿式法+振動充填法(スフェアパック),酸化物電解法+振動充填法(バイパック),金属電解法+鋳造法)を選定し、それらの開発計画を提示することを目標として、5つの開発目標(安全性,経済性,環境負荷低減性,資源有効利用性,核拡散抵抗性)への適合可能性を考慮しつつ、各候補概念の設計検討,それに供するデータを得るための各要素試験を進めてきた。これらの4つのサイクル概念に対して、設計要求をできるだけ満足するような実用化プラントの概念設計研究を実施した。この設計研究をもとに、燃料サイクルコスト,TRU回収率,発生廃棄物量などを評価し、これらを設計要求値と比較することで開発目標への適合可能性を評価し、次に国際協力の可能性を含めた技術的実現性を加味したうえで技術総括を行い、有望な候補概念の選定と重点化の方針を検討した。本報告では、フェーズ2で検討対象とした4つの実用化候補概念の各々に対して、設計したシステムの概要,開発目標への適合可能性,開発の現状と技術的課題を示すとともにとりまとめに向けての評価の現状を紹介する。

口頭

U-Pu-Zr合金燃料スラグ製造技術開発,4; U-20wt%Pu-10wt%Zr合金の射出鋳造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 岩井 孝; 荒井 康夫

no journal, , 

溶融塩電解槽から回収したPu合金を原料に用いて、U-20wt%Pu-10wt%Zr合金スラグの射出鋳造試験を実施した。品質検査(長さ,直径,密度,真直度,組成)の結果はいずれも、「常陽」照射試験用燃料スラグの目標仕様を満足し、製造条件が適切であることを確認した。

口頭

金属燃料の特性を活かした魅力的な高速炉炉心の検討,1; 高増殖ブランケットレス炉心の検討

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

no journal, , 

液体ナトリウム冷却金属燃料炉心の良好な中性子経済,硬い中性子スペクトル,高い重金属密度などの特性を活かした魅力ある炉心を検討している。その候補概念の一つである高増殖炉心について、燃料組成及び熱流力的な成立性も考慮して設計した。Pu富化度2領域炉心でワイヤ径を0.90mm、集合体数を765体とすることでブランケットなしで増殖比が1.34と得られることがわかった。

口頭

低圧鋳造法による高速増殖炉用ウラン-プルトニウム-ジルコニウム合金燃料の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 岩井 孝; 荒井 康夫

no journal, , 

高速増殖炉の燃料としてウラン-プルトニウム-ジルコニウム(U-Pu-Zr)合金が有望視されている。これまで国内では、U-Zr合金の工学規模開発の実績があるのみである。国内で初めて、低圧鋳造法によるU-Pu-Zr合金燃料の製造試験を実施した。得られた丸棒状のU-Pu-Zr合金の組成は均質であり、直径, 長さ, 密度, 真直度, 組成は燃料としての目標仕様を満足した。

口頭

金属燃料の特性を活かした魅力的な高速炉炉心の検討,2; コンパクト化を追求した炉心の検討

小林 登; 小川 隆; 大木 繁夫; 水野 朋保; 尾形 孝成*

no journal, , 

液体ナトリウム冷却金属燃料炉心の良好な中性子経済,硬い中性子スペクトル,高い重金属密度などの特性を活かした魅力ある炉心を検討している。本報では、炉心をコンパクトにすることで核分裂性Puインベントリを低減できることに着目し、短期間でのFBR導入を目指してコンパクト化を追求した炉心について、熱流力的な成立性も考慮して設計した。核分裂性Puインベントリは約3.1t/GWeで、FaCT副概念炉心(大型金属燃料高出口温度型炉心)と比較して30%以上の核分裂性Puインベントリを低減できることがわかった。

口頭

金属燃料の特性を活かした魅力的な高速炉炉心の検討,3; 下部ガスプレナム型金属燃料炉心の炉心特性及び流量過渡特性に関する検討

岡野 靖; 永沼 正行; 大久保 努; 尾形 孝成*

no journal, , 

金属燃料を用いた高速炉は、酸化物燃料炉と比べ良好な炉心特性を示すものの、過酷事象(ULOF)における熱的条件が厳しくなる。本報では、ガスプレナムを従来の上部設置型から下部設置型とした場合の炉心概念及び過渡特性について検討した。炉特性向上は限定的な一方、SASS切離し時間が大きく短縮され、ULOF事象緩和に有効である。

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