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報告書

軽水炉再処理及びMOX加工技術の国際競争力に関する調査

山村 修*; 湯本 鐐三; 横内 洋二*; 久保 和美*; 田中 康博*

JNC-TJ9440 99-019, 106 Pages, 1999/03

JNC-TJ9440-99-019.pdf:4.03MB

軽水炉再処理及びMOX加工技術について、核燃料サイクル開発機構殿(以下「サイクル機構」という)が開発・所有する技術の適切な移転及び施設の活用方策の検討に資するため、これらの技術が国際競争力を持つために必要な諸課題の調査を行うと共に、軽水炉でのプルトニウム利用に関して、主にアジア地域を対象としたマーケットニーズを調査するものであり、次の3項目に分けて調査した。(1)サイクル機構が開発した軽水炉再処理及びMOX加工技術が国際競争力を持つための諸課題(技術的課題以外)の調査(2)軽水炉再処理技術が国際競争力を持つための技術的な課題の調査(3)軽水炉でのプルトニウム利用に関する海外マーケットニーズの調査(1)について、輸出入及び核燃料輸送に関わる法的規制をサーべイし、次いで海外の再処理及びMOX関連企業の取り組み状況の調査、再処理等の事業展開を図る際の基本的要件及び事業化方策の検討、さらに、国際競争力を確保するための課題を整理した。(2)について、国内保有技術を基本として処理能力400tU/年のモデルプラントを設定し、国際競争力の更なる向上を目指した技術的課題を摘出した。課題の摘出の考え方は、コスト低減化および安全性向上を年頭において、1)プロセスの簡素化・装置の小型化、2)廃棄物発生量の低減、3)装置信頼性の向上、4)廃棄物処分の考慮、5)環境対策の考慮、の五つの観点から検討した。(3)について、アジア地域のエネルギー需要と電力事情、原子力発電開発状況などを調査し、原子力発電に伴う使用済燃料の発生量及び蓄積量を検討し、使用済燃料の蓄積プレッシャーから潜在的な再処理需要を推定した。これから韓国、台湾、中国における再処理及びMOX加工施設の導入時期及び規模を予測した。これらの調査・検討に当たって、海外に営業拠点を有する企業(富士電機(株)、日揮(株))の協力を得た。

報告書

照射済燃料の乾式分離、抽出技術に関する調査・検討

湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*

PNC-TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03

PNC-TJ9409-96-002.pdf:2.64MB

照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。

論文

プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の開発

植松 邦彦*; 本田 裕*; 湯本 鐐三

日本原子力学会誌, 24(6), p.420 - 428, 1982/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

None

報告書

高速炉用燃料拳動解析コ-ドの概要 (SIMPLEコ-ドの概要)

栗原 正*; 河田 東海夫*; 湯本 鐐三; 千崎 雅生*; 林 洋*; 篠原 正朝*

PNC-TN243 81-02, 15 Pages, 1981/10

PNC-TN243-81-02.pdf:0.36MB

高速炉用燃料要素を対象に設計評価や照射試験データの総合的な評価解析への利用を目的として開発された燃料挙動解析コード「SIMPLE」の内容概略を説明した。本コードは燃料温度計算を行うほか、高速炉用燃料に特有のスエリングや照射クリープ変形等の現象を考慮して被覆管の応力、変形計算を行い、簡便な経験式を多くとり入れることにより、短い計算時間で実験事実をよく予測できる。

報告書

「ふげん」プルトニウム燃料集合体のSGHWRにおける照射試験(IV)

湯本 鐐三; 清永 芳治*; 横内 洋二*; 堂本 一成

PNC-TN841 81-34, 189 Pages, 1981/03

PNC-TN841-81-34.pdf:3.93MB

「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造開始に当り,プルトニウム燃料部第2開発室ATRラインで製作される燃料集合体の照射特性および健全性を確認するため,SGHWRにおける28本組クラスタのPuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体(Type-D)の照射試験が実施された。この報告書は,本照射試験の照射履歴に関する事項についてまとめたものである。本集合体の照射は昭和50年10月26日から約18ケ月間順調に続けられ,昭和52年4月29日に終了した。この期間中に達成された照射条件は以下のようであった。最大集合体出力2.9MW 最大線出力490W/cm 最大燃焼度 ペレット最高 10,570MWd/tM 集合体平均 6,420 また,照射有効日数(EFPD)は約360日におよび,この間50回程の出力サイクルが繰返された。本燃料集合体は,照射終了後,約9ケ月間冷却され,その後ウィンズケールの照射後試験施設で一連の照射後試験(PIE)が実施された。

報告書

「ふげん」プルトニウム燃料集合体のSGHWRにおける照射試験(VII)照射後試験結果及び評価

湯本 鐐三; 栢 明*; 横内 洋二*; 横沢 直樹; 梶山 登司*; 清永 芳治*

PNC-TN841 81-24, 217 Pages, 1981/03

PNC-TN841-81-24.pdf:22.1MB

集合体タイプDは,混合酸化物を燃料とし,平均燃焼度5600MWD/TMO(ペレット最大8690MWD/TMO)まで照射され,ウインズケールの施設で照射後試験を実施した。外観上集合体には,なんの異常も認められなく,また,破壊試験においても健全であることが確認された。本報告書は,UKAEAの報告書について詳しく述べるとともに,さらに次の事項について解析を加えてある。(1)タイプDとこれまでに照射後試験を行なったタイプA,B,Cの結果の比較(2)照射後試験結果とPNCの照射解析コードとの比較(3)ピンギャップ,燃料要素の伸び,ペレットの変形,PCMI等についての解析

報告書

「ふげん」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(V) IFA-423燃料集合体の照射後試験及び解析

湯本 鐐三; 梶山 登司*; 清永 芳治*

PNC-TN841 81-15, 222 Pages, 1981/03

PNC-TN841-81-15.pdf:27.95MB

照射試験燃料集合体IFA‐423は,「ふげん」初装荷プルトニウム富化燃料の健全性を確認するため,ノルウェー国のHBWRで照射された。照射期間中における燃料の最高線出力は497w/cm,最高燃焼度は6670MWD/TMであった。照射中における燃料は,破損等を検出することなく健全であったことが確認された。照射後試験は,約6ケ月冷却後の1977年4月から1978年2月まで行なわれた。照射後試験においても,欠陥,異常等観察されず,健全であったことが確認された。また,本燃料棒の特徴であるギャップ巾のパラメータおよび製造方法の違いによる照射挙動が照射後試験によって確認された。特にギャップ巾は燃料の温度,金相,FPガス放出,燃料棒伸びなどのすべての挙動に影響を与えている。照射後の解析では,燃料設計コード「ATFUEL」,被覆管局部応力解析コード「FEAPUS‐」および燃料計算コード「LASER‐PNC」などで本燃料棒の照射挙動を解析し,一部のデータについて実測値との対比を行った。

報告書

プルトニウム燃料遮蔽計算用中性子ガンマ線結合40群断面積セット"PSL-40"ライブラリの開発

湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*

PNC-TN841 79-40, 100 Pages, 1979/07

PNC-TN841-79-40.pdf:5.26MB

プルトニウム新燃料を取扱う,転換あるいは加工施設では,グローブ・ボックス等の遮蔽は鉛ガラスを使用しており金属鉛厚で数ミリ程度にしか相当しないし,集合体等の取扱いでは,特別の遮蔽等は使用しない。これらの場合には,被ばく線量に大きく寄与するのは,Pu/SUP241が崩壊して生じるAm/SUP241からのソフト・ガンマ線である。使用済燃料等を想定して作成されている既存の断面積セットでは,誤差が大きく実用上問題があり,種々の暫定的な方法でその問題に対処していた。これらの問題を解決して,かつ使いやすい標準断面積ライブラリを用意しておくと,手間も計算時間も節約することができる。もちろん従来のライブラリの機能は保存しなければならない。この主旨で新ライブラリ"PSL-40"を開発した。本ライブラリは中性子22群,ガンマ線18群,合計40群からなっており,中性子吸収による2次ガンマ線発生も評価可能である。また,ライブラリの形式は,既存のDLC-23C(Cask)ライブラリ等と同様であり,ANISNコード・タイプの輸送計算コードで使用可能である。ここでは,本ライブラリの作成方法と使用方法の説明ならびに他の計算例との比較によるデータ処理の妥当性の確認を行った。

報告書

「軽水炉用」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(II)IFA-514燃料集合体の製作

小泉 益通; 本田 裕*; 湯本 鐐三; 落合 洋治*; 堀井 信一*; 山本 純太*; 平沢 正義; 八木 隆雄*

PNC-TN841 79-38, 250 Pages, 1979/06

PNC-TN841-79-38.pdf:16.67MB

BWR型商業炉でのプルトニウム燃料実証試験の先行試験として当照射試験が計画された。試験では製造上の健全性を確認すると共に,燃料の照射挙動を知る上から各種の燃料棒計装を採用した。また炉の運転上および燃料破損検出の面から集合体にも各種の計装が取付けられる。燃料の特色としては中実ペレットの他に中空ペレットも採用したこと,および表面研削ペレットと未研削ペレットの採用などがある。中空ペレットの製造と燃料棒の計装は初めての試みであり,中空ペレットの製造試験より計装燃料棒加工終了まで約1年を要した。集合体組立およびそれへの計装取付はハルデン・サイトで行われる。集合体部材については2体分を製作し,設計・製作上のミス確認のためプル燃において1体を組立て健全性を確認した。これら燃料は52年11月頃出荷予定であったが,核物質の輸送に係わる法律改正,および核物質の第三国移転手続き等のために大巾にスケジュールが遅れた。本報告は,燃料および各種部材等の製造・加工における諸データを整理収録したものである。

報告書

「ふげん」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(IV)IFA-423燃料集合体の照射履歴

湯本 鐐三; 梶山 登司*; 平沢 正義; 清永 芳治*

PNC-TN841 78-59, 363 Pages, 1978/11

PNC-TN841-78-59.pdf:7.62MB

「ふげん」プルトニウム富化燃料の製作に関連して,プルトニウム燃料部で製作される同燃料要素の炉内における健全性を実証するため,ハルデン沸騰重水減速・炉却炉(HBWR)における7本組のIFA-423燃料集合体の照射試験が計画された。本報告書は,この計画の主として照射履歴に関する事項についてまとめたものである。本集合体の照射は昭和50年6月8日から約17ケ月間順調に続けられ,昭和51年10月31日に終了した。この照射期間中に記録した照射特性は以下のようであった。最大集合体出力 385kW最大線出力 518W/cm最大燃焼度 6,128MWD/TMO稼動率(稼動日数/照射日数) 50.2%燃焼度および線出力は当初の目標に達成するに到らなかったが,この期間中にIFA-423燃料集合体は約60回の運転サイクルを経験したにもかかわらず,照射中において燃料要素の異常は認められず,健全に照射されたことが確認された。本集合体は照射終了後,約5ケ月間冷却され,同国のシェラー研究所で照射後試験が実施された。

報告書

PURSE:A Plutonium Radiation Source Code

湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*

PNC-TN852 78-13, 53 Pages, 1978/10

PNC-TN852-78-13.pdf:1.66MB

PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度および$$gamma$$線エネルギー分布を計算すするためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列, アタチニウム系列, トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列それに超プルトニウム元素の崩壊系列を包含している。また再処理後のプルトニウムに含まれていると考えられる十数種のFP元素の崩壊系列も考慮できるようになっている。これら崩壊系列内の核種からの$$alpha$$, $$beta$$, $$gamma$$線のキュリー数,放出エネルギーを時間の関数として計算する。$$gamma$$線に関してはエネルギーを最大18群まで取ることができ,各群ごとの全エネルギーおよび平均エネルギーが計算される。また$$gamma$$線スペクトルをプロッターを使用することにより作図することができる。中性子発生に関しては,自発核分裂および酸素との($$alpha$$,n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用にFORTRAN IVで書かれ,計算時間は1ケース約1分弱である。プロッター機種はCal Comp915-1136である。

報告書

金-パラジウム二元合金による燃料中心温度測定法開発 常陽特殊燃料集合体開発用炉外試験

湯本 鐐三; 平林 文夫*; 桂川 正巳; 大竹 俊英*

PNC-TN841 78-14, 159 Pages, 1978/02

PNC-TN841-78-14.pdf:10.73MB

高速実験炉「常陽」の特性試験のために、燃料中心温度を測定するための、無計装線特殊燃料集合体が開発された。温度計測の原理は、融点の異なる2種の合金が、両者の融点の中間においては、融点の高い金属が、融点が低くて溶融している金属の中に溶け込んで行く過程で、平衡状態図の固-液曲線上に達する現象を利用し、その時の合金成分を測定することによって到達温度を推定しようとするものである。これ等の金属は、融点が適当であり、かつ平衡状態図が単純な、金とパラジウムが選択された。実験は、両金属を電気炉内で各種の時間、各種の温度で加熱後、X線マイクロ・アナライザによって合金成分を測定して行なわれた。そして、加熱温度と平衡状態図と合金成分から得られた温度を比較する校正曲線が求められた。この結果、金とパラジウムを石英キャプセル内に封入して、外乱のない状態で行なった実験では、+-100度Cの範囲内で合致する曲線が得られたが、実際の燃料ペレット内の金属を模擬した,UO/SUB2ペレット内の金属の場合には、各種の要因から、あまり良い精度の答は得られなかった。

報告書

MAINE YANKEE第1炉心燃料の性能評価

湯本 鐐三; 金田 健一郎*

PNC-TN851 77-07, , 1977/11

PNC-TN851-77-07.pdf:20.74MB

この資料は、Maine Yankee第I炉心燃料で発生した燃料破損の原因を調査するためEPR1(E1ectric Power Research Institute)とCE(Combustion Engineering)が共同で行なった照射後試験の最終報告書を翻訳したものである。この資料の構成は以下のとおりである。1.序論 2.概要および結論 3.プールサイド検査計画 4.ホット・セル試験の結果 5.燃料棒の照射履歴 6.データ解析 7.初期被覆管破損の原因 8.参考文献 照射後試験およびそれで得られたデータの解析に基づいて、Maine Yankee第I炉心で発生した燃料破損の原因は、ヨウ素のような核分裂生成物の存在下においてペレット-被覆管相互作用によって引き起こされた応力腐食割れ(SCC)である可能性が最も大きいと結論づけている。

報告書

プルトニウム燃料の放射線源計算コード「PURSE」

青木 利昌*; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*

PNC-TN841 75-37, 61 Pages, 1975/09

PNC-TN841-75-37.pdf:1.99MB

PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度およびガンマ線エネルギ分布を計算するためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列、プルトニウム系列、トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列を包含している。これら4崩壊系列内の全72核種からのアルファ、ベータ、ガンマ線のキュリー数、放出エネルギを時間の関数として計算する。ガンマ線に関してはエネルギを最大15群まで取ることができ、各群ごとの全エネルギおよび平均エネルギが計算される。また、中性子発生数に関しては、自発核分裂および酸素との(アルファ.n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用に作成され、計算時間は1ケース約1分弱である。

報告書

「ふげん」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(II)IFA-423燃料集合体の製作

小泉 益通; 田中 成*; 鹿島 貞光*; 加納 清道*; 堀井 信一*; 梶山 登司*; 湯本 鐐三

PNC-TN841 75-32, 347 Pages, 1975/09

PNC-TN841-75-32.pdf:16.23MB

新型転換炉原型炉「ふげん」プルトニウム富化燃料要素の炉内健全性を確認するため、HBWRにおける7本組のIFA-423燃料集合体の照射試験が計画された。本報告書はこの計画の(I)設計に関するものに引続き、同燃料要素および集合体の製作に関連する事項についてとりまとめた。燃料要素の製作において特徴とするところは、ペレット製造においてPuO/SUB2スポットの大きさを変えるような考慮を払ったこと、およびペレット直径をパラメータにとって被覆管とのギャップを200,300,400ミューmになるよう燃料要素の加工が行われたことにある。燃料要素製品7本の内、PuO/SUB2スポットのパラメータではスポットの大き目のロットが4本、小さ目のロットのもの3本となった。またギャップパラメータでは230ミューmのもの2本、300ミューmのもの3本、400ミューmのもの2本となった。集合体の組立はハルデンサイトで実施されるが設計の確認を行うため組立試験が行われた。また、集合体内の燃料要素の配置も決定される。燃料要素の製作は1974年12月に終了し、翌年1月8日に東海事業所を出荷された。

報告書

新型転換炉初装荷プルトニウム燃料集合体製造の品質保証計画に係るNUSコンサルティション

青木 利昌*; 湯本 鐐三; 鈴木 征雄*; 平沢 正義; 金田 健一郎*

PNC-TN841 75-01, 79 Pages, 1975/01

PNC-TN841-75-01.pdf:2.12MB

本報告書は,核燃料開発本部側が担当する新型転換炉原型炉「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造に当って,その品質保証システムを確立するために,核燃料開発本部,プルトニウム燃料部,技術部の関係者が日本エヌ・ユー・エス(JANUS)を通じて米国エヌ・ユー・エス社(NUS)の「ふげん」燃料品質保証に関するコンサルティションを受けた経過および内容を本コンサルティションの窓口となった事務局でまとめて記述したものである。NUSのコンサルティションは,William L. Fauthによって行なわれたが,その内容は2段階にわかれており,第1段階ではInitial Reportが提出され,第2段階では相互の討論とFinal Reportの提出が行なわれた。コンサルティションの結果指摘された事項は,核燃料開発本部側および新型転換炉開発本部内に品質保証に関する部門を設置すること,両本部の品質保証部門が品質保証計画書を作成すること,品質保証および品質管理の要領書を作成すること,要員の教育・訓練計画を確立することなどであった。

報告書

高次化プルトニウム燃料の臨界実験計画(VI)領域炉心の臨界実験と解析

青木 利昌*; 安久津 英男*; 安孫子 進朗*; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

PNC-TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06

PNC-TN841-74-13.pdf:1.61MB

核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295$$sim$$922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、$$beta$$eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、$$beta$$eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの$$beta$$崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。

報告書

Final proposal of an irradiation of ATR UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$ fuel test assembly (IFA-423) in the HBWR

湯本 鐐三; 梶山 登司*; PNC*

PNC-TN841 73-37, 41 Pages, 1973/12

PNC-TN841-73-37.pdf:1.11MB

None

報告書

Proposal of an Irradiation of ATR UO2-PuO2 Fuel Test Assembly (IFA-423)in the HBWR

湯本 鐐三; 梶山 登司*; PNC*

PNC-TN841 73-32, 66 Pages, 1973/10

PNC-TN841-73-32.pdf:1.1MB

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報告書

プルトニウムの取扱いに関する放射線外部被曝線量の計算法の指針

湯本 鐐三; 五十嵐 孝行*; 増田 純男; 三島 毅*

PNC-TN852 73-01, 92 Pages, 1973/05

PNC-TN852-73-01.pdf:2.53MB

プルトニウム燃料の取扱いに伴うガンマ線および中性子による作業者の外部被ばく線量の評価に関して,その計算方法がRoeschの基本式および高次化プルトニウムの取扱対策委員会報告書等に基づいてまとめられた。また,これらの計算手法のFACOM-230/35による計算プログラムの利用についてもまとめられた。利用できるデータとして,プルトニウム燃料部所有プルトニウムの実効精製日およびアメリシウム現蓄積量などが計算されている。また,プルトニウムの放射線特性データ,放射線遮蔽に関する基礎データ,およびプルトニウム燃料部における作業工程条件等が付表に示されている。

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