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森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.618 - 619, 2007/11
高速炉燃料として、高いPu含有率を持つMOX燃料の開発が進められている。MOX燃料の熱伝導率は燃料ロッドの設計や照射挙動評価のために重要な熱物性値の一つである。高Pu含有率のMOX燃料の熱伝導率評価は少なく、Amを含有したMOX燃料の熱伝導率の研究は以前にわれわれが行った研究以外にはない。本研究ではJAEAにて取得されたPu含有率: 30%のMOX燃料の熱伝導率データを用いて、熱伝導率に対する密度,O/M,Am含有率の影響を考慮した熱伝導率評価式を導出した。
Pu
Am
)O in high temperature region米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.616 - 617, 2007/11
MOX燃料の熱伝導率は照射挙動評価のために重要な熱物性の一つである。熱伝導率は温度,O/M比,組成などによる影響を受ける。以前、900Kから1770Kの温度範囲におけるMOX燃料の熱伝導率に及ぼすO/M比の影響を報告したが、高温域までの測定は行ってはおらず、ほかの報告例は少ない。本報告では、Pu含有率約30%,Am含有率(Am/Metal)約2%のMOX試料を用い、最高温度2200Kまでの高温度域にて熱拡散率測定を行い、O/M比及び温度をパラメータとする高温領域での熱伝導率について評価した。
勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 浅賀 健男; 古屋 廣高
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.620 - 621, 2007/11
高速炉で照射した燃料集合体の横断面CT画像を合成することにより、三次元画像を取得することに成功した。この技術を利用することにより燃料集合体内の変形状況等が容易に把握できるようになった。また、取得した三次元画像から軸方向の中心空孔の形成状況を連続的に観察することが可能となった。
Mosteller, R. D.*; 長家 康展
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.506 - 508, 2007/11
最近、UO
とMOX燃料棒に対するドップラー反応度ベンチマーク問題が提案され、ANSの共同ベンチマーク委員会で承認された。ベンチマーク問題はピンセル体系の計算ベンチマークで、無限増倍率よりドップラー反応度を評価する。UO燃料棒については、0.07wt%から5wt%濃縮までの問題が設定され、MOX燃料棒については原子炉リサイクルMOX燃料と兵器級MOX燃料の2種類の組成に対して、それぞれPu富化度が8wt%と6wt%までの問題が設定されている。本研究では、最新の評価済み核データ(JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII.0)と連続エネルギーモンテカルロコードMCNP及びMVPを用いてドップラー反応度ベンチマーク問題を計算し、これらの結果を比較した。MOX燃料棒についてはライブラリ間、コード間の違いはほとんど見られなかった。一方、UO燃料棒については低濃縮の領域でMCNPとMVPの結果に約10%の違いが見られた。これは各コードで用いられる温度依存断面積データを作成する手法に原因があると考えられる。今後、この原因について詳しく調べていく必要がある。
坂場 成昭; 濱本 真平; 竹田 陽一*
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.678 - 680, 2007/11
ヘリウムガス冷却炉の固有の安全性は、冷却材に使用するヘリウムガスの化学的不活性さによるところが大きい。ヘリウムガスは希ガスであり、相変化がなく化学的に極めて安定であるが、ヘリウムに内包する化学的不純物は高温材料の表面に作用し、その寿命に影響を与える。従来、冷却材ヘリウム中の不純物管理は、炉心黒鉛の酸化防止の観点から純化設備による単純除去を行ってきた。しかし、この方法では、例えば高温機器のクリープ破断時間を支配する冷却材中の炭素活量と酸素分圧のバランスを制御することができないため、1次系構造材の劣化を管理することができなかった。高温機器を経済的かつ合理的に設計するためには、不純物濃度をソフト的手法により最適制御することが重要である。そこで、ヘリウム中原子炉機器の長寿命化を目指し、化学状態に呼応しながら化学的不純物をヘリウム中に積極的に注入可能なパルス状アクティブ制御法を開発する。研究開発の第一段階として、炉心における高温放射線下の化学平衡の解明を行う。化学的不純物の生成は、熱平衡に加え炉心における放射線分解(ラジカル反応,イオン反応)が相互に影響した結果、化学平衡的に決定される。本報では、支配的条件における化学平衡式の温度別な解明及び化学的不純物相互の影響を検討し、かつHTTRにおける実験データを適宜参照しながら、炉内における支配的な化学平衡を明らかにした。
竹田 陽一*; 濱本 真平; 坂場 成昭
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), P. 677, 2007/11
ヘリウムガス炉の伝熱管等の高温材料として使用されるハステロイXRの腐食特性評価のため、腐食試験装置を製作した。腐食試験はヘリウム中に微量の化学的不純物を混合し、不純物組成が高温環境下において材料に与える影響を評価した。一酸化炭素濃度をパラメータとした腐食試験後の走査電子顕微鏡による表面観察の結果、ウィスカ状の酸化物の下地に針状酸化物が分布するが、一酸化炭素濃度の違いによりその成長過程に差があることを見いだした。加えて、質量評価の結果、酸化による質量増加と脱炭による質量減少の進行速度に相違があることを突き止めた。今後さらなる試験を通して、より定量的に解明する。
三澤 丈治; 吉田 啓之; 玉井 秀定; 高瀬 和之
Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.807 - 808, 2007/11
JAEA is developing the two-phase flow analysis code ACE-3D to predict quantitatively thermal-hydraulic phenomena in light-water nuclear reactors from the former. Now, in order to clarify thermal-hydraulic characteristics in rod bundles of a supercritical light water reactor (SCWR), thermal property of water coded into ACE-3D was expanded to simulate the supercritical pressure condition. In consequence, the transient analysis from subcritical pressure to supercritical pressure was enabled by ACE-3D. In addition, the standard k-e turbulence model was introduced to enhance the prediction accuracy by a low-Reynolds number k-e turbulence well known as Launder-Sharma model. From the results of a series of transient and steady analyses on supercritical flow in a pipe by ACE-3D, the following considerations were derived: (1) Physical value changes between supercritical and subcritical pressure regions were smooth; (2) Predicted wall temperatures in a pipe were good agreement with those obtained by heat transfer experiment using supercritical water.