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論文

Radiolytic iodine volatilization with organic impurities and low oxygen concentrations

森山 清史; 中村 秀夫; 中村 康一*

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.463 - 464, 2010/11

原子力機構において、軽水炉事故時の格納容器内における放射線化学的な揮発性ヨウ素生成の影響を評価するために、ヨウ素挙動解析コードKicheを開発した。同コードは、水の放射線分解,その生成物とヨウ素化学種及び有機物を含む反応系の、反応速度論モデルの数値解析を行う。反応と速度係数は既存文献等から収集したものを用いている。Kicheの有機ヨウ素生成モデルとして、当初カナダAECLによるLIRICのモデルを参照した。これは空気雰囲気の実験に対して検証されていたが、BWRの格納容器を想定した酸素濃度の低い条件への適用性は十分でなかった。これに対し酸素の有無による反応経路の変化に着目して修正を行い、有機物濃度及び酸素濃度を変えて行った著者らの実験データと、良い一致が得られた。

論文

Monju reactor physics experiments in the restart core

北野 彰洋; 大川内 靖; 岸本 安史*; 羽様 平

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.785 - 786, 2010/11

2010年5月に運転を再開した高速原型炉「もんじゅ」で実施された臨界性,制御棒価値,等温温度係数の測定実験について概要を述べる。再起動炉心の最大の特徴は、再開前の炉心に比べて$$^{241}$$Puの組成が半減し、$$^{241}$$Amの組成が倍増している点である。$$^{241}$$Puの崩壊に伴うものである。燃料交換に伴い、$$^{238}$$Uと$$^{239}$$Puの組成が若干変化したが、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの組成にはほとんど変化はない。その結果、再起動炉心で取得される炉物理データは、$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データ検証のために有用と期待される。再開前の炉心と再起動炉心の臨界性の解析精度について差分をとると、炉心の変化に対する解析精度が把握できる。主要な核データ間での精度比較により、JENDL-3.3に比べて、JENDL-4やENDF/B-VIIの解析精度が優れていることを確認した。JENDL-4やENDF/B-VII間では差異は小さいが、JENDL-4の方が優れており、唯一実験誤差の範囲で一致している。再起動炉心で取得されたデータは$$^{241}$$Puと$$^{241}$$Amの核データを検証するうえで貴重であることが確認できた。

論文

Thirty years experience at the experimental fast reactor Joyo; High quality core management and irradiation field characterization technique

前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 前田 幸基; 茶谷 恵治

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.581 - 582, 2010/11

高速実験炉「常陽」は、日本で最初に建設された高速炉である。1977年の初臨界以来、順調に運転を続け、設計,建設,約30年間の運転実績は、ナトリウム冷却型高速増殖炉の技術的知見の蓄積・向上、安全性及び信頼性を示すことができた。また、1982年には照射試験用のMK-II炉心に改造され、さらに2003年には照射能力を向上させるため、より高性能なMK-III炉心への改造が行われ、MA含有MOX燃料,ODS鋼被覆管燃料等の高速増殖炉の燃料・材料開発のための高速中性子照射場として利用されてきた。これらの技術的知見・データ保存の一環でMK-II炉心の炉心・燃料管理に関する諸データを炉心特性データベースとして公開し、OECD/NEAにも登録した。今後も高速増殖炉開発に貢献するべく、多くのデータを公開する予定である。また、現在は炉内干渉物対策で停止中であるが、再起動後には高速炉のみならず基礎・基盤的な研究用途への利用拡大を図り、世界で数少ない高速中性子照射炉及びプラント技術の実証の場として貢献していく予定である。

論文

Candidate iodides for LLFP transmutation in FR core

舘 義昭; 若林 利男*

Transactions of the American Nuclear Society, 103(1), p.268 - 269, 2010/11

放射性ヨウ素のような使用済燃料に含まれる長寿命核分裂生成物の核変換技術は、高レベル放射性廃棄物の処分に伴う環境負荷やリスクの軽減にとって非常に有望な技術である。ヨウ素は低い融点や高い蒸発性のため、また、鉄基材料に対する高い腐食性のために、高速炉炉心への適用性に優れる化合物形態を選定することが重要な課題となっている。融点や核的特性,ステンレス鋼との反応性,製造性の観点から高速炉での核変換のための候補化合物形態としてMgI$$_{2}$$, CuI, RbI, YI$$_{3}$$, BaI$$_{2}$$の5種類のヨウ素化合物を選定した。これらについて、高温での安定性を評価するためにTG-DTAを、被覆管材料との共存性を評価するために600$$^{circ}$$Cで最長5000時間の共存性試験を実施した。TG-DTAの結果、BaI$$_{2}$$は優れた高温安定性を有していることが、CuI, RbI, YI$$_{3}$$は融点付近で著しい重量損失を生じることが明らかとなった。被覆管材料との共存性試験の結果、MgI$$_{2}$$, YI$$_{3}$$と試験したSUS316鋼やPNC-FMS鋼,ODS鋼で腐食の痕跡が認められた。BaI$$_{2}$$と試験したSUS316鋼やODS鋼では、表面に酸化物層が形成されたが、これはBaI$$_{2}$$中に残留していた水分によるものであると考えられた。また、共存性試験の試験体上部においては、RbやYによるSUS316鋼の腐食が認められた。高温での安定性や被覆管材料との共存性の観点から、高速炉でのヨウ素の核変換のための化合物形態としてはBaI$$_{2}$$が有望であることが明らかとなった。

口頭

Confirmation of FBR Monju systems and components integrity toward restart after long-term shut down

仲井 悟; 金子 義久; 内橋 昌也

no journal, , 

The sodium leak accident in a secondary main cooling system of prototype fast breeder reactor Monju was occurred on December 8th in 1995, and the Monju has shut down for 14 years since that. The confirmation of systems and components integrity toward restart of Monju was planned and started in 2006. The plan consists of inspection of components including repair, renewal and improvement and systems performance tests. The integrity confirmation was completed in the December 2009 for the systems and components which are needed core performance test. Monju restarted on May 6th 2010 after the confirmation of restart readiness.

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