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中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 鹿志村 元明; 安部 智之
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.191 - 192, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、高速炉燃料として20-32%Pu含有MOX燃料について開発を行ってきた。照射時の燃料ペレットの大きな温度勾配によりPu及びUの再分布が生じ、ペレット中心部でPu含有率が43%に増加する。照射中の燃料ペレットの設計温度はペレットの融点により制限される。そこで43%Pu含有MOXの融点を評価することが重要となる。本研究では、Re内容器を用いたサーマルアレスト法によって決定した融点の、直下の温度で熱処理することにより、43%Pu含有MOXが溶解しないことの確認を行った。43%Pu-MOX試料についてRe内容器を使って2978Kで40秒間の熱処理を行った。金相観察及びXRDの結果から、熱処理温度が固相温度以下の温度であることが示された。(PuAmU)Oは2978K
20Kで固相状態であることが確かめられた。
加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.193 - 194, 2007/06
核燃料の融点は、燃料の最高温度を制限するため、燃料開発を進めるうえで重要な物性データの一つである。MOX燃料は、O/M比が2.00より低い領域で用いられるため、融点に及ぼすO/Mの影響を調べることが重要である。MOXの融点測定は、タングステンカプセルに封入した試料によりサーマルアレストにより測定されてきた。最近、著者らは、タングステンカプセルによる測定は、試料との反応が起こるため、正しい融点を測定していないことを見いだした。カプセル材との反応を防ぐためにレニウム容器を用いて融点測定を行った。40%及び46%Puを含むMOXの融点をサーマルアレスト法により測定した。固相線温度は、O/Mの低下で上昇することが確認できた。得られた測定結果は、タングステンカプセルで測定された従来の測定結果より50-100K高い温度である。
岩村 公道
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.743 - 744, 2007/06
将来の多様な社会ニーズに対応可能な高速増殖炉サイクルシステムを明確化することを目的として、実用化戦略調査研究を実施した。フェーズ2の結果として、ナトリウム冷却高速炉(酸化物燃料),先進湿式法再処理,簡素化ペレット法燃料製造の組合せが、最も有望な概念として選定された。2006年3月には、内閣府の総合科学技術会議により、高速増殖炉サイクル技術が国家基幹技術として選定された。その後、文部科学省及び経済産業省によってとりまとめられた原子力技術開発に関する報告書において、2025年までの実証炉の運転開始及び2050年より前の商業炉の導入がうたわれた。これらの目標を実現するため、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)が開始された。このプロジェクトでは、概念設計研究と革新技術開発が2015年まで実施される予定である。
林 孝夫; 櫻井 真治; 正木 圭; 玉井 広史; 吉田 清; 松川 誠
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), P. 783, 2007/06
JT-60SAはDEMO炉に向けてITERに寄与及び補完するトカマク型核融合装置である。JT-60SAの大きな特徴の一つはその高パワー及び長時間放電であり、その結果として、多量のDD中性子が発生する。真空容器の予想される放射化線量は、10年運転3か月冷却で1mSv/hを超えるため、真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換及び修理するために遠隔操作システムが必要とされている。本発表は、JT-60SAの遠隔操作システムに関するものであり、特に真空容器内機器の交換について詳細に述べる。JT-60SAのリモートハンドリング(RH)は、全18セクションのうち4か所の水平部大口径ポート(高さ1.8m,幅0.6m)を用いる。またRH装置は、重量物用と軽量物用の2種類のマニピュレータを備えている。ダイバータカセット等は重量物用マニピュレータを用いて交換し、第一壁アーマタイル等は軽作業用マニピュレータを用いて交換する。
小野 清; 向井田 恭子; 塩谷 洋樹; 平尾 和則
no journal, ,
Gen-IVの経済性評価モデルワーキンググループでは、Gen-IVで開発の対象となっている各種原子力システムの経済性評価を行うシステム「G4-ECONSコード」を開発している。本ペーパーでは、原子力機構が開発したNa冷却タイプの高速炉「JSFR」とその核燃料サイクルを対象に「G4-ECONSコード」を用いて発電原価の試計算を行い、その結果を原子力機構独自の「FCC-EXコード」を用いた計算結果と比較した。その結果、「G4-ECONSコード」の計算機能の信頼性に問題がないことが明らかとなった。
塩沢 周策; 日野 竜太郎; 小川 益郎
no journal, ,
黒鉛減速・ヘリウム冷却方式の高温ガス炉(HTGR)は、高温熱を取り出すことができ、かつ、高い固有の安全性を有することから世界的に注目を集めている。とくに、高温熱を利用して行う水素製造は、炭酸ガス排出量削減に代表される環境問題を解決するうえで、最も有望な対策の一つとして期待されている。この観点から、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた原子炉技術開発と、熱化学法ISプロセスによる水分解水素製造技術の開発研究を進めている。本講演では、まず、HTGRと原子力水素製造に関する日本の施策と日本における原子力水素製造に関する研究開発の概要を紹介する。次に、JAEAで進めている高温工学試験研究について、とくに、熱化学法ISプロセスの技術開発研究における成果を紹介し、最後に将来計画及び将来の見通しを述べる。