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論文

Experience in MOX fuel fabrication at the PFPF for the fast reactor

鈴木 紀一; 沖田 高敏; 青野 茂典

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

プルトニウム燃料第三開発室(PFPF)では、1988年より、工学規模での高速炉用MOX燃料の製造技術開発及び常陽・もんじゅの用MOX燃料の製造を行ってきた。特に、低密度仕様である「もんじゅ」の燃料製造では、様々な課題に直面したものの、製造技術の高度化により、それらの課題を克服してきた。本発表では、これまでにPFPFで培われた工学規模でのMOX燃料製造技術及び近年の燃料製造技術開発成果について報告する。

論文

Conceptual design of engineering-scale plant applied the simplified MA-bearing fuel fabrication process

山田 美一; 瀬川 智臣; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

日本原子力研究開発機構では、廃棄物処分の負担軽減を目指して、高速炉及び加速器を利用したMA分離変換技術の研究開発を進めている。本研究開発を進めるためには、遠隔保守・補修を可能とした自動化燃料製造ラインを実現する必要がある。今回、燃料製造工程を簡素化した工学的規模のホットセル方式によるMA含有燃料製造施設の概念検討を実施したので報告する。

論文

Mechanical and thermal properties of (U,Pu)O$$_{2-x}$$

廣岡 瞬; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

空隙率、酸素金属比(O/M)及びPu含有率をパラメータとしてMOXペレット中の音速測定を行った。空隙率は最も重要な因子であり、O/MやPuがヤング率に与えうる影響は20GPa程度であるが、空隙率が20%増加するとヤング率は100GPaも低下することが明らかとなった。取得した音速のデータと、デバイモデル及び熱膨張の文献データを用いることにより、ヤング率の温度依存性及び比熱の評価を行った。高温になるほどヤング率が低下する傾向に関して文献データとよい一致を示す結果が得られ、また、比熱に関してもショットキー項と高温項を考慮することで文献データとよく一致する結果が得られた。

論文

Advanced sodium-cooled fast reactor development regarding GIF safety design criteria

早船 浩樹; 近澤 佳隆; 上出 英樹; 岩崎 幹典*; 庄司 崇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

第4世代原子炉システム国際フォーラム(GIF)の枠組みで検討されている安全設計クライテリア(SDC)を考慮した次世代ナトリウム冷却炉の設計系統についてまとめた。SDCおよび福島事故の教訓から除熱系喪失事象を回避するため除熱機能の強化を行った。耐震性の観点からは次世代ナトリウム冷却炉は既に免震システムを採用しているが、福島事故後の地震条件の変更を考慮して主要機器の耐震性の強化を行った。また、外部事象については建屋の強化等および安全系の分散配置により対策が行われた。これらの安全強化の検討はGIFで検討されている安全設計ガイドラインの策定に貢献している。

論文

Basic visualization experiments on eutectic reaction between boron carbide and stainless steel under sodium-cooled fast reactor conditions

山野 秀将; 鈴木 徹; 神山 健司; 工藤 勇*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2017/06

本報は、我が国で設計されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(750MWe級)における炉心損傷事故での溶融炉心の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶反応及び移動挙動の重要性を示すとともに、それらの挙動に着目した1500$$^{circ}$$Cを超える高温条件下での可視化基礎実験について発表する。まず、予想される挙動を考慮して厳密摂動計算ツールを用いて反応度推移を計算し、B$$_{4}$$C-SS共晶生成物移動挙動が大きな不確かさを持っており反応度推移のうえで重要であることを示した。この挙動を明らかにするため、高温加熱炉の中に溶融SSをB$$_{4}$$Cペレットに接触させ、その反応を可視化する基礎実験を実施した。その実験により、共晶反応を可視化するとともに、固化した試験体の上部で密度分離によりB$$_{4}$$C-SS共晶生成物が固化・移動した様子が示された。

論文

Current status of GIF collaborations on sodium-cooled fast reactor system

早船 浩樹; Glatz, J.-P.*; Yang, H.*; Ruggieri, J.-M.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムにおけるナトリウム冷却炉の協力の状況を運営委員会の共著としてまとめた。ナトリウム冷却炉の協力は2016年2月でフェーズIIとなり、10年間延長された。2015年にはシステム統合および評価プロジェクトも発足したため従来議論された研究開発は設計に反映されつつ展開されることになる。

論文

Development of under sodium viewer for next generation sodium-cooled fast reactors

相澤 康介; 近澤 佳隆; 荒 邦章; 由井 正弘*; 植本 洋平*; 黒川 正秋*; 平松 貴志*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉では、不透明なナトリウム中の検査が重要な課題の一つである。世界各国の機関において、長距離から障害物の有無を検出する目的とした水平USV(ナトリウム中可視化す装置)、短距離または中距離から可視化を目的とした画像化USVが開発されてきた。本研究では、約1mの距離から画像化を目的としたUSVを開発した。本研究では、受信センサとして、ダイアフラムの振動を光学的に検知するシステムを採用した。本研究では、主に受信センサ及び送信センサの感度向上を目指し、かつ改良した受信センサ及び送信センサを用いた水中画像化試験を実施した。試験の結果、改良センサを用いることで従来より高解像度の画像を得られることを明らかになった。

論文

Evaluation of irradiation-induced point defect migration energy during neutron irradiation in modified 316 stainless steel

関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。

論文

The Safety design guideline development for Generation-IV SFR systems

中井 良大

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

第4世代原子力システム国際フォーラムの安全設計クライテリアタスクフォースは第4世代ナトリウム冷却高速炉の安全設計要求を規定する安全設計クライテリアフェーズI報告書の完成以降、その具体的な適用を支援するための安全設計ガイドラインを整備している。安全設計ガイドライン整備の目的は安全設計クライテリアの設計への適用にあたって固有/受動的安全特性の活用およびシビアアクシデントの防止および緩和対策を含む特定の課題について安全性の向上の観点から開発者/設計者を支援することである。最初の報告書の「安全アプローチ安全設計ガイドライン」は炉心の反応度と除熱喪失に関する課題に関する安全アプローチをガイドすることを目的としている。第2の報告書の「系統別安全設計ガイドライン」は、安全上重要な構築物、系統および機器である炉心、冷却系、格納系に関する機能要求を示す。

論文

The Safety design criteria development and summary of its update for the Generation-IV SFR systems

Sofu, T.*; 岡野 靖

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

第4世代原子炉に関わる国際フォーラム(GIF)は第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリア(SDC)構築を2013年5月に完了した。SDCはGIFの安全・信頼性目標を反映し、GIFの基本的安全アプローチを踏襲したものである。SDCのねらいは、系統機器に関わるクライテリアの標準を構築し、GIF参加国間の安全設計のハーモナイゼーションを達成することにある。SDCの公開に続き、SDCは国際機関及び各国規制関連機関によるレビューとその反映が図られた。2年間にわたるレビュー及びフィードバックは、IAEA、米国NRC、フランスIRSN、中国NNSAとの間でなされた。本論文はSDC構築の経緯と国際レビューでのコメント及び提案を基にした改定の概要をまとめたものである。

論文

Identification of important phenomena under sodium fire accidents based on PIRT process

青柳 光裕; 内堀 昭寛; 菊地 晋; 高田 孝; 大野 修司; 大島 宏之

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉のナトリウム燃焼時には、多くの現象が複合して生じる。本研究では、ナトリウム燃焼時の重要現象を同定するためにPIRT手法を適用した。本PIRT手法においては、要因分析を用いて重要度評価を実施する上での適切な評価指標を設定するとともに、要素および事象進展の両分析から関連現象を抽出した。重要度評価は事象進展に評価指標を関連付けて実施して、重要度評価表を完成させた。またモデルの妥当性評価のための評価マトリクスを構築した。

論文

Progress of design and related researches of sodium-cooled fast reactor in Japan

上出 英樹; 阪本 善彦; 久保 重信; 大木 繁夫; 大島 宏之; 神山 健司

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

東日本大震災以降、日本におけるナトリウム冷却高速炉の開発において安全性の強化、特にシビアアクシデント対策が重要な視点となっている。本論文ではこれらの点での設計ならびに研究開発の進捗を報告する。崩壊熱除去系の強化では炉心損傷事故時の対応を含む多様性、信頼性の向上、熱流動評価手法にかかる研究が行われている。炉心損傷事故時の溶融燃料の挙動について、国際協力を含む炉内試験、炉外試験、基盤的研究が行われ、シビアアクシデントの発生防止の観点での炉心設計改良が進んでいる。

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Numerical analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using 1D plant dynamic analysis code coupled with 3D CFD code

堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。

論文

Recent activities of the safety and operation project of the sodium-cooled fast reactor in the Generation IV International Forum

Vasile, A.*; Ren, L.*; Fanning, T.*; Tsige-Tamirat, H.*; 山野 秀将; Kang, S.-H.*; Ashurko, I.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

安全運転(SO)に関するタスクは3つのワークパッケージに分類している。具体的には、WP-SO-1「手法、モデル及びコード」では安全評価のためのツール開発、WP-SO-2「実験計画及び運転経験」では実験施設やナトリウム冷却高速炉(例えば、もんじゅ、フェニックス、BN-600やCEFR)のメンテナンスや試験経験、WP-SO-3「革新的な設計や安全システムに関する研究」では第4世代炉の安全技術、例えば、能動的及び受動的安全系や他の特定設計設備に関連したものである。本論文は、そのSOプロジェクトの最近の活動について記述する。

論文

Development of core and structural materials for fast reactors

浅山 泰; 大塚 智史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。

論文

Study on safety design concept for future sodium-cooled fast reactors in Japan

久保 重信; 島川 佳朗*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

第4世代国際フォーラムで開発された安全設計クライテリア及び安全設計ガイドラインに基づいた日本における将来のナトリウム冷却高速炉の安全設計概念に関する研究について記述した。ナトリウム冷却高速炉の特徴に応じ、固有安全または受動安全を取り入れた設計概念を構築した。東京電力福島第一原子力発電所の事故の教訓を踏まえた設計対策を取り入れている。既存の設計・製作に関する技術とFaCTで開発を進めた革新技術が、この安全設計概念の実現のための鍵である。

口頭

Thermal conductivity of non-stoichiometric (Pu$$_{0.928}$$Am$$_{0.072}$$)O$$_{2-x}$$

松本 卓; 森本 恭一; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

本研究では不定比領域における(Pu$$_{0.928}$$Am$$_{0.072}$$)O$$_{2-x}$$の熱伝導率を測定・解析した。その結果、不定比領域におけるAmの熱伝導率への寄与は、Puの寄与と同程度であった。

口頭

The Influence of porosity on thermal conductivity of low-density uranium oxide

森本 恭一; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

燃料製造では経済性向上の観点から密度仕様の緩和が検討されている。燃料密度は燃料設計上重要な仕様であり、これは原料粉末の特性によって変動する。密度仕様緩和の検討において、燃料設計で使用する熱伝導率の気孔率補正式については低密度領域での適用性を確認する必要がある。ここで、気孔率(p), 密度(d), 理論密度(d$$_{th}$$)には次の関係がある; p=1-(d/d$$_{th}$$)。本研究では熱伝導率測定中のO/Mの安定性に優れているUO$$_{2}$$ペレットを試験用試料とし、密度を広い範囲で調整した。これらの試料について熱伝導率測定を実施し、気孔率補正式の適用性を評価した。

口頭

Evaluation of double leakage at primary heat transport systems of Monju with passive safety features

吉村 一夫; 池田 真輝典; 江沼 康弘; 相澤 康介

no journal, , 

DECに対する最適評価手法としてもんじゅの受動的安全特性を考慮して1次主冷却系2箇所漏えい評価を行った。原子炉容器液位低下に伴うカバーガス圧力減少により漏えいナトリウム総量が緩和される(負圧効果)。この負圧効果を考慮することにより、1次主冷却系2箇所漏えい時にも崩壊熱除去に必要な原子炉容器液位を保持できる見通しを得た。

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