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報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

口頭

BWR燃料集合体の燃焼に伴う残留U濃縮度の評価

関谷 有弘*; 高木 直行*; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故では溶融を免れたペレットが圧力容器内に散乱している可能性がある。このペレットの臨界管理手法の検討には、燃焼したBWR燃料集合体組成の詳細な情報が必要である。本研究では、燃料集合体内の燃料棒配置を模擬し、各号機ごとの残留$$^{235}$$U濃縮度分布を評価した。

口頭

MOSRA-SRACによるBWR燃料集合体燃焼ベンチマーク計算

小嶋 健介; 奥村 啓介

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、その検証の一環として、可燃性毒物を有するBWR燃料集合体の燃焼計算を対象としたベンチマーク「Burnup Credit Criticality Benchmark Phase IIIC」の解析を行った。本解析を行うにあたり、本モジュールの体系入力における制限により、ベンチマーク体系の一部を均質化しモデル化する必要性があった。この均質化による影響を含め、本モジュールの適用性を検証するため、連続エネルギーモンテカルロ法を利用するMVP-BURNとの比較を実施した。この結果、本モジュールの同集合体に対する適用性が確認できた。

口頭

詳細燃焼解析による残留U濃縮度を用いた燃料デブリの臨界安全評価

関谷 有弘*; 高木 直行*; 外池 幸太郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機の炉内には様々な燃焼度のペレットが混在する可能性があり、詳細な燃焼解析が必要となる。本研究では燃料集合体内の燃料棒配置を考慮して燃焼計算を行い、残留U濃縮度の度数分布を評価した。この結果に基づき、均質UO$$_{2}$$-H$$_{2}$$O体系を用いて臨界安全評価を行った。

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