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天谷 政樹
High Temperature Corrosion of Materials, 15 Pages, 2024/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Zirconium (Zr)-based alloys are widely used as fuel cladding material for light water reactors. Under a loss-of-coolant accident (LOCA) condition, the oxidation of fuel cladding by high-temperature steam induces the degradation of mechanical properties of the cladding and would affect the integrity of fuel rods and/or assemblies, etc., during LOCA. In this study, the distribution of the elements (zirconium, oxygen, tin, iron and chromium) in Zircaloy-4 cladding specimens oxidized in the temperature range of 
1350- 1700 K in steam was analyzed along the radial direction of the specimens by using SEM/EPMA, and the cause of element distribution in the specimens was discussed in consideration of the morphology of precipitates in the specimens and hypothesized phase diagrams related to the elements contained in the specimens. The form of the particles precipitated and the comparison between SEM/EPMA results and hypothesized phase diagrams of Zr-Sn-O system suggested that the liquefaction of tin-rich material and/or Zr-(Fe,Cr) compounds occurred during the oxidation test. The results obtained indicate that Zircaloy-4 cladding tubes would start melting at the melting point of tin-oxide and the eutectic point of Zr-(Fe,Cr)compounds, which is much lower than the melting point of Zr, 
-Zr(O), or zirconium oxide (ZrO
).
沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05
Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750
C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.
杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*
日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09
使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。
若井田 育夫; 大場 弘則; 宮部 昌文; 赤岡 克昭; 大場 正規; 田村 浩司; 佐伯 盛久
光学, 48(1), p.13 - 20, 2019/01
レーザー誘起ブレークダウン分光(LIBS)や関連技術である共鳴吸収分光の原子力分野での応用について紹介する。放射性物質を多く含有した次世代低除染MOX燃料への適用や、福島第一原子力発電所の損傷炉内といった高放射線・過酷環境における燃料出渕のその場サーベランスにおいては、光ファイバーを活用したLIBS技術や共鳴吸収分光技術は、遠隔分析手法として最も有力な手法の一つとして期待されている。これらの技術の基本及び性能について現状を紹介し、LIBS技術などの原子力分野への適用についてレビューする。
上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05
被引用回数：4 パーセンタイル：38.58(Nuclear Science & Technology)高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。
粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12
被引用回数：5 パーセンタイル：94.32(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo
RuRhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.
酒井 幹夫; 山本 俊弘; 村崎 穣; 三好 慶典
Nuclear Technology, 149(2), p.141 - 149, 2005/02
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)従来から行われてきたMOX燃料粉末の混合撹拌時の臨界特性評価では、粉体混合に伴うMOX燃料粉末界面(粉末と空気の境界面)の変形や粉末の混合状態を考慮することができなかった。そこで、離散要素法と核計算を結合し、粉末界面の変形を考慮できる臨界特性評価手法を開発した。粉末界面変形及び粉末の混合状態が中性子実効増倍率に及ぼす影響を評価した。
竹田 武司; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 武仲 五月*
Annals of Nuclear Energy, 30(7), p.811 - 830, 2003/05
被引用回数：1 パーセンタイル：10.88(Nuclear Science & Technology)HTTR(高温工学試験研究炉)の補助冷却設備は、強制循環による炉心の冷却が可能な事故時での原子炉スクラム時に工学的安全施設として除熱する。HTTRは日本初の高温ガス炉であり、原子炉出口ガス温度は950
,熱出力は30MWである。炉心黒鉛構造物に対する過度な熱衝撃及び水の沸騰を防止しながら、補助冷却設備により炉心を継続的に冷却する。HTTRの20MWまでの出力上昇試験の中で、9MWからの手動トリップ模擬試験,15MWからの商用電源喪失模擬試験を実施した。補助冷却設備の除熱性能をこれらの試験により確認し、試験に基づく補助冷却設備のヘリウム/水熱交換器と空気冷却器の熱通過率が得られた。原子炉出口冷却材温度が950,30MW運転からのスクラム時における補助冷却設備の流体温度を予測し、この条件における炉心黒鉛構造物(燃料ブロック)の健全性を応力解析により検討した。評価の結果、空気冷却器のルーバーが全開の条件で補助冷却設備の水が沸騰せず、かつ、炉心黒鉛構造物の過冷却を防止できる見通しを得た。
Fu, X.*; 高橋 昌史; 植田 祥平; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-049, 35 Pages, 2002/05
JAERI-Tech-2002-049.pdf:3.01MB
日本のHTTR用初装荷燃料は1995年より原子燃料工業(株)で製造を開始し、HTTRは1998年に臨界となった。一方、中国では清華大学のINET(Institute of Nuclear Energy Technology)にて10MWの高温ガス炉(HTR-10)建設と並行して、燃料製造が進められた。この結果、HTR-10は2000年12月に臨界に達した。日本のHTTRと中国のHTR-10では燃料型式がそれぞれピンインブロック型,ペブルベッド型と異なっているが、いずれもTRISO粒子である被覆燃料粒子のように似通った部分もある。本報は日本と中国における燃料設計の違い,製造方法の違い,品質保証方法の違いを比較検討し、まとめたものである。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
館盛 勝一
JAERI-Research 2001-048, 23 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-048.pdf:1.88MB
使用済み核燃料 (SF)の新しい化学処理プロセス:ARTISTプロセス、を提案した。ARTISTプロセスの主要概念は、SF中のアクチノイドをすべて回収し、それらをウラン(U)と超ウラン元素(TRU)混合物の二つのグループに分けて暫定貯蔵し、その資源価値を維持することである。そして地層処分をするのは核分裂生成物 (FP)のみである。この簡素な化学処理プロセスの主要ステップは二つ;Uの選択的回収工程とTRUの総合抽出工程(これは核不拡散の要請と整合する)、であり、将来的に運転するプルトニウム分離工程とソフトな窒素ドナーによるランタノイド除去工程、そしてオプションとしての長寿命FP分離工程なども含む。分離したU製品とTRU製品はそれぞれ仮焼・固化し将来の利用まで貯蔵する。抽出工程のほとんどで、CHON原則に合うアミド系抽出剤を用いる。本稿では、立体障害によりUのみを選択的に抽出する枝分かれモノアミドや、三座配位特性によりすべてのTRUを強力に抽出するジグリコールアミド抽出剤などの利用効果を説明して、ARTISTプロセスの技術的実現性を示した。
山根 祐一; 三好 慶典
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 1, p.180 - 185, 1999/00
溶液燃料の液面傾斜による反応度効果を評価するために境界要素法による数値計算を行った。単純な反射体なし炉心体系の検討にはエネルギー1群を用い、3種類の反射体付き又は反射体なし炉心体系の検討にはエネルギー2群を用いた。円筒形状の場合、溶液燃料の初期液位Hと直径Dとの比には、ある閾値Hc/Dが存在し、H/Dがその値よりも大きい場合には燃料液面が傾斜しても添加される反応度は必ず負である。逆にH/DがHc/Dよりも小さい場合には反応度は必ず正である。この閾値は計算の結果円筒炉心体系についてはHc/D=0.454、平板炉心体系についてはHc/L=0.5であることがわかった。また底面形状が正方形である体系において、液面傾斜により添加される反応度は液面の傾斜方向にはほとんど依存していないことがわかった。これらの結果は反射体なしの体系についてエネルギー1群での検討から得られたものだが、エネルギー2群での計算から、反射体付き炉心体系にも適用可能であることがわかった。
小川 徹; 赤堀 光雄; R.G.Haire*; 小林 紀昭
Journal of Nuclear Materials, 247, p.215 - 221, 1997/00
被引用回数：11 パーセンタイル：65.46(Materials Science, Multidisciplinary)超ウラン元素(TRU)を含む燃料の製造、再処理、照射挙動予測のために、熱化学的解析は不可欠な手段となってきている。TRU含有合金、窒化物に関する熱力学的モデル化の現状とその応用例を紹介する。また、併せて、アクチノイド合金化挙動解明のための最近の実験的研究の成果を報告する。
小川 徹; 向山 武彦; 高野 秀機; 滝塚 貴和; 鈴木 康文; 刑部 真弘*
JAERI-M 89-123, 38 Pages, 1989/09
TRU消滅処理炉の設計研究のなかで、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)及びHe冷却粒子燃料専焼炉(P-ABR)の2種の炉について、燃料の概念的構成について提案するとともに、それらの燃料型の成立性に係る問題点について検討した。また、高温化学再処理法に基づいて専焼炉と一体化したTRU燃料サイクル施設について、基礎化学の立場からの検討を行うとともに、工学上の問題点の摘出を行った。
川崎 幸三; 平塚 一
JAERI-M 85-215, 83 Pages, 1986/01
圧電素子を用いた、JT-60用圧電素子弁の試作開発を行った。試作開発した圧電素子弁の流量特性、シートリーク量及び経年劣化特性を、実環境条件で確認し満足できる特性結果か得られた。開発したJT-60圧電素子弁の特徴は、次のように要約される。(1)圧電素子弁の流量値、シートリーク量及び応答時間は、設計仕様値を満足できた。(2)圧電素子弁の流量基本式を導出し、実験にて基本式の適用性を確認した。流量基本式は、十分圧電素子弁の設計に役立つことが確認できた。(3)試作開発した圧電素子弁は、JT-60の実動作環境下で十分信頼できる流量特性を有する。
山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄
日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。
中島 鐵雄; 市川 逵生; 岩野 義彦*; 伊東 賢一*; 斎藤 裕明*; 鹿島 光一*; 木下 幹康*; 大久保 忠恒*
JAERI 1298, 90 Pages, 1985/12
FEMAXI-IIIは軽水炉燃料棒の照射中における熱的及び力学的なふるまいを解析する計算コードである。FEMAXI-IIIは燃料棒全長の総合的まふるまいを全照射期間を通して解析する機能と動じに、燃料棒の一部分の局所的なふるまいを解析する機能とを併せ持っている。被覆管のリッジ変形のような局所的な力学ふるまいは二次元軸対称有限要素法により解析される。FEMAXI-IIIは特に、温度分布、半径方向変位、FPガス放出及び燃料棒内ガス圧力を時間と軸方向位置の関数として計算すると共に燃料棒の一部分における燃料と被覆管内の応力とひずみを時間の関数として計算する。有限要素解の精度と安定性うを向上させることと計算機記憶容器及び計算時間を最小に抑えることに注意を払った。本報告書ではFEMAXI-IIIコードの概要と基本的なモデルを記憶すると共に、適用例と入力の説明を記した。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*
JAERI-M 85-186, 58 Pages, 1985/11
本報告は多目的高温ガス実験炉の詳細設計(II)システム調整(1)合理化システムの立案の中で設定された炉心を対象として実施した炉内流量配分感度解析について述べたものである。本研究の目的は、炉内流量配分解析データを再評価し、燃料冷却に直接寄与する流量である炉心有効流量の増加を計ることである。得られた結果は以下の通りである。(1)炉心有効流量に対し感度の高い項目は、クロス流れ係数及ひ固定反射体面間ギャップ量である。(2)感度の低い項目は、固定反射体シール要素のシール性能、上部遮蔽体ギャップ量、高温プレナムブロックのシール要素のシール性能及びギャップ量である。(3)解析データを再評価することによって、フランジ型の36本型燃料体を用いる場合、炉心有効流量割合は約90%となり、システム調整(1)phase1炉心における値に比べて約5%増加する。
神永 雅紀; 井川 博雅; 大河原 正美; 数土 幸夫
JAERI-M 85-071, 65 Pages, 1985/06
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素を模擬した燃料要素内の流動特性を、実験を行って調べ、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において燃料板表面温度算出に用いる、ホット・チャンネル・ファクタのうち工学的因子である標準型燃料要素内のサブチャンネル聞流速分布因子及び流路断面積誤差因子を評価し、その妥当性を検討した結果について述べたものである。実験結果より、サブチャンネル間流速分布因子として1.08、また流路断面積誤差因子として1.17を得た。これらの実験により得られた値は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いられている。
有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
