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植田 祥平; 佐々木 孔英; 有田 裕二*
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(8), p.615 - 620, 2021/08
日本原子力学会誌の連載講座「多様な原子燃料の概念と基礎設計」の第5回として「高温ガス炉と溶融塩炉の燃料」の題目で解説を行う。高温ガス炉の燃料である被覆燃料粒子は、高温ガス炉の高温の熱供給や優れた固有の安全性を支える鍵となる技術の一つである。本稿では高温ガス炉燃料の設計,製造技術,照射性能,実用化並びに高度化開発について述べる。一方、溶融塩炉で用いる溶融塩燃料は燃料自体が液体という特殊なものである。安全性や事故時の環境への影響など優れた性能が期待されているが、まだまだ明らかにすべき課題も多い。その現状について概説する。
光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟
JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03
JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MBJAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB
高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。
加藤 正人; McClellan, K.*
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.613 - 614, 2015/10
日米協力(CNWG)のもとで先進酸化物燃料に関する共同研究を進めている。共同研究では、サイエンスベース燃料解析コードのためのモデル開発を進めており、本研究は、酸化物燃料の物性モデルに関する報告をする。酸化物燃料の格子定数、熱膨張率、音速の実験データから比熱及び熱伝導率を評価し、実験データとよく一致することを確認した。
小野 綾子; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
Proceedings of 9th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-9) (CD-ROM), 7 Pages, 2014/11
The flow induced vibration (FIV) is concerned at the hot-leg piping of JSFR because of large Reynolds number in it. The pressure fluctuation in the piping causes FIV as the excitation force, which relates to velocity fluctuation. In this study, the measurement of pressure fluctuation in the elbow piping revealed that inlet velocity condition affect to the area of separation flow and the pressure fluctuation generated by the traversing of separation region. And, the measurement revealed that the pressure fluctuation with higher frequency significantly attenuated during the flow passed in the elbow.
吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇
Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04
日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。
井手 俊介; JT-60チーム
Plasma Science and Technology, 8(1), p.1 - 4, 2006/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Physics, Fluids & Plasmas)ITER先進運転や定常核融合炉の開発に向けた、JT-60における高性能プラズマ開発とその長時間化について以下に示す結果について報告を行う。正磁気シアプラズマにおける、新古典テアリングモードを伴わない高規格化圧力(
3)の6.2秒間維持。自発電流割合45%の弱磁気シアプラズマを、ほぼ完全電流駆動状態で5.8秒間維持。高自発電流割合75%の負磁気シアプラズマを、ほぼ完全電流駆動状態で7.4秒間維持。長時間放電における、高規格化圧力(=2.3)の22.3秒間維持。また同時に、これらの成果の先進トカマク開発における意義付けや課題について議論を行う。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇
Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00
日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。
高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 玉井 秀定
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10
原研が開発を進めている水冷却増殖炉用稠密燃料集合体の二相流挙動を大規模シミュレーションによって予測する研究を行っている。本研究の結果、燃料棒表面が薄厚の液膜で覆われる,燃料棒間隔が狭い領域で液膜の架橋現象が起こる,蒸気は燃料棒間隔が広い三角ピッチ中心部をストリーク状に流れる、などの稠密燃料集合体特有の現象の定量把握に成功し、炉心熱設計の有効性を数値的に検証できた。
吉田 啓之; 永吉 拓至*; 小瀬 裕男*; 高瀬 和之; 秋本 肇
日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.233 - 241, 2004/09
現在の原子炉燃料集合体の熱設計において用いられるサブチャンネル解析コードでは、実験結果に基づく多くの経験式が必要である。日本原子力研究所において開発を進めている超高燃焼水冷却増殖炉では、燃料棒間ギャップ1mm程度の高稠密炉心が用いられるが、高稠密炉心におけるギャップ間隔などの影響について、十分な情報は得られていない。そこで高稠密炉心内気液二相流特性を、大規模数値シミュレーションによって解明する手法の開発を行っており、この一環として、高い体積保存性と界面輸送性を有する新たな界面追跡法を構築し、それを導入した二相流直接解析手法を開発した。本報では、開発した解析手法の詳細を示すとともに、検証計算の結果を述べる。本研究の結果、本提案の解析手法の気泡流に対する体積保存の誤差が0.6%以下であることを確認した。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03
JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB
本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2002-005, 280 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-005.pdf:18.05MB
本報告書は、平成12年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成12年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究、新型燃料の研究,核変換システムの研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB
本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。
桜井 文雄; 堀口 洋二; 小林 晋昇; 高柳 政二
Physica B; Condensed Matter, 311(1-2), p.7 - 13, 2002/01
被引用回数：9 パーセンタイル：45.24(Physics, Condensed Matter)JRR-3は1985-1990年において、利用ニーズに対応するため大改造され、その後中性子ビーム実験を中心に利用されている。さらに、使用済み燃料発生の抑制のためのシリサイド燃料化を1999年に実施した。また、ビーム利用要求の増大に対応するために、熱中性子ビーム導管のスーパーミラー化を1998年から実施している。JRR-4においては、1996-1998年において、低濃縮シリサイド燃料化,原子炉施設の更新,医療照射設備の新設等を実施した。JRR-3の将来計画としては、連続中性子ビームの特徴を考慮し、物質・生命科学を中心とした中性子利用研究の一層の推進を図るための設備の整備を進め、大陽子加速器との相補的利用を図る。JRR-4については、医療設備を中心に利用促進を図る。
大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道; 山本 一彦*; 岡田 祐之*
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09
1.0以上の高転換比と負のボイド反応度係数を達成する低減速スペクトル炉(RMWR)と称する新型水冷却炉を提案している。現在、上記の2つの設計目標を満足する幾つかの概念が提案されているが、これまで、核分裂生成物やマイナー・アクチニドを含まない燃料を対象として設計評価を行ってきた。本論文においては、高速増殖炉(FBR)に対して提案されている様な低い除染係数を有する先進再処理法の下でのプルトニウムの多重リサイクルに対して、低減速スペクトル炉心の成立性を検討しその確認を行った。
浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.
JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07
JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB
原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 2001-010, 322 Pages, 2001/03
JAERI-Review-2001-010.pdf:27.21MB
本報告書は、平成11年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告書では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 99-031, p.320 - 0, 2000/01
JAERI-Review-99-031.pdf:16.21MB
本報告書は、平成10年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、高速中性子体系における炉物理実験及び解析、炉特性解析コードの開発、原子炉制御及びセンシング技術の開発、伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究、舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
岩村 公道; 大久保 努; 碓井 修二*; 嶋田 昭一郎*; 鍋島 邦彦; 白川 利久*; 角田 恒巳; 石川 信行; 鈴土 知明; 中塚 亨; et al.
JAERI-Review 99-017, 60 Pages, 1999/08
JAERI-Review-99-017.pdf:2.94MB
NERI(Nuclear Energy Research Initiative)とは、米国エネルギー省(DOE)が1999会計年度から19M$の予算で開始した公募型研究プログラムである。NERI計画の目的は、米国における原子力科学技術のインフラストラクチャーを維持・発展させ、原子力分野での国際競争力を確保することにある。DOEは1999年5月にNERI計画初年度分の研究課題として45件を採択した。採択課題は以下の5項目の研究分野に分類できる。(1)核不拡散型原子炉・燃料サイクル関連、(2)新型炉関連、(3)先進燃料関連、(4)核廃棄物管理の新技術関連、(5)原子力基礎科学研究関連。NERIは米国政府が出資する戦略的な原子力研究開発計画であり、その動向は日本国内の原子力産業界はもとより原研等の原子力研究機関における研究開発の将来計画にも影響を及ぼすと考えられる。本報は、NERI採択課題の要旨を分析しまとめたものである。
エネルギーシステム研究部
JAERI-Review 98-022, 265 Pages, 1998/11
JAERI-Review-98-022.pdf:12.29MB
本報告は、平成9年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、世界最強の自由電子レーザーの発振に成功したこと、及びPWRの設計基準事象における炉心の熱的健全性を実証したことである。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として将来型軽水炉の概念設計、核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本報告では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
原子炉工学部
JAERI-Review 97-011, 338 Pages, 1997/10
JAERI-Review-97-011.pdf:11.71MB
本報告は、平成8年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計及び協力な中性子源を建設し新たな中性子科学研究を展開するための大強度線形陽子加速器の開発である。また、原子炉工学部では、基礎基盤研究として核データと群定数、炉理論及びコード開発、炉物理実験及び解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測及び計装、原子炉制御及び診断、伝熱流動並びに炉工学施設、加速器施設及び伝熱流動施設の技術開発を行っている。さらに、高温ガス炉、核融合等の日本原子力研究所プロジェクト研究及び動力炉・核燃料開発事業団の高速炉研究への協力も推進している。本研究では、原子炉工学部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。
