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船坂 英之; 此村 守; 川妻 伸二
JNC TN1200 2001-002, 209 Pages, 2001/01
JNC-TN1200-2001-002.pdf:7.84MB
2000年5月29日
6月l日の4目間にわたり、ロシア・モスクワ市内の政府迎賓館において開催された、ロシア原子力省主催(MlNATOM)の「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナーに参加した報告である。
井上 賢紀; 鵜飼 重治; 浅賀 健男
JNC TN9400 2000-041, 29 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-041.pdf:1.18MB
実用化戦略調査研究における窒化物燃料オプションの実現性評価に資するため、窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討を行った。(1)燃料ピン機械設計評価(CDF評価)への反映被覆管のクリープ寿命分数和の評価には、内圧変化(FPガス放出率)と被覆管減肉挙動(FCCI挙動)に関する情報が必要である。また、窒化物燃料は酸化物燃料に比較してFPガス放出率をかなり小さく抑えられる可能性があることが指摘されており、プレナム長さの低減による炉心燃料集合体の短尺化の可能性もある。そこで、窒化物燃料のFPガス放出挙動とFCCI挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域までの予測評価を行った。(2)燃料ピン仕様選定への反映燃料体積率向上の観点からはより高い燃料スミア密度の燃料ピン仕様が望まれるが、窒化物燃料は酸化物燃料に比較して燃料スエリングが大きく、FCMI挙動の観点からスミア密度には上限値(許容燃料スミア密度)が存在すると考えられる。そこで、窒化物燃料の燃料スエリング挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域に対する予測評価を行った。(3)水冷却オプション特有の問題に関する調査軽水炉あるいは超臨界圧水炉を発展させた高速炉概念に関連し、窒化物燃料と高温水との共存性に関する過去の報告例を整理した。
岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 長島 久雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫
JAERI-Research 2000-010, p.110 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-010.pdf:20.61MB
ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填した外径9.4mmのヘリウムボンド型燃料ピン2本を、89F-3Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力73kW/mの条件で燃焼度5.5%FIMAまで照射した。約5ヶ月間冷却した後、照射キャプセルを東海研の燃料試験施設へ搬入して、計37項目の非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全であった。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%に留まるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。
岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 木村 康彦; 金井塚 文雄; 関田 憲昭; 荒井 康夫
JAERI-Research 2000-009, p.36 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-009.pdf:6.16MB
JMTRにおいて最高燃焼度4.1%FIMAまで照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中のウラン、プルトニウム及び核分裂生成物の微視的な挙動を調べた。燃料ペレットのX線回折では、燃料マトリクスの格子定数が、照射前に比べて0.1~0.3%増加していたが、おもに自己照射損傷の蓄積によるものと考えられる。アクチノイド及び核分裂生成物のペレット内の分布は、おおむねペレット内での熱中性子束に依存していたが、Pdについては数
m程度の析出が観察された。燃料と被覆管の境界に、プルトニウムとニッケルを含む介在物が観察され、若干の化学的相互作用が生じた可能性が示唆された。
中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文
Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.666 - 669, 1998/00
被引用回数：10 パーセンタイル：57.42(Chemistry, Physical)クヌーセンセルを用いたNp・Pu混合窒化物の高温質量分析を1270-2010Kの温度範囲で行った。観測されたNp分圧は金属Np上のNp分圧と似た温度依存性を示したためメタル相の析出が示唆された。一方、Pu分圧は、高温領域と低温領域で異なる温度依存性を示した。高温領域のPu(g)の挙動では、PuN上のPu分圧と似た温度依存性が観測され、分圧値は大きな組成依存性を示したため、Np・Pu混合窒化物は理想固溶体的ふるまいから大きくずれる可能性のあることが示唆された。Np分圧が測定できなくなる低い温度領域では、Pu分圧は金属Pu上のPu分圧と似た温度依存性を示した。したがって、メタル相のPu濃度が大きく変化していることが示唆された。
荒井 康夫; 中島 邦久; 鈴木 康文
Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.347 - 357, 1997/00
ほぼ全組成領域をカバーする、ネプツニウム・プルトニウム混合窒化物固溶体を調製し、その性質を調べた。固溶体試料はそれぞれ炭素熱還元法で調製したネプツニウム窒化物とプルトニウム窒化物の混合成型体を、窒素-水素混合ガス気流中において2023Kで熱処理することにより調製した。室温でのX線回折により単相の固溶体形成を確認するとともに、格子定数の組成依存性を調べた。また、高温質量分析法による蒸気圧測定、レーザーフラッシュ法による熱拡散率測定を行い、気相中のNp(g)及びPu(g)分圧の温度依存性ならびに組成依存性や、熱拡散率から求めた固溶体試料の熱伝導度等について新しい知見を得た。
林 秀行; 一宮 正和; 永沼 正行
PNC TN9410 96-062, 186 Pages, 1996/02
水素化ジルコニウム添加によりドップラー係数を強化したスペクトル調整窒化物燃料炉心を採用した130万kWe級大型FBRプラント概念を構築した。炉心設計においては、水素化ジルコニウムの添加割合を最適化することにより、径ブランケット層数1層の条件で増殖比1.2を満足できた。また、炉心径の縮小により原子炉構造設計への負担が軽減された。炉心安全性については、流量喪失スクラム失敗事象(ULOF)及び過出力スクラム失敗事象(UTOP)に対しても炉心固有の反応度特性のみで冷却材沸騰を防止できており、固有安全炉心と呼べるレベルにまで安全性が向上されている。また、ヘッドアクセスループ型炉に特有の部位についての過渡時熱応力、地震時変位及び流量急減時の炉心支持板変位等を評価してプラントの健全性を総合的に確認した。主要設備物量から建設コストの予測を行った結果、同じ出力の軽水炉を100とした時に、本大型FBRプラントの建設コストは130140であることが示された。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 塩沢 憲一; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-009, 17 Pages, 1996/02
JAERI-Research-96-009.pdf:1.09MB
原研-動燃共同研究「高速炉用炭・窒化物燃料の基礎照射試験」に基づき、高速実験炉「常陽」で照射試験を行うためのウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン1本及び混合窒化物燃料ピン2本を製作した。本報告書は、共同研究の中で、燃料ピンの設計、燃料ペレットの製造、燃料ピンの製作等において、原研が主に担当してきた項目について結果を整理したものである。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 中島 邦久; 新見 素二; 助川 友英; 山原 武; 鈴木 康文
JAERI-Research 95-008, 92 Pages, 1995/02
JAERI-Research-95-008.pdf:5.04MB
ウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットを充填したヘリウムボンド型燃料ピン2本を、88F-5Aキャプセルに組み込み、JMTRにおいて最高線出力65kW/mの条件で燃焼度4.1%FIMAまで照射した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥は無く健全であった。燃料中心の装荷した熱電対指示は照射期間中に燃料温度が低下する傾向を示し、ペレットと被覆管のギャップが徐々に閉塞することが確認された。FPガス放出率は約2~3%と極めて低い値であるとともに、燃料ピンの外径増加率は最大でも約0.4%にとどまるという結果を得た。また、ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。そのほか、照射に伴う燃料組織変化等についても知見を得た。
荒井 康夫; 前多 厚; 塩沢 憲一; 大道 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 210, p.161 - 166, 1994/00
被引用回数：29 パーセンタイル：89.83(Materials Science, Multidisciplinary)照射下におけるウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中の固体FPの化学形態を、熱力学平衡計算および燃焼度模擬燃料のEPMA観察により推定した。計算は自由エネルギー最小化法に基づくSOLGASMIX-PVを用い、燃料温度および燃焼度をパラメータとした。一方実験では、英国ハーウエル研究所より入手した燃焼度模擬酸化物を炭素熱還元により窒化物に転換し、その焼結ペレットを観察用試料に供した。本実験および計算の結果は概ね良い一致を示した。すなわち、主な固体FPの中で、ジルコニウム、ニオブ、イットリウムおよび希土類元素等は燃料母相に固溶する一方で、析出相としてウランと白金属元素から構成されるURu
型の金属間化合物およびモリブデンを主成分とする合金相の形成が確認された。また、本計算結果に基づき、燃料中への固体FPの蓄積によるスエリング率を、%FIMA当たり0.5%と評価した。
荒井 康夫; 鈴木 康文; 岩井 孝; 前多 厚; 笹山 龍雄; 塩沢 憲一; 大道 敏彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.824 - 830, 1993/08
被引用回数：7 パーセンタイル：60.43(Nuclear Science & Technology)高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合窒化物(U
Pu
)N燃料ピンを製作した。今回製作した4本のHeボンド形燃料ピンは、完成検査後、2本ずつ2体のキャプセルに組み込まれ、現在JMTRで照射中である。燃料ペレットは、N
-H混合気流中における酸化物の炭素熱還元法により調製した。燃料組成は化学量論的組成の一窒化物であり、酸素および炭素の残留量は2,000ppm以下と高純度である。燃料ピンは、He雰囲気のグローブボックス中でのTIG溶接により製作した。照射中のギャップコンダクタンスに関する情報を得る目的で、1本の燃料ピン中にはペレット中心温度測定用の熱電対を挿入した。被覆管および端栓の材質はオーステナイトステンレス鋼を標準材として用いたが、1本の燃料ピンには、ボイドスエリング特性に優れたフェライト鋼を採用した。そのほか、燃料-被覆管の初期ギャップ巾などを照射パラメータとした。
山名 元; 塩月 正雄; 平尾 和則; 鈴木 徹; 青山 卓史; 宇都 成昭; 山本 敏久
PNC TN9410 93-024, 75 Pages, 1993/01
21世紀中頃の将来社会を目標としたプルトニウムリイサクルシステム(先進リサイクルシステム)の姿についての検討を行った。まず先進リサイクルシステム検討の意義とその進め方を明らかにした。将来社会の姿(展望)についてのマクロな評価を行い,将来社会において望まれるプルトニウムリサイクルシステムの意義・理念・基本的なあり方などについての見解を具体化した。次に,先進リサイクルシステムの技術的なあり方(仕様)を具体化するために,現在開発を進めている原稿大型MOX路線の特性及びシステムの課題を安全性,サイクル内の技術的整合性,環境保全性など8つの重要な視点について体系化的に整理し明確にした。これより,「安全機能の一層の強化」,「廃棄物発生量と廃棄物への移行核種の本質的低減」,「多様化したエネルギーニーズへの対応」,「リサイクル性の円滑化」等を図るなど,新しいシステムに望まれる具体的な姿を明確化し,先進リサイクルシステムの技術理念をの具体化に反映させた。さらに,システムに望まれる姿の実現を期待される炉種別,燃料,再処理等の要素技術に関して広くレビューし,各技術の有する特性を整理した結果に基づき判断,選択を行った。この結果,現行のNa冷却型FBRサイクルを発展させ比較的近未来での実現を想定した4種類の「先行概念」,及び従来概念から脱却してより究極性をねらった5種類の「先進概念」の計9種類の具体的な新しいサイクルの概念を示した。
荒井 康夫; 森平 正之*; 大道 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 202, p.70 - 78, 1993/00
被引用回数：30 パーセンタイル：91.53(Materials Science, Multidisciplinary)窒化物燃料中に混入する不純物酸素が種々の燃料特性に与える影響を調べた。始めに炭素熱還元法により、通常量の酸素(0.1~0.2wt.%)を含有するウラン窒化物並びにウラン・プルトニウム混合窒化物を合成した。次に、これらに酸化物粉末を添加した上で焼結することにより、~0.3,~0.6及び~1.0wt.%の酸素を含有するペレットを調製した。化学分析、X線回折、顕微鏡組織観察により、燃料の化学組成、不純物酸素の挙動などを調べた。さらに、レーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定し、試料の熱伝導度を求めた。これらの結果から、添加された不純物酸素の大半は第二相の酸化物中に存在すること、不純物酸素の混入によりマトリクスの結晶粒の成長が著しく抑制されること、~1.0wt.%の酸素の混入により試料の熱伝導度は約10%減少することなどの知見が得られた。
荒井 康夫; 塩沢 憲一; 大道 敏彦
Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.167 - 172, 1992/12
原研でこれまで進めてきたウラン・プルトニウム混合窒化物ペレットの調製に関する成果をまとめたものである。混合窒化物は、良好な熱伝導度、高い核分裂性物質密度等高速炉用燃料として優れた特性を有する反面、粉末の対酸化性や焼結性の難点等の調製上の課題が残されていた。原研では始めに、高純度の不活性雰囲気グローブボックス群を整備し、粉末の酸化防止に代表される品質管理を容易に行えるようにした。混合窒化物の合成には、最も経済性に優れた炭素熱還元法を採用し、その中で生成物中に含まれる不純物量を最小に抑える原料中の炭素/酸化物比を決定した。さらに、粉砕、成型、焼結等の条件を検討して、高純度で且つ十分に品質管理された混合窒化物ペレットの調製条件を確立した。
荒井 康夫; 鈴木 康文; 岩井 孝; 大道 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 195, p.37 - 43, 1992/00
被引用回数：33 パーセンタイル：91.98(Materials Science, Multidisciplinary)ウラン・プルトニウム混合窒化物の熱伝導度に対する気孔率並びにプルトニウム濃度の影響について検討を加えた。熱伝導度は、680~1600Kの範囲で、レーザフラッシュ法により測定した熱拡散率の値から決定した。はじめに気孔率の影響については、焼結温度と気泡形成剤の添加量をそれぞれ変化させて調製したペレットの熱伝導度を求め、開気孔及び閉気孔の影響を定量的に評価した上で、気孔率依存性を表す式上のパラメータを決定した。さらにプルトニウム濃度の異なる6種類の混合窒化物ペレットを調製して、その熱伝導度に対する影響を調べた。その中では、特にUNリッチ側の組成で、プルトニウム含有量の増加とともに熱伝導度が大きく減少するとともに、PuNリッチ側の組成では、熱伝導度の温度依存性が小さくなること等を明らかにした。
大谷 暢夫*
PNC TN9410 90-083, 70 Pages, 1990/07
水素製造を目的とする高温高速炉の炉心の核特性に係る検討を行った。本炉心は、窒化物或いは酸化物燃料を用いており、熱出力は実用炉クラスとして300400MWtの小型炉を想定している。本報告書では、安全性を念頭において、負或いは正の小さい値のボイド係数をもつ炉心の設計を目標に解析を行った。ナトリウム・ボイド反応度の低減化の方策としては、少しパンケーキ型(炉心高さ/炉心直径=1/21/3)をした炉心形状を用いて炉心表面積を増大させる方法を採用した。解析の結果、U燃料の場合はすべてのケースについて全炉心ボイド係数を負にする事が出来た。しかし、MOX燃料の場合は、ほとんどの場合が正の値となった。又、U燃料炉心については燃焼計算をも行ったが、解析の結果1年間の燃焼期間を確保するためには、5%程度の燃焼反応度を補償するだけの余剰反応度が必要である事がわかった。以上の解析計算はCITATIONコードを用いて行った。
荒井 康夫; 福島 奨; 塩沢 憲一; 半田 宗男
Journal of Nuclear Materials, 168, p.280 - 289, 1989/00
被引用回数：45 パーセンタイル：96.27(Materials Science, Multidisciplinary)窒素-水素混合気流中における炭素熱還元により合成したウラン・プルトニウム混合窒化物を用い、種々の条件のもとで焼結して得られたペレットについての特性を調べた。ペレット密度は、焼結前の粉砕時間、焼結温度、猖獗雰囲気などに強く依存した。また密度調整用に添加したポアフォーマ(気孔形成剤)の量と焼結ペレットの密度との間には良好な直線関係が得られた。ポアフォーマの添加により製造した低密度ペレットは、焼結温度の制御によって得た低密度ペレットに比較して、優れた熱安定性を示した。
