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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。
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130
140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; 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。
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。
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。
