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研究開発委員会*
JNC TN1440 2000-005, 214 Pages, 2000/08
JNC-TN1440-2000-005.pdf:13.81MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「陸域地下構造フロンティア研究」に関する中間評価を研究開発課題評価委員会(陸域地下構造フロンティア研究課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、陸域地下構造フロンティア研究課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
藤田 朋子
JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB
実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。
梶山 登司; 沼田 和明; 大谷 誠二; 小林 浩美*; 渡辺 浩明*; 後藤 達朗*; 高橋 秀樹*
JNC TN8440 2000-008, 34 Pages, 2000/02
JNC-TN8440-2000-008.pdf:2.13MB
高速増殖原型炉「もんじゅ」第1回取替炉心燃料集合体用(80本)として、プルトニウム燃料センター技術部品質保証室(旧:プルトニウム燃料工場検査課)玉造部材検査所において、平成6年6月から平成8年1月にかけて実施した下部端栓溶接工程、試験検査工程及び出荷工程等における作業内容と結果を、とりまとめ報告するものである。今回、溶接加工及び試験検査を実施した数量は、内側炉心燃料集合体用43体分として7,418本、外側炉心燃料集合体用37体分として6,386本であり、合計で13,804本であった。このうち、試験検査に合格し、プルトニウム燃料第三開発室へ出荷した下部端栓付被ふく管は、内側炉心燃料集合体用で7,415本、外側炉心燃料集合体用で6,379本となり、合計13,794本であった。試験検査の不合格品は10本発生し、その大部分は溶接部の不合格によるものであり、不合格率は0.07%であった。
沼田 和明; 大谷 誠二; 棚井 厚夫*; 豊田 裕昌*; 高橋 秀樹*; 後藤 達朗*
JNC TN8430 2000-001, 23 Pages, 1999/09
JNC-TN8430-2000-001.pdf:0.89MB
「もんじゅ」取替炉心燃料集合体用要素部材の購入(第3回購入)において、部材製作の契約メーカである(株)日立製作所より、生産性向上を目的とする合理化案として、下部端栓・上部端栓・プレナムスプリングの部分的寸法変更の提案がなされた。この寸法変更が燃料製造工程内の各種設備、装置等との取り合い上及び燃料要素の製品スペック上において、問題とならないかどうかを検討した。検討の結果、下部端栓及び上部端栓の溶接部寸法の変更提案は、容認できる可能性があると判断し、試作品の提供を受け溶接試験等の結果をもって、今回の提案の採用可否を判断することとしたものである。試験の結果としては、現行の下部端栓の溶接部規格であるR
0.03mm(嵌合部の曲率半径)・
5.53+- 0.01mm(嵌合部の外径)をR0.05mm・5.53+-0.02mmに変更しても溶接性及び溶接部の健全性には問題ないことを確認した。本報告書は、提供を受けた中の下部端栓について、溶接及び各種試験を実施した結果を報告するものである。
丸石 芳宏; 本橋 幸一; 平野 広三郎; 長洲 邦男
PNC TN8440 97-021, 48 Pages, 1997/05
高速増殖原型炉もんじゅ第1回取替炉心燃料集合体80体(内側43体,外側37体)の製造は、平成6年5月から平成8年4月迄に行われた。本書では、燃料集合体を構成する主要部品(炉心燃料ペレット、軸方向ブランケット燃料ペレット、被ふく管、端栓(上部・下部)、ワイヤスペーサ、エントランスノズル組立品、ハンドリングヘッド付ラッパ管、燃料要素、タグガスカプセル)のロット番号又は燃料要素においては製品番号を各集合体毎に一覧表に示し、各集合体の主要構成部品のトレーサビリティ(追跡性)を確保することを目的としている。本書に記載されていない寸法・分析値などの品質データについては、検査成績書番号から検索可能である。
長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.
PNC TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03
「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。
not registered
PNC TJ1214 94-019, 90 Pages, 1994/06
高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の運転特性を評価するため、炉心特性の詳細評価を行った。昨年度は、反応度低下事象の概略評価、燃料製造日変更による影響評価等を行ったが、本研究では、反応度低下事象の評価として炉心群振動の詳細評価を行った。また、プルトニウム富化度の運転性への影響評価及び燃料製造実績を反映した炉心裕度評価を行った。以下に主な結果を示す。1.炉心群振動による反応度変動評価炉内の運転状態で仮想的に想定される集合体ギャップ積算値分(3mm)分だけ、最外層ブランケット集合体が1次湾曲(上部固定)するとした場合を初期状態として、炉心群振動解析を実施し、これに基づき、炉心の振動反応度変化を求めた。群振動による挿入反応度の最大値は、0.07%
k/kk'となり、また振動のピークが生じるあたりの周波数は約12Hzであり、この場合、原子炉はトリップする可能性もある。従って今後、詳細な評価による振動反応度変化の解析が必要と考えられる。尚、この群振動解析による応答変形は、現行の「もんじゅ」炉心で何らかの異常で炉心形状が変化する場合を仮想的に想定したものである。また炉心は約12Hzで振動を開始するが1秒後には殆ど振動は終息することがわかった。
実験炉部照射課*
PNC TN9360 93-002, 116 Pages, 1993/11
本報告書は、第25サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、26サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。なお、25サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・FFDL炉内試験(II)(F3B)・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(B8)・日仏交換照射(C4F) ・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、25サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD330の69,200(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
実験炉部照射課*
PNC TN9360 93-001, 120 Pages, 1993/06
本報告書は、第24サイクル照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、25サイクル照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。尚、24サイクルでのおもな照射試験は以下の通りである。・太径燃料ピン照射(C6D)・日仏交換照射(C4F)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・B4C-ナトリウムボンド制御棒照射(AMIR-5)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・燃料溶融限界試験 その2(B5D-2)又、24サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)であり、MK-IIでの最高燃焼度(ピン最高)もPFD334の70,600(MWd/t)である。
山下 真一郎; 阿部 弘亨*; 佐藤 大樹*; 大脇 理夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; 土屋 暁之*
no journal, ,
2017年7月に活動を開始した、ATF検討WGでは、ATF開発が先行する米国等の海外知見を取り込みながら、ATF導入に係る安全要件について検討を進めてきた。検討においては、原子力学会の技術レポート「発電用軽水型原子炉の炉心及び燃料の安全設計に関する報告書 第1分冊: 炉心及び燃料の安全設計」を土台として、ATF安全設計に必要な評価項目を抜け漏れなく抽出するための考え方、及びATF安全設計の評価項目の重要度を分類するための考え方を整理した。ここで整理した考え方は、現在国内で進められているATFの研究開発にも役立てられるものであり、今後、レポートにまとめる予定としている。また、ATF検討WGの活動は、ATF開発の観点からLUA検討WGとも相互に関連しており、今後も引き続き相互の論点を共有して活動内容にフィードバックしていく予定である。