Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
生澤 佳久; 長山 政博*
JAEA-Data/Code 2023-006, 24 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-006.pdf:1.42MB
超臨界圧軽水冷却炉(Supercritical Water-Cooled Reactor、SCWR)や、低減速炉(Reduced Moderation Water Reactor、RMWR)において、水冷却環境下でステンレス鋼製被覆管や高Pu含有混合酸化物(Mixed Oxide、MOX)燃料を採用した炉心燃料の検討がなされている。このような炉心燃料概念の研究開発に資するため、高速実験炉「常陽」で照射された高速炉MOX燃料の照射後試験結果に基づき、挙動解析コードFEMAXI-8の解析機能について検証を行った。FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた挙動解析コードで、最新バージョンのものである。この最新バージョンでは、事故耐性燃料等の改良型燃料についても取り扱うことが出来るようステンレス製被覆管の物性モデルも選択できるように改良・開発されている。本報告書の目的は、軽水炉よりも高出力、高燃焼度で照射され且つ高Pu含有MOX燃料、ステンレス鋼製被覆管を採用した高速炉MOX燃料を検証データとして加え解析機能を確認することで、現在研究開発が進められている新型の炉心燃料の照射挙動に対するFEMAXI-8の予測精度を確認することである。検証の結果、軽水炉のPu含有率、照射条件を超え、ステンレス鋼製被覆管を採用したナトリウム冷却型高速炉MOX燃料の照射挙動に対しても、顕著な組織変化が生じない範囲であればFEMAXI-8は十分な解析精度を有していることを確認した。今後、MOX燃料熱伝導度のO/M比依存性や、高温時の照射挙動評価モデルを採用することで、FEMAXI-8の解析精度の向上を図ることが出来ると考えられる。
尾形 孝成*; 高野 公秀
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(7), p.541 - 546, 2021/07
日本原子力学会核燃料部会の活動の一環として、軽水炉燃料及び各種の新型燃料について解説する連載講座を展開している。その第4回として、高速炉用金属燃料(電力中央研究所担当)及びADS用窒化物燃料(原子力科学研究所担当)について、燃料概念と照射挙動及び研究開発状況について解説したものである。
木原 義之; 田中 康介; 小山 真一; 吉持 宏; 関 崇行; 勝山 幸三
NEA/NSC/R(2017)3, p.341 - 350, 2017/11
MOX燃料の照射挙動におよぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験とその照射後試験は終了している。本報告では、照射燃料試験施設(AGF)で実施したAm-1用のAm-MOX燃料における遠隔製造の詳細な条件を述べるとともに、10分間及び24時間照射Am-MOX燃料の非破壊及び破壊照射後試験結果について紹介する。
小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10
廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。
ハルデン共同研究合同運営委員会
JAERI-Tech 2004-023, 38 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-023.pdf:1.85MB
日本原子力研究所は国内の諸機関との間でノルウェー・ハルデン市にあるハルデン沸騰型重水原子炉(HBWR)を利用した複数の共同研究を行っている。これらの共同研究は、OECD/NEAハルデン原子炉計画(ハルデン計画)への原研の加盟期間の更新に合わせて、3年ごとに更新する共同研究契約に基づいて実施している。本報告書は、各共同研究について、その目的,内容及び2000年1月から2002年12月にわたる3年間の研究で得られた成果の概要をとりまとめたものである。今期3年間には、7件の共同研究を行った。このうち2件は契約期間内に研究を終了し、残り5件は次期期間(2003.1-2005.12)でも継続して研究を実施することとなった。研究の多くは軽水炉燃料の高燃焼度化に対応した改良燃料や被覆管の照射挙動研究及びプルサーマルの本格導入に備えたMOX燃料の照射挙動研究である。
山下 利之; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 蔵本 賢一; 二谷 訓子; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.327 - 330, 2001/02
被引用回数：12 パーセンタイル：64.73(Nuclear Science & Technology)余剰プルトニウムの軽水炉での燃焼を目的とする岩石型プルトニウム燃料概念を発展させた。不活性マトリックスの基礎物性と岩石型燃料の照射挙動の研究から、有望な燃料候補として粒子分散型燃料を開発した。本燃料とPuO
と種々の添加物を固溶したイットリア安定化ジルコニア(YSZ)球状粒子をスピネルマトリックス中に均質に分散させたものである。また、既存計算コードによる安全性解析やNSRRでの反応度事故実験から、YSZとスピネルから成る岩石型燃料は現行UO燃料に匹敵する安全性を有することがわかった。これらに加えて、粒子分散型燃料の製造や照射試験に関する最近の成果をまとめた。
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。
原田 克也; 西野 泰治; 三田 尚亮; 天野 英俊
JAERI-Tech 2000-031, p.27 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-031.pdf:2.95MB
軽水炉技術の高度化計画に伴う燃料の高燃焼度化では、高燃焼度燃料の照射挙動を把握する必要がある。中でも燃料ペレットの融点等の熱物性値は通常時及び事故時の安全性評価の観点から、きわめて重要な熱物性値であり、これらのデータを取得する必要がある。このためホット試験室では、高燃焼時における燃料の照射挙動を詳細に調べるための各種照射後試験装置の開発を行ってきているが、そのひとつとして、サーマルアレスト法により照射済二酸化ウランの融点を求めるペレット融点測定装置を開発した。本報は、ペレット融点測定装置の概要、本装置の性能を報告するとともに、本装置の特性を確認するため、標準試料及び照射・未照射二酸化ウランを用いて実施した特性試験結果をまとめたものである。
山下 利之; 秋江 拓志; 木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純
IAEA-TECDOC-1122, p.309 - 320, 1999/11
ほぼ完全にプルトニウムを燃やしきり、使用済燃料を安定な廃棄物としてそのまま直接処分できる岩石型燃料-軽水炉(ROX-LWR)システムの研究で得られた成果の概要を報告する。これにはイナートマトリックス物質の探索、Puの燃焼特性、事故解析、岩石型燃料の照射挙動、環境安全性解析及びROX-LWRシステムの経済性評価等が含まれる。また、これまでに得られた成果をもとに立案した第2期研究計画の概要についても報告する。
原田 克也; 三田 尚亮; 西野 泰治; 天野 英俊
JAERI-Conf 99-009, p.103 - 111, 1999/09
軽水炉技術の高度化に伴い、発電炉燃料の高燃焼度化が進められている。燃料の高燃焼度化によって生じるFPガス放出挙動、ペレットスエリング、PCI、酸化膜生成挙動、水素化物の偏析、リム効果のような特異的な照射挙動を詳細に把握するための照射後試験は非常に重要なものとなっている。このような背景のもと、燃料試験施設では、高燃焼度燃料の健全性・安全性を確証するための照射後試験データを得ることを目的とする試験装置の開発を行っている。本セミナーでは、これまでに開発した照射後試験装置のうち、イオンマイクロアナライザ、ペレット熱容量測定装置、精密密度測定装置及び高分解能走査型電子顕微鏡について報告する。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
芝 清之; 菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.436 - 441, 1998/05
低放射化フェライト鋼は、これまでの候補材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に比べて熱的特性に優れ、より高熱流束での使用に耐えることから、熱効率に優れた核融合炉が実現できる。また誘導放射能が低いなどの利点も多いことから、低放射化フェライト鋼は原型炉以降の核融合炉の第一壁・ブランケット材料の最も有力な候補材料とされている。原研で設計を進めている原型炉(SSTR)でも低放射化フェライト鋼(F82H鋼)を第一候補としている。低放射化フェライト鋼の研究・開発は主にIEA協定下の多国間協力により行われており、既に多くの照射・非照射データが蓄積されている。ここでは、現在、各国で多く行われている低放射化フェライト鋼研究の現状と、現在までに得られている照射・非照射データについて述べる。また現在認識されている問題点と今後の開発計画についても述べる。
野田 健治
JAERI-Conf 98-006, 286 Pages, 1998/03
本報文集は「IEA核融合材料研究開発実施取決め」の付属書IIの下に、平成9年10月22-24日に水戸で開催された第6回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」において発表された報文を集めたものである。このワークショップでは、EU、日本、米国及びチリより約40名の専門家が参加し、セラミック増殖材の製造、キャラクタリゼーション、諸特性、トリチウム放出性能、トリチウム挙動モデリング、照射挙動、増殖ブランケット設計等についての発表と討論が行われた。この中で、IEA参加各極におけるセラミック増殖材の研究開発状況に関する情報交換が行われるとともに、研究開発課題についての論議が行われた。
鈴木 康文; 小川 徹; 荒井 康夫; 向山 武彦
Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.213 - 221, 1998/00
原研におけるマイナーアクチノイド消滅のための窒化物燃料サイクルに関する原研の現状について述べる。最近の研究は高温化学再処理及び物性データベース整備を軸に行われている。高温化学再処理に関しては、LiCl-KCl中でのアクチノイドの電析や窒化物の電解によるアクチノイド金属の回収などが行われている。また、NdNとCdClの反応により窒素の放出挙動が調べられた。熱伝導や照射挙動といった物性データベース整備についても述べた。
鈴木 康文; 荒井 康夫
プルトニウム燃料工学;日本原子力学会「次世代燃料」研究専門委員会, p.260 - 291, 1998/00
高速炉用新型燃料あるいはマイナーアクチニド消滅用ターゲットとして期待される窒化物燃料及び炭化物燃料について、その熱伝導性、蒸発、拡散、機械的性質などの燃料物性、燃料製造技術、照射挙動を概説する。また、これらの燃料の研究開発の動向及び方向性についても述べる。
鈴木 康文; 荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.522 - 527, 1997/00
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を調べた。SUS316被覆の9本の燃料ピンをJRR-2及びJMTRでキャプセル照射し、線出力42-64kW/mで最高燃焼度は4.7%FIMAに達した。燃料ピンの破損は認められなかった。試験結果からFPガス放出は、燃焼度の他に開気孔率に依存することが確認されたほか、組織再編、FP及びアクチノイドの分布、機械的及び化学的相互作用について知見を得た。
飯村 直人; 小幡 真一; 野上 嘉能; 豊島 光男; 関 正之; 深川 節男; 大内 隆雄
PNC TN8410 96-198, 235 Pages, 1996/06
水炉用MOX燃料の高燃焼度化(燃焼初期の出力ピーク低減及び燃焼中の出力変化低減)を達成する方策として有効な、ガドリニア添加MOX燃料の照射挙動及び健全性評価を目的に、ノルウェーのハルデン炉で行う照射試験用燃料要素24本を製造した。製造した燃料要素はMOX及びUO2燃料であり、MOX燃料要素20本は、中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuplexタイプ燃料(8本)、燃料中心温度測定を行うための計装を取り付けた中空ペレットタイプ燃料(7本)及び中実ペレットタイプ燃料(5本)である。また、UO2燃料要素4本は、全て中空ペレットスタックの中空部にガドリニア棒を挿入したDuplexタイプ燃料である。その他の燃料仕様パラメータにはペレット・被覆管ギャップ幅(=ペレット・外径3水準)、ガドリニア棒の組成及び外径(=中空ペレット内径・2水準)がある。尚、燃料ペレットの形状は、中空ペレットはチャンファ付、中実ペレットはディシュ・チンファ付である。各燃料要素の上部プレナム部には、プレナムスプリングが配されており、各種の計装付き端栓を取り付けた後に5kg/cm2・aの圧力でヘリウムを封入し、溶接密封した構造となっている。本報告書は、製造時及び品質検査時の詳細なデータ(サーベランスデータ)を収録したものである。
清水 道雄; 石井 忠彦; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 斎藤 実
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors, 10 Pages, 1993/00
軽水炉燃料の経済性の観点から、LWR燃料の高燃焼が重要な課題の一つである。高燃焼度LWR燃料の照射挙動を把握するために、FPガス圧力計と中心温度測定のための熱電対を、材料試験炉部で開発した。1985年からFP圧力計再計装技術を開発し、現在までに、BOCAキャプセルへ挿入して出力急昇試験を実施した。1988年以来、照射済燃料棒への燃料中心温度測定用熱電対を再計装する技術の開発を行っている。種々の穿孔試験をバリウムフェライトペレットを充填した模擬燃料棒を使用して行った。この開発では、穿孔の間、燃料ペレットの割れを炭酸ガスを凍結して固定する技術を、中心孔加工には、ダイヤモンドドリルを使用した。これらの開発試験は完了し、深さ54mmで直径2.5mmの中心孔がこの方法で穿孔できることが確認された。
荒井 長利; H.Cords*; H.Nickel*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.851 - 858, 1992/09
高温ガス炉々心の黒鉛構造物は高速中性子による照射損傷を受け、工学的性質が変化する。これはその照射温度および高速中性子照射量に著しく依存している。黒鉛損傷モデル(Graphite Damage Model)は多くの黒鉛材料について観測された等温照射下の挙動を説明するために開発されて来たものであるが、本研究によりそれを非等温照射下の挙動の予測にも応用できるように改良した。この改良においては、先ず、実験データに基づき非線形最小自乗法により総数28個のグローバル定数と呼ぶモデルパラメータを決定した。更に、この新しいGDMを用いて非等温照射下の挙動を予測する漸化式を考案した。この方法の妥当性を数種の黒鉛材料に対する計算値と測定値との比較により示した。
高橋 邦明
PNC TN8020 91-003, 49 Pages, 1990/12
新型燃料開発は,平成2年3月末をもって第1ステップを終了し,FBR新型燃料評価研究報告書(第1ステップ)(PNC ZN8410 90-075)をまとめた。第2ステップは,対象を窒化物,金属燃料に絞り,平成2年4月より平成5年3月迄の3年間の計画で研究開発を進め,平成3年度後半及び平成4年度末にそれぞれ中間チェック・アンド・レヴュー及び第2ステップのまとめを実施する。本計画書は,(1) 炉心設計・安全研究(2) 照射試験(3) 照射挙動(4) 転換(5) 燃料製造(6) 再処理(7) 廃棄物(8) 経済性,安全性,実現性の各総合評価の各研究テーマ毎の研究開発実施計画を新型燃料分科会においてとりまとめたものである。
