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秋江 拓志; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02
被引用回数：6 パーセンタイル：44.09(Nuclear Science & Technology)プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO
,ThO,ErO
等を添加したり、あるいはUO燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUOピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUOとROXで同程度となることがわかった。
勝山 幸三; 永峯 剛; 前田 宏治; 松元 愼一郎
JNC TN9410 2000-009, 65 Pages, 2000/09
JNC-TN9410-2000-009.pdf:4.36MB
日本国内初の高速炉(実験炉「常陽」)を用いたウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料(以下 炭・窒化物燃料)の照射試験は、高速炉における照射挙動及び燃料ピンの健全性を確認し、新型燃料の評価に資するために実施した。本研究では炭化物燃料ピン1本、窒化物燃料ピン2本を最大燃焼度約40GWd/tまで照射した。炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験は大洗工学センター照射燃料集合体試験施設において平成11年10月から開始し、平成12年3月に終了した。本報告書は炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験結果について報告するものである。主な結果を以下に示す。(1)照射後非破壊試験結果から炭・窒化物燃料ピンの健全性を確認した。(2)炭・窒化物燃料のスタック伸び率は、高速炉用MOX燃料のそれよりも大きく、これは燃料スエリング挙動の違いに起因している現象と予測される。(3)炭・窒化物燃料のスタック部の
線強度分布に特異な挙動は確認されなかった。窒化物燃料では下部熱遮蔽ペレット部及び燃料ペレット外周部へのCs137の移動挙動に差異が認められた。炭化物燃料では明確なCs137の移動は確認されなかった。(4)燃料ピン寸法測定から直径ギャップ幅の小さい炭化物燃料及び窒化物燃料ではスタック部にFCMIに起因すると予測される50
m前後の外径増加が確認された。一方、直径ギャップ幅の大きい窒化物燃料ではペレットのリロケーションに伴うと予測される比較的顕著なオーバリティが観察された。(5)窒化物燃料のFPガス放出率は3.3%と5.2%を示し、高速炉用MOX燃料と比較すると低い値であった。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08
JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB
本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績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。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-005, 164 Pages, 2000/06
JNC-TN9440-2000-005.pdf:4.51MB
本報告書は、第34サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第35サイクルの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。第34サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーベイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第34サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD537の68,500MWd/t(要素平均)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。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-002, 157 Pages, 2000/02
JNC-TN9440-2000-002.pdf:5.44MB
本報告書は、第33サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第34サイクルの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。第33サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)また、第33サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD516の64,300MWd/t(要素平均)である。
上平 明弘; 鵜飼 重治; 水田 俊治
JNC TN9400 2000-023, 126 Pages, 2000/02
JNC-TN9400-2000-023.pdf:2.94MB
サイクル機構が高速炉炉心材料として開発した改良SUS316鋼、および15Cr-20Ni鋼の照射クリープ特性については、MOTA材料照射データを用いて評価が行われ、照射クリープ歪み式が策定されている。しかし、海外炉心材料の評価報告において、材料照射データに基づいて作成された照射クリープ歪み式では燃料ピンの照射クリープ変形を適切に評価できない可能性が示されている。そこで本報告では、改良SUS316鋼および15Cr-20Ni鋼それぞれを被覆管とするMFA-1,2燃料照射データを用いて照射クリープ特性の評価を行い、さらに、MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式の燃料ピンへの適用性について検討を行った。得られた主な結果は次の通りである。1.MFA-1,2データに基づき算出した照射クリープ歪み式における照射クリープ係数「B0」は5.6
15.010のマイナス6乗[(10の26乗n/mの2乗,E0.1MeV)のマイナス1乗(MPa)のマイナス1乗]であり、MOTAデータから得られた「B0」の値2.26.410のマイナス6乗に比べて大きい傾向にあるが、海外材料について報告されている値の範囲には十分含まれている。2.MFA-1,2データから照射クリープ歪み式におけるスエリング相互作用項の係数「D」を求めた結果、スエリング速度が増加するにつれて「D」は減少する傾向が見られた。MFA-1,2データから求めた「D」の値の範囲は、MOTAデータから得られた「D」の値3.88.210のマイナス3乗[(MPa)のマイナス1乗]、および海外材料の評価値を含んでいる。3.MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式を用いてMFA-1,2燃料ピンの照射クリープ変形を評価した結果、MOTAデータに基づく照射クリープ歪み式により燃料ピンの照射クリープ変形を概ね適切に評価できると考えられる。
水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘
JNC TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10
FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405605の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。
Bottcher, J. T.
PNC TN9440 97-011, 215 Pages, 1997/06
平成8年3月25日から平成9年6月30日までの約15ヶ月間、動燃事業団の国際特別研究員として大洗工学センター実験炉部照射課に配属された。照射課では、照射試験に関する設計レビューを行ったほか、米国の照射試験に関する技術情報を照会した。また、大洗工学センターの他部や東海事業所の、主に燃料開発や照射技術開発関連業務の一部助勢も行った。この間、論文2件、設計レビュー報告書および燃料・材料照射に関する発表を6件行った。さらに、材料の照射特性に関するPNC/DOEの新規共同研究(4年計画)の調整を行った。
Hunter
PNC TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05
本研究の目的は、高速炉におけるPu同位体組成比(Puベクター)変化の炉心特性に与える影響を調べ、そしてそれに対応する方策を検討し、最終的には、同一炉心において色々なPuベクターの燃料を燃焼できる最適炉心を構築することにある。本研究では、PWRでのMOX燃料照射によって得られたPuベクターを持つPu燃料を燃焼するために最適化された600MWeクラス高速炉炉心をベースとした。このレファレンスPuベクターに加えて、2つの極端なPuベクター(高フィッサイルPu:解体核Pu、劣化Pu:多重リサイクルPu)の場合について解析評価した。Puベクターの変化に対して、燃料体積比の調整(幾つかの燃料ピンを希釈ピンで置き換えたり、燃料ピン径を変更する方策)により対応できることが分かった。希釈材として、ZrHを使用した場合、炉心性能が大幅に改善されることが分かった。ただ、劣化Puにたいしては、燃料体積比を大幅に増加させることに加えて、制御棒ワースのマージンを確保するために、制御棒本数の増加が必要となることが分かった。今回の検討により、燃料ピン径の増大や制御棒本数の増加により、ラッパー管サイズを変更せずに、1つの炉心で幅広いPuベクターを持つ燃料を燃焼できる炉心概念を構築することができた。これにより、高速炉のPu燃焼における柔軟性を示すことができた。
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。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-002, 98 Pages, 1995/11
本報告書は、第29サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、30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、29サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・「もんじゅ」被覆管材料照射(CMIR-5)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉炉心候補材料の高精度照射特性把握(MARICO-1)・実証炉構造材料強度基準策定(EXIR-1)また、29サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の71,800(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 95-001, 104 Pages, 1995/11
本報告書は、第28サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、29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、28サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、28サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404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。
岡田 敏夫; 庄野 彰*; 山田 栄吉*; 浅賀 健男*; 鈴木 惣十*; 三宅 収; 佐々木 修一
PNC TN1410 94-006, 57 Pages, 1994/11
高速増殖炉は、プルトニウムをリサイクルすることによりウラン資源の有効利用を飛躍的に向上させることができ、更に、マイナーアクチニドをリサイクルすれば、それによって放射性廃棄物の負荷を軽減できる等の効果も期待できることから、我が国においては、高速増殖炉の将来の原子力エネルギーの主流にすべきものとして開発が進められております。動燃事業団は昭和42年発足以来、新型動力炉及び核燃料リサイクル全般に亘る研究開発に取り組んで参りましたが、高速増殖炉の開発については、実験炉「常陽」、これに続く原型炉「もんじゅ」を開発し、その成果を実証炉の開発に積極的に反映してきました。「常陽」は昭和52年4月の初臨界以来、着実な運転実績を積み重ね燃料材料の照射試験及び各種開発技術の実証の場として活用しております。更に、本年度からは「常陽」の照射性能の一層の向上を目指したMK-III計画に着手いたしました。また、「もんじゅ」は総合機能試験を終了し、平成5年10月より燃料装荷を開始し性能試験を実施しております。現在、臨界試験を慎重に、安全第一で進めており、本年4月に初臨界の予定であります。今後、プルトニウム利用技術の中核となる高速増殖炉の研究開発は基盤技術開発を中心にその実用化を目指して進めて行きます。そのため、高速増殖炉の高度化及びブレークスルーを可能とした革新技術の開発を進めております。これらの当事業団における最近の研究開発の成果を「高速増殖炉研究開発の現状」として皆様にお届けいたします。これまでの関係各位のご指導、ご協力に深く感謝致しますととともに今後とも一層のご理解とご支援を賜りますようお願い申し上げます。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02
本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28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、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・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(以上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)・新型吸収材照射(AMIR-7)・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、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(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。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02
本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27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、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・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(以上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)・新型吸収材照射(AMIR-7)・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、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(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 93-002, 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。
礒崎 和則; 道野 昌信; 伊東 秀明; 伊藤 和寛; 茶谷 恵治; 鈴木 惣十; 圷 正義
PNC TN9520 93-006, 198 Pages, 1992/11
高速実験炉「常陽」では、燃料カラム部の中心に人工欠陥を設けた試験用要素を照射することにより、破損燃料位置検出(FFDL)装置の性能確認と原子炉容器内における核分裂生成物の挙動の評価等を目的としたFFDL炉内試験(2)を平成4年11月25日から12月9日にかけて実施する予定である。本資料は、FFDL炉内試験(2)に関する、「常陽」の運転及び監視方法、放射線監視方法及び試験装置等の実施要領をとりまとめたものである。
