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加藤 正人
Encyclopedia of Nuclear Energy, Vol.2, p.298 - 307, 2021/00
The fuel design and fabrication of pellet-type fuels including oxides, nitrides, and carbides were reviewed. Temperature analysis, fuel properties, and irradiation behaviors were described in the section regarding fuel design. In the fuel design, the temperature profile in the radial direction of a pellet is analyzed for fuel performance evaluation, and the maximum temperature of the fuel is limited to below the melting temperature of fuels in the fuel design to prevent fuel failure. Therefore it is important to know physical and chemical properties of the fuel pellets. Understanding the fission product behavior is also important in evaluating burning fuels, because pellet and cladding interaction causes. In addition, general procedures to generate each fuel were summarized in the fuel fabrication section. Pellets of UO
and MOX are stable in air atmosphere, but nitrides and carbides are handled in a glove box filled with inert gas to prevent ignition by the reaction with oxygen.
佐藤 博之; 青木 健; 大橋 弘史
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08
本報告では、HTTR建設を通じて得られた知見に基づき作成した、実用高温ガス炉の燃料設計限度の考え方を提示する。燃料設計限度は、評価指標とこれに対応する判断基準で構成される。はじめに、日本原子力学会研究専門委員会で作成された、実用高温ガス炉の安全要件とこれを満足する設計要求事項に適合する評価指標を選定した。次に、規制要求事項に加えて、放射性物質の閉じ込めに係る物理障壁の性能や放射性物質の閉じ込めを保証する計測制御系の性能を考慮した判断基準策定の手順を決定した。検討の結果、安全上の要求事項を網羅しつつ、合理的な燃料破損率を考慮可能な燃料設計限度の考え方が提示された。
上平 明弘; 鵜飼 重治; 水田 俊治
JNC TN9400 2000-040, 41 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-040.pdf:0.85MB
高速増殖炉(以下FBRという。)の実用化戦略調査研究の一環である炭酸ガス冷却炉の燃料設計評価に資するために、フェライト鋼の炭酸ガス腐食に関連する文献を調査し、炭酸ガス腐食に影響を及ぼす因子を整理した。特にブレイクアウェイが発生するまでの腐食挙動について、温度依存性・Si量依存性・Cr量依存性について定量的な評価を行い、次のような腐食評価式を策定した。(式省略)
not registered
PNC TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11
高速増殖原型炉もんじゅは、平成6年4月に初臨界を達成後、5月には初期炉心構成を完了し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施されている。そこで、性能試験で得られたデータ及び燃料製造実績を反映した炉心及び燃料特性を評価し、今後の炉心運転計画を策定するためのデータの整備作業を実施した。(1)初装荷炉心の運転日数増加策の検討運転日数増加策の検討を行い、第一回取替燃料のうち、内側炉心燃料を最大24体まで初装荷炉心の中途で交換することにより必要な運転日数を確保できることを確認するとともに、核特性上の成立性を評価した。(2)初装荷炉心中途燃料交換した場合の第二サイクル炉心核特性評価初装荷炉心での中途燃料交換体数をパラメータとして残りの取替燃料を交換した第二サイクルでの炉心特性を評価し、その成立性を確認した。また、(1)及び(2)の結果から第一回取替燃料のPu富化度を検討評価し、内側炉心・・・16.0fiss Pu wt%外側炉心・・・21.0fiss Pu wt%を選定し、炉心特性の評価検討を行って設工認変更申請のための基礎データを作成した。(3)熱特性評価初装荷炉心の中途で燃料交換を行う場合、交換体数をパラメータとして熱特性評価を行った。その結果、一部ケースで被覆管最高温度が676
となるものの他のケースでは673であり、また、燃料最高温度は2322であり、熱的制限値を満足することを確認した。また、従来設計からの設計進捗及び製造実績を反映した工学的安全係数を再整備し、燃料及び被覆管の最高温度への影響を検討した。従来正規分布を仮定していたものを一様分布とした場合でも、従来設計からの見直し、保守性の削減により、燃料温度で約9、被覆管温度で約1の温度上昇に留まり、熱的制限値を満足することを確認した。(4)今後の燃料取替計画見直しのための基本データの整備今後策定される第二サイクルまでの運転計画で、初装荷炉心での中途燃料交換体数等の決定に資するため、初装荷炉心での中途燃料交換後の炉心及び第二サイクル炉心の核特性基本データを整備した。
若林 利男
PNC TN9600 92-007, 19 Pages, 1992/10
IAEA主催の「アクチナイド消滅のための高速増殖炉利用」に関する専門家会合(9月22日
24日)に出席し、「高速増殖炉のTRU消滅処理特性」について発表するとともに、各国との意見交換及び情報収集を行った。今回の専門家会合には、ベルギー、フランス、ドイツ、スイス、アメリカ、イギリス、ロシア、日本及びCEC(COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES) とIAEAの国際機関から合計23名が参加した。本会合ではNATIONAL PROGRAM、物理的研究、工学的研究について、合計22件の発表と討論が行われた。そして今後の課題として以下の点がまとめられた。・使用済燃料からのアクチナイドの化学的分離と抽出(少なくとも、 とCMについては98%、PUとAMアイソトープについては99.999.99 %)・核データの測定と評価(重要な核種の核断面積、FISSION FRAGMENTS YIELDS及び遅発中性子パラメータ。特にこれらは専焼炉では重要である。)・マイナーアクチナイドを含む燃料の設計、製造、照射に関する研究開発 ・安全で経済的なマイナーアクチナイド燃焼炉心の設計研究 今回専門家会合では、ロシアはマイナーアクチナイド及びFPの核変換の技術開発について関心が非常に高く、積極的に取り組んでいると感じた。ロシアからの興味ある発表としては、マイナーアクチナイド燃焼高速炉サイクルとして、MOX 燃料に乾式再処理燃料製造技術を利用した検討があった。燃料製造にはバイパック法が適用される。技術的にも今後実験等で良いデータがでてくると考えられ、動燃としてOECD/NEAのオメガ計画への参加だけでなく、ロシアとの協力、情報交換が必要であると思われる。
貝瀬 興一郎*; 金城 秀人*; 矢野 真理*; 伊藤 邦博*; 宝珠山 健*
PNC TJ1214 92-007, 105 Pages, 1992/07
FBRの開発推進の為に、高速増殖原型炉もんじゅ(以下、もんじゅとします)の更なる活用と言う観点から、炉心の高性能化を目指す必要がある。このため、「線出力の向上」、「燃焼度の向上」、「照射試験能力の向上」を目標とした炉心特性の詳細評価を行った。1)燃料仕様の検討 出力の低い照射用特殊燃料集合体装荷に伴う炉出力低下を補う為の集合体出力増加(約7.5%)を被覆管許容最高温度の上昇で吸収する考え方を基準として、燃料仕様を検討した。2)炉心核特性の解析・評価(1)1)で設定した燃料仕様に基づき炉出力を維持しつつ、照射用特殊燃料集合体を20体装荷出来る様に炉心高さを1mと高くした炉心仕様のもとで、照射用特殊燃料集合体の本数をパラメータに炉心のサーベイを行い、目標性能(最大線出力480W/cm以下、炉心部取出平均燃焼度10万MWd/t)を達成する炉心を構成した。これをもとに、炉中心に計測線付き集合体(INTA)を1体、照射用特殊燃料集合体を9体を装荷する炉心を選定し一連の炉心特性解析を実施した。(2)制御棒(調整棒、後備炉停止棒)のB/SUP10重量をMK1標準炉心と同一とした場合の選定炉心の制御棒反応度価値解析を高燃焼度平衡炉心初期を対象に行った結果、次のことが明らかになった。(3)高燃焼度平衡炉心末期を対象に、選定炉心の反応度係数(ドップラー係数、密度係数、温度係数、出力係数等)を解析した結果、定格出力時の温度係数及び出力係数は負に保たれており原子炉に固有の安全性を与えていることが確認できた。3)炉心熱特性の解析・評価 高度化炉心の燃料仕様及び炉心出力・燃焼特性評価結果に基づき、炉心熱特性を評価し熱設計上の成立性を検討した。主な結果は以下のとおりである。4)研究開発計画の立案 今回選定した高度化炉心を達成するために必要な研究開発計画を立案し、今後の研究開発計画を明確化した。
蕪木 英雄; 滝塚 貴和
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(7), p.516 - 525, 1987/07
被引用回数：8 パーセンタイル：63.51(Nuclear Science & Technology)黒鉛ブロック炉心が構成されている高温ガス炉の熱流動設計では、炉心でのブロック間冷却材漏れ流れを制御することが重要である。炉心内の冷却材流量配分は1次元の流路網モデルを基礎にして行われている。漏れ流れの流路は一般に複雑であるため理論的に予測するのは困難である。本論文では、実寸大の黒鉛ブロックより構成されるカラムに1つのクロス流れギャップが開いた場合について、空気流動実験を行い漏れ流れの冷却材流路中の流れへの影響を調べた。流路網モデルによる数値解と実験結果を比較し両者が良く一致することを確かめた。又オリフィスのあるカラムでは、漏れ流れのカラム内圧力分布への影響が大きいことが明らかとなった。
荒井 長利; 佐藤 貞夫; 谷 雄太郎*
JAERI-M 7415, 124 Pages, 1977/12
多目的高温ガス実験炉の参考炉心Mark-IIIの基本諸元の選定のために燃料・黒鉛の設計基準の検討を行った。これは、燃料・黒鉛に関する現状での諸研究による知見とそれらに対する設計上の要求とを比較対照させ、現実的な両者の調和点としての材料仕様、安全基準、設計評価法の策定を意図したものである。具体的には、被覆燃料粒子、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ・ブロック、炉心支持黒鉛構造物、反応度制御材料が検討された。この設計基準は今後の試験研究の結果をとり入れて、より総括的、妥当なものに改訂されるであろう。
藤田 操; 泉 文男; 原山 泰雄; 森島 淳好
JAERI-M 5423, 10 Pages, 1973/10
原子炉燃料設計と安全評価のためジルカロイ-2の腐食に関する図表を作成した。与えられた温度条件に関しジルカロイ-2の腐食増量と遷移時間を図より求めることができる。
下川 純一; 宮本 喜晟; 新藤 隆一
原子力工業, 19(2), p.1 - 6, 1973/02
本論文は原子力工業誌1973年2月号「特集・核燃料設計の課題」の一分担をなすもので、その内容は、高温ガス冷却炉燃料の特徴とその設計上の課題、あるいはその問題点について述べたものである。すなわち、燃料設計の立場から、燃料の特性あるいは性能に対する要求について解説したほか、燃料設計時に配慮しなければならない構造体の諸元、使用限度、強度設計基準等についても説明した。具体的には、被覆燃料粒子の諸元と層間応力との関係、中心核の化学形と余剰反応度との関係、燃料要素の形式と燃料濃縮度との関係、黒鉛スリーブの強度評価の現状などについて触れた。最後にまとめとして、今後R&Dを強力に進めていかなければならない分野を明示し、総合的な評価基準策定の必要性と、その燃料設計への反映を期待する旨を強調した。
森島 淳好; 栗山 實; 原山 泰雄; 白鳥 徹雄; 泉 文男; 藤田 操
JAERI-M 4881, 297 Pages, 1972/07
この資料は原子炉の燃料体に用いられる種々な物質の物性値と燃料設計に必要な設計計算を早見図表にしてまとめたものである。物性についてはUO、ジルカロイ、ステンレス鋼、インコネル、軽水、重水、ヘリウムのデータを主として、その他に金属ウラン、黒鉛、ThO、PuOなども含まれている。一方、設計計算図表は、燃料体の材料強度、構造強度に関する計算、燃料棒内温度分布計算に必要なUOの
kd
、Gap Conductance、Critical Burn-out Heat Fluxなどが主なものである。
後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 深谷 裕司; 稲葉 良知; 橘 幸男; 國富 一彦; 岡本 孝司*
no journal, ,
本研究では、高燃焼度における内圧破損の観点から被覆粒子燃料の成立性を評価して被覆層厚さなどの仕様を決める。また、炉心の核的および熱的な成立性を評価して燃料、可燃性毒物および制御棒の炉内配置を決める。平成26年度はこれらの評価に必要な解析コードの整備、解析手法の検討、および計算モデルの作成を行った。
太田 宏一*; 大釜 和也; 尾形 孝成*; 生澤 佳久; 大木 繁夫
no journal, ,
照射による金属燃料の軸方向スエリング率やボンドナトリウムの排出率を定量的に評価した。これらを反映させた核特性解析の結果、ドル単位の反応度効果があることが明らかとなった。
後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
no journal, ,
東京大学, 原子力機構, 富士電機, 原子燃料工業の4者は、高い核拡散抵抗性に加え、高燃焼度での安全性の強化を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ燃料核のプルトニウム燃焼高温ガス炉への導入を検討している。その中で原子力機構は、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性を確認するための被覆燃料粒子及び炉心の設計検討を行っている。本報では、核分裂反応に伴い生成する遊離酸素を全量捕獲するために必要なZrC被覆層の厚さの検討結果、核特性及び燃料温度の計算結果について報告する。
田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹
no journal, ,
軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。
