検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Post-irradiation examination of uranium-based rock-like oxide fuels

蔵本 賢一; 山下 利之; 白鳥 徹雄

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.423 - 426, 2001/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:51.33

プルトニウム(Pu)の需給状況に柔軟に対応できる利用法の一つのオプションとして、現行の軽水炉中でPuをほぼ完全に燃焼でき、使用済み燃料を安定な廃棄物として直接処分できる岩石型燃料とその軽水炉燃焼技術の開発を進めている。この岩石型燃料の照射挙動及び照射後の地質学的安定性を評価するためにJRR-3で照射を行い、浸出試験を含めた照射後試験を行っている。今回は照射後試験のうち非破壊試験に関して報告する。燃料ピンの外観検査、寸法測定及びX線透過撮影の結果、ピン表面には破損、伸び及び顕著なスエリングは認められなかったこと、ペレットの多くには軽水炉燃料と同様に亀裂が発生しているもののペレット形状を保っていること等を確認した。$$gamma$$線スキャニングの結果、Zr等の不揮発性核種はペレット内部に一様に分布していること及び揮発可能核種であるCsは多くはペレット内部に留まっているものの、一部は燃料の照射時温度に相関してペレット外部に移動していること等が明らかとなった。

論文

岩石型及びイナートマトリクス系燃料

山下 利之

日本原子力学会「高度燃料技術」研究専門委員会報告書, p.467 - 474, 2001/00

余剰Puを消滅させるための岩石型燃料(ROX)と不活性マトリクス燃料の研究の現状を紹介した。ワンススルー燃焼のROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性,環境安全性及びPu消滅率の観点から優れた特徴を有する。不活性マトリクス及び燃料照射の研究から、最も有望なROX燃料として、Puと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリクス中に均質分散させた粒子分散型燃料を提案した。また、炉心安全解析から、ROX燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO$$_{2}$$装荷PWRと同等の安全性を有することが示された。反応度事故を模擬したパルス照射試験においても、ROX燃料の破損しきい値はUO$$_{2}$$燃料と同等であることがわかった。ROX燃料を用いた場合のPu消滅量はMOX燃料と比べ約2倍となる。

論文

Rock-like oxide fuels for burning excess plutonium in LWRs

山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 二谷 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*

Proceedings of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels (ARWIF 2001) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

軽水炉で余剰Puを燃焼させる岩石型燃料軽水炉燃焼システムは、Puのほぼ完全な燃焼と使用済燃料の直接処分を特徴とする。岩石型燃料は安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルまたはアルミナから構成される燃料で、PuはYSZ中に固溶させる。YSZは不活性マトリクスとして優れた特性を有するが、熱伝導率が低い。これを補うためスピネルやアルミナとの混合物を用いる。照射損傷領域を低減させるためYSZ粒子をスピネルまたはアルミナマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。粉末混合型及び粒子分散型燃料の照射結果を概括・報告する。また、岩石型燃料は高いPu消滅率を達成できる反面,燃料温度係数が極端に小さい。これを改善する方法としてU,Th,Er等の共鳴核種の添加が有効であることを示した。反応度事故条件下での燃料破損しきい値はNSRR実験より、現行のUO$$_{2}$$燃料と同等以上であることがわかった。

論文

Development of rock-like fuels for plutonium annihilation of plutonium in LWRs

山下 利之; 秋江 拓志; 二谷 訓子; 中野 佳洋; 中村 武彦; 白鳥 徹雄; 鈴木 康文

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), p.8 - 0, 1999/00

軽水炉で余剰プルトニウムを消滅させるための岩石型燃料(ROX)の研究を展開した。ROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性、環境安全性及びプルトニウム消滅率の観点から優れた特性を有する。不活性マトリックス及び燃料照射の研究から、最も有望な岩石型燃料として、プルトニウムと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。また、炉心安全解析から、岩石型燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO$$_{2}$$燃料装荷PWRと同等の安全性を有することが明らかになった。岩石型燃料のプルトニウム消滅量はMOX燃料と比べ約2倍大きいことがわかった。

報告書

ウランシリサイド-アルミニウム分散型燃料の熱伝導率測定

齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄

JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-065.pdf:1.31MB

JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400$$^{circ}$$C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。U$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300$$^{circ}$$C近傍で最大となる傾向が認められた。

報告書

試験・研究炉用分散型燃料の高温時における核分裂生成物の放出率測定試験

岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也; 相沢 静男; 宮田 精一; 川又 一夫; 小向 文作; 齋藤 順市; 板橋 行夫; 酒井 陽之; et al.

JAERI-M 90-027, 28 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-027.pdf:1.24MB

JMTR燃料の濃縮度低減化計画に際し、低濃縮ウラン(LEU)燃料の安全評価に資するため、高温時(600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$C)における核分裂生成物(FP)の放出率測定装置を開発し本試験を行った。試料は、JMTRにて1サイクル(燃焼度約22%$$^{235}$$U)照射したLEUの分散型シリサイド燃料と中濃縮ウラン(MEU)の分散型アルミナイド燃料である。試験は、照射終了後10日から90日の間に行い、試料を600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cまで100$$^{circ}$$Cステップで加熱し、各温度において放出される$$^{85}$$Kr、$$^{133}$$Xe、$$^{131}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{103}$$Ra、$$^{129m}$$Te等のFPの放出量をキャリアガスに乾燥空気を使用して測定した。試験の結果、各試料において$$^{85}$$Kr、$$^{133}$$Xe、$$^{131}$$I、$$^{129m}$$TeはU-Al合金燃料についてG.W.Parker等の行った試料結果よりやや低い放出率を示した。しかし1個のシリサイド燃料において$$^{137}$$Cs、$$^{103}$$Ruが、またアルミナイド燃料において$$^{137}$$Csがやや高い放出率を示した。

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1