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報告書

高速増殖原型炉もんじゅ; その軌跡と技術成果

敦賀総合研究開発センター

JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-007.pdf:19.09MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution1.pdf:42.36MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution2.pdf:33.56MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution3.pdf:38.14MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution4.pdf:48.82MB
JAEA-Technology-2019-007-high-resolution5.pdf:37.61MB

1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。

報告書

プルトニウム利用技術に関する調査(5) 次世代型BWRの炉心特性調査

平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*

JNC-TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03

JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB

軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。

報告書

Tc-99の中性子捕獲断面積測定

井頭 政之*

JNC-TJ9400 2000-008, 61 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-008.pdf:2.5MB

高速炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換処理研究のためには、核変換性能等の炉心特性を詳細に検討する必要があり、従って、LLFPの精度良い中性子核反応断面積データが必要となる。そこで本研究では、精度良い中性子核反応断面積データを得るため、重要なLLFP核種であるTc-99についてkeV中性子捕獲反応断面積の測定を行なった。測定はAuの捕獲反応断面積を標準とした相対測定とし、ペレトロン加速器を利用したnsパルス中性子源及び大型コンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いた中性子飛行時間法で行なった。その結果、入射中性子エネルギー10$$sim$$600keVの範囲で、Tc-99の捕獲断面積を誤差約5%の精度で得た。今回の測定値とこれまでの測定値及びJENDL-3.2の評価値との比較を行なった結果、JENDL-3.2は15$$sim$$20%過小評価を行っていることが明らかになった。

報告書

Tc-99の中性子捕獲断面積測定

井頭 政之*

JNC-TJ9400 99-001, 78 Pages, 1999/03

JNC-TJ9400-99-001.pdf:2.07MB

高速炉を用いた長寿命核分裂生成物(LLFP)消滅処理研究のためには、消滅性能等の炉心特性を詳細に検討する必要があり、従って、LLFPの精度良い中性子核反応断面積データが必要となる。そこで本研究では、重要なLLFPであるTc-99についてkeV中性子捕獲反応断面積の精度良い測定を行うため、測定に用いるTc-99試料の検討・調査及び我々の実験装置を用いた測定の詳細検討を行った。

報告書

Pu Vector Sensitivity Study for a Pu Burning Fast Reactor Part II:Rod Worth Assessment and Design Optimization

Hunter

PNC-TN9410 97-057, 106 Pages, 1997/05

PNC-TN9410-97-057.pdf:2.99MB

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。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ炉心特性の詳細評価(4)-(その2)-

not registered

PNC-TJ1678 95-003, 97 Pages, 1995/02

PNC-TJ1678-95-003.pdf:2.59MB

もんじゅは平成6年4月に臨界に達し、その後11月まで炉心反応度の測定等の性能試験が実施された。もんじゅの運転性を評価するため、この試験から得られた炉心反応度の測定結果を踏まえて初装荷炉心の炉心特性を明確化した。(1)得られた測定項目のうち1)臨界性、2)過剰反応度、3)燃焼特性(Pu241崩壊に伴う反応度劣化)、4)等温温度係数及び5)流量係数を整理し、設計値と比較した。(2)過剰反応度及びPu241崩壊に伴う反応度劣化について設計値との差があり、その差について核種毎の寄与で分析した結果、臨界実験に使用されなかった高次化Pu同位体及び尾Am241の断面積に原因があることがわかった。(3)高次化Pu同位体及びAm241の最新の核データを使用すれば、今回検討した測定項目については設計手法がほぼ妥当であることがわかった。(4)炉心の温度を約200$$^{circ}C$$から約300$$^{circ}C$$上昇させて得られた等温温度係数については、設計値の方が約6%程過小評価であり、今後得られた出力欠損反応度の測定値と設計値の比較・検討と一緒に検討する必要がある。(5)性能試験結果を反映した過剰反応度に基づいて、運転可能日数を検討した結果からノミナル評価では約70日(全出力換算日)の燃焼が可能であり、不確かさを考慮すると燃焼日数は約50日となる。(6)運転可能日数の評価精度を向上させるためには、更に性能試験結果の解析及び出力試験結果の解析の実施が必要である。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ炉心特性の詳細評価(4)-(その1)-

奈良岡 良二*; 丸山 仁嗣*; 坂本 尚一*; 藤原 博次*; 貝瀬 與一郎*

PNC-TJ1678 95-002, 121 Pages, 1995/02

PNC-TJ1678-95-002.pdf:4.83MB

「もんじゅ」では、仏国フェニックス炉で発生した様な急変する反応度低下事象が起こるとは考えられないが、仮りにその様な事象を想定したとしても確実に検知し事象の推移を記録できる高速反応度測定システムの概念設計を実施し、以下の成果を得た。(1)高速反応度測定システムに既設の中性子束検出器を利用する場合のシステム設計を実施し、使用する中性子計装設備の計測チャンネルとして出力領域系が適切であること及び計測チャンネルからのデータ採取位置を明確にした。(2)選定された出力領域形(チャンネルIV及びV)について現地にて応答時間測定試験を実施した。その結果、高速反応度測定システムに利用するためには絶縁増幅器(アイソレータ)の応答性をさらに高速化する必要があることを明確にした。(3)アイソレータを高速化するための回路の概念設計を実施し、高速化の成立性の見通しを得た。(4)専用中性子検出器を使用する場合の概念設計を実施し、問題点、課題を摘出した。(5)以上の検討結果を踏まえて総合評価を実施し、高速反応度測定システムには既設の出力領域測定系計測チャンネルを利用しかつアイソレータの高速化をはかることで成立する見通しを得た。また、今後の検討課題を摘出、整理し、実施工程を定めた。

報告書

高速増殖原型炉もんじゅ性能試験結果を反映した燃料設計最適化

not registered

PNC-TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11

PNC-TJ1678-95-006.pdf:5.25MB

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$$^{circ}C$$となるものの他のケースでは673$$^{circ}C$$であり、また、燃料最高温度は2322$$^{circ}C$$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$$^{circ}C$$、被覆管温度で約1$$^{circ}C$$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。

報告書

原子力船「むつ」出力上昇試験における炉物理試験の概要

板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*

JAERI-M 92-172, 62 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-172.pdf:2.01MB

平成2年3月29日より開催された原子力船「むつ」の出力上昇試験のうち原子炉物理に関わる項目について報告する。一連の炉物理試験結果から、設計通りの炉心性能が確認された。昭和49年実施の試験との新旧比較から、16年間に及ぶ長期間の炉停止、平成元年実施の燃料集合体・制御棒の解体・再組立にもかかわらず、原子炉の核特性に変化が生じていないことが確認された。炉物理特性の測定にあたり、デジタル反応度計を活用したことにより、ペリオド法に比べて精度の高い反応度関連測定値を効率的に取得することができた。炉物理特性の多くは、出力運転中でも制御棒が部分挿入される舶用炉特有の3次元特性を示しており、「むつ」用に開発された3次元の炉物理解析コードによる計算結果はこれらを良く再現している。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の炉心設計,2; 基準炉心の構築

坪井 亨*; 森脇 裕之*; 小倉 理志*; 日比 宏基*; 前田 誠一郎; 大釜 和也; 近澤 佳隆; 大木 繁夫

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の性能要求・設計条件を達成しつつ、炉心核熱特性に対する他設計からの制約条件を満足する実証段階の高速炉の基準炉心を構築した。

口頭

改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,3-2; MOX炉心の設計成立性

高野 渉*; 後藤 大輔*; 草ヶ谷 和幸*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

no journal, , 

改良ステンレス鋼(FeCrAl-ODS)被覆管燃料の実用化には、大きな中性子吸収断面積による核的損失とその低減のための被覆管薄肉化の影響を考慮し、原子炉の運転における炉心の設計要求を満足することを確認する必要がある。前報(3-1)では現行9$$times$$9燃料の約1/2の被覆管厚(0.30mm)のFeCrAl-ODS鋼被覆管、ウォータロッド(WR)とチャンネルボックス(FCB)はそれぞれ肉厚0.30, 1.0mmのFeCrAl-ODS鋼を用いた場合の設計成立性を確認した。本報では、同FeCrAl-ODS鋼をMOX燃料に適用した場合の炉心特性を評価した。

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