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論文

軽水炉シビアアクシデント影響の更なる高精度予測を目指して

日高 昭秀

日本原子力学会誌, 45(8), p.493 - 496, 2003/08

軽水炉シビアアクシデント時の炉心状態を模擬するため、世界最高温度,圧力条件を達成する実験装置VEGAを設計,製作し、雰囲気圧力が照射済燃料からの放射性物質の放出挙動に及ぼす影響を初めて実験的に定量化した。また、その結果に基づいて、圧力の影響を説明するモデルを提案した。これらの成果に対し、第35回(平成14年度)日本原子力学会賞論文賞が授与された。本稿では、受賞対象となった研究との出会い,思い入れ,苦労した点,今後の展開等について紹介する。

報告書

中性子ラジオグラフィによる照射済燃料・材料の非破壊試験法の開発; 適用可能性の調査・検討

安田 良; 西 雅裕; 仲田 祐仁; 松林 政仁

JAERI-Tech 2000-030, p.20 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-030.pdf:2.2MB

本稿では、中性子ラジオグラフィによる照射済燃料の健全性評価を行うために、国内外における中性子ラジオグラフィ試験の現状及び使用を検討しているJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置(TNRF)の撮影機器などを文献などにより調査し、試験実施の可能性を検討した。照射済燃料の中性子ラジオグラフィ試験は、国外、国内ともに減少傾向にあることを確認した。撮影機器に関しては、高放射性物質が使用可能な第一撮影室(TNRF1)においては、新規に設置して以来使用実績がないこと、中性子TVカメラや断層撮影などの高度撮影システムが設置されていないことを確認した。また、試験条件などの基準データを収集するコールド予備試験を行うことを確認した。

報告書

研究所等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定,1; 主要放射性廃棄物発生施設別の核種組成比の評価

坂井 章浩; 吉森 道郎; 阿部 昌義

JAERI-Tech 2000-012, p.107 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-012.pdf:6.47MB

研究所等廃棄物の処分における安全評価上の重要核種を選定するために、原研東海研の研究施設を原子炉施設、核燃料使用施設、RI使用施設に区分し、廃棄物発生記録等の調査、取扱試料等の燃焼・放射化計算調査、放射能測定データの調査を行い、廃棄物中の核種組成比を評価した。その結果、原子炉施設から発生する廃棄物は、冷却材中に含まれる核種が支配的であった。照射後試験施設から発生する試験燃料で汚染した廃棄物の各試験条件間における核種組成比の変動幅は比較的小さく、一方、試験材料で汚染した廃棄物における核種組成比の変動幅は材料が多種類であるため、比較的大きかった。また、RI使用施設の保有RIは82種類であった。これらの調査結果をもとにして、その3種類の研究施設から発生する各種廃棄物についてそれぞれの代表的な核種組成比を設定した。

論文

照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)計画について

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保

原子力eye, 46(3), p.79 - 83, 2000/03

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースタームの予測精度向上のため、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画を開始した。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$及び10気圧下における中・難揮発性FPやアクチニドの放出挙動をおもに調べる予定である。また、事前に試験燃料を再照射して短半減期FPを再生させてその放出挙動を調べたり、燃焼度や酸化・還元雰囲気の影響及びMOX燃料からの放射性物質の放出挙動についても調べる。VEGA実験装置は燃料試験施設内に設置され、平成11年2月に完成した。同年9月には、最高温度2500$$^{circ}C$$、不活性雰囲気、大気圧下における照射済PWR燃料からの放射性物質の放出挙動を調べる第1回目のVEGA-1実験が成功裡に終了した。本解説では、VEGA計画の概要及びVEGA-1実験結果の速報値について述べる。

論文

Current status of VEGA program

日高 昭秀; 中村 武彦; 西野 泰治; 金澤 浩之; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 工藤 保; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.211 - 218, 1999/07

日本原子力研究所では、照射済燃料からの核分裂生成物質(FP)の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}$$Cの高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下でのFP放出、低揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。また、事前に試験燃料をNSRR炉内で再照射して短半減期FPを再生させるとともに、燃焼度や酸化還元雰囲気の影響についての研究も行う。試験装置は、水蒸気・ガス供給系、高周波誘導加熱炉、試験燃料を設置するトリア製坩堝、熱勾配管、フィルタ及び$$gamma$$線測定系等から成る。平成7年度に基本設計、8年度に装置の詳細設計、9$$sim$$10年度に製作を行った。10年度後半に燃料試験施設内に装置を設置した後、特性試験を行い、11年度から年に4回の本試験を開始する。

報告書

高燃焼度PWR燃料の照射後試験データ; 燃料棒:B15(燃料集合体:NO1G13)

土内 義浩*; 石島 清見; 山原 武

JAERI-Data/Code 98-002, 24 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-002.pdf:1.02MB

本報告書は、NSRRでのパルス照射実験の供試燃料棒として、関西電力株式会社より日本原子力研究所に譲渡された照射済燃料棒B15(燃料集合体:NO1G13)に関するもので、大飯1号機における照射試験の後に実施された燃料検査の結果についてとりまとめたものである。当該燃料棒は、軽水炉燃料挙動に対する高燃料度化の影響を評価するため、関西電力株式会社をはじめとするPWR5電力と原子燃料工業株式会社の共同研究として大飯1号機48MWd/kgU先行照射試験において照射された。電力共同研究の一環として、照射試験に引き続き、B15燃料棒に対しては、非破壊試験((1)燃料棒外観検査、(2)燃料棒寸法測定、(3)渦電流探傷試験、(4)酸化膜厚さ測定試験)及び破壊検査((5)パンクチャーテスト)が実施された。高燃焼度燃料の燃料挙動は設計において認められている範囲内であった。

報告書

FPガスによる燃料変形モデル(FRAP-T6用)の開発とNSRR照射済み燃料実験の解析

中村 武彦; 細山田 龍二*; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*

JAERI-Research 96-060, 110 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-060.pdf:2.74MB

NSRRでは燃焼の進んだ軽水炉燃料の反応度事故時の挙動を調べるパルス照射実験を実施している。同実験では未照射燃料に比べて大きい半径方向歪みが観測された。この変形挙動を再現するため核分裂生成物(FP)ガスによる被覆管変形モデルを開発しFRAP-T6に導入した。これに併せて物性、燃料割れモデル等の改良も行い実験の解析を行った。JM-4実験では、FPガスの結晶粒界での膨張による変形で実験結果が良く再現できることが明らかとなった。同実験では燃料全体の結晶粒界ガスが変形に寄与したものと考えられる。他方、照射済軽水炉燃料では燃料外周部で高い温度分布に伴う燃料の割れの増加を考慮するGAPCONモデルにより実験結果が良く再現できることが明らかとなった。本報告書では、これらのモデルを説明し、NSRR実験の解析結果を示す。

報告書

照射済燃料の乾式分離、抽出技術に関する調査・検討

湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*

PNC-TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03

PNC-TJ9409-96-002.pdf:2.64MB

照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test MH-3

笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12

JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB

本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14$$times$$14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。

報告書

出力過渡条件下におけるステンレス鋼被覆燃料の挙動; NSRR SC-1実験結果

片西 昌司; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 落合 政昭

JAERI-Research 94-039, 54 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-039.pdf:5.2MB

本報告書は、JMTRにおいて前照射されたステンレス鋼被覆燃料(燃焼度4.0GWd/t)をNSRRにおいて過渡出力照射し、健全性を調べた結果についてまとめたものである。実験では、舶用炉の定格13%から130%出力まで5秒間で出力を上昇させた。この実験により、舶用炉の運転条件を大きく上回る急激な出力上昇を与えたときの燃料挙動を調べた。NSRRにおける過渡照射時のデータ及び照射後検査の結果から、このような急激な出力上昇によっても、DNBの発生や被覆管とペレットとの化学的あるいは機械的相互作用は起きず、燃料の健全性は十分保たれることが明らかになった。

報告書

ハフニウム材による燃料棒のエンドピーク低減化の研究

笹島 栄夫

JAERI-M 90-029, 12 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-029.pdf:0.42MB

NSRRにおいては、反応度事故時の燃料挙動を解明する研究を行っており、平成元年度からは燃焼の進んだ照射済燃料を対象とした実験も開始した。セグメント化して実験に供する燃料は、エンドピークの発生を防ぐために、ハフニウムディスクを燃料ペレット両端に装荷しパルス照射実験を行った。その結果、次の知見を得た。(1)照射済燃料の濃縮度を模擬した2.6%濃縮の燃料で、パルス照射時に発生するエンドピークをピーキング係数1.18程度に低く抑えるために必要なHfディスクの最小肉厚は約2.0mmであることが分かった。(2)本実験の範囲内では、Hfディスクの厚さを2.0mmより厚くしても、ピーキング係数は、その厚さに依存しないことが分かった。

報告書

Determination of Pu Accumulated in Irradiated Fuels by Non-Destructive Isotopic Correlation Technique

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11

JAERI-M-8599.pdf:0.55MB

平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。

口頭

HTTRの核燃料物質使用施設における「安全上重要な施設」候補の検討

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 藤本 望

no journal, , 

HTTR(高温工学試験研究炉)は、高温ガス炉燃料の破損挙動、核分裂生成物の破損挙動等の究明及び高性能燃料の開発、並びに中性子束の測定を目的として、核燃料物質の使用施設(以下、「使用施設」という。)をHTTRの原子炉施設に設置している。使用施設については、施設の性能の維持等のいわゆるバックフィット規定は設けられていないが、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律」の改正により、同施行令第41条に該当する核燃料物質を使用する施設(以下、「41条施設」という。)のうち、「安全上重要な施設」(以下、「安重施設」という。)が存在する施設については、「使用施設等の位置、構造及び設備の基準に関する規則」(以下、「許可基準規則」という。)に適合させるために可能な限り改造等の措置を取ることが要求されることとなった。HTTRの使用施設は41条施設であることから、現状上記の措置が必要か否を確認するために安重施設候補の検討を実施した。本報告では、安重施設候補の検討方法及びその結果について述べる。

口頭

Adsorption behavior of nuclear rare metals on hybrid microcapsules in spent fuel solution

大西 貴士; 小山 真一; 三村 均*

no journal, , 

高レベル放射性廃液中に含まれる有用元素を回収するために、セシウムまたはモリブデンを強く吸着する複数種類のハイブリッドマイクロカプセルが開発されている。マイナーアクチニドや核分裂生成物共存下におけるセシウムまたはモリブデンの吸着挙動を評価するために、照射済燃料溶解液に由来する溶液を使用して吸着試験を実施した。マイナーアクチニドや核分裂生成物が共存した場合、$$alpha$$放射線による吸着剤の分解や液性変化、化学形の変化等の影響により吸着特性が変化するおそれがあったが、本実験条件下ではこれらの影響をうけず、セシウムやモリブデンを強く吸着することが明らかとなった。

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