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報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成16年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-047, 95 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-047.pdf:6.27MB

本報告書は、平成16年度及び平成17年度上期予定のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の燃料棒非破壊試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の再組立作業を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、高経年化対策にかかわる調査研究業務として、関西電力美浜3号機2次系破損配管を受け入れて、外観及び内面観察等を実施した。新たな試験機器として原子炉構造材の照射脆化調査のため、オージェ電子分光分析装置を設置した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、前年度に引き続きセミホットセル1基及びジュニアセル14基の解体・撤去作業を実施した。また、ホットラボを未照射核燃料物質保管管理施設として利用する決定を受けて、使用開始に向けた準備を進めた。

論文

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.74(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

論文

Numerical investigation of two-phase flow structure around fuel rods with spacers by large-scale simulations

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 呉田 昌俊; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of 5th International Conference on Multiphase Flow (ICMF 2004) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/06

革新的水冷却炉の稠密燃料集合体内の水と蒸気の二相流の構造を直接解析による大規模シミュレーションによって解明する研究を行っている。今回は、燃料棒表面の液膜挙動に注目し、解析を行い、次の成果を得た。(1)燃料棒表面は薄厚の液膜で覆われる,(2)隣合う燃料棒の間隔が最も狭い領域で液膜の架橋現象が見られる,(3)逆に蒸気は燃料棒間隔が広い領域を鉛直方向にストリーク状に流れる,(4)これは水平断面方向に三角ピッチ状に配列された燃料棒で囲まれる中心の領域は燃料棒狭隘部に比べて局所的に摩擦抵抗が低く、流れ易いためである,(5)稠密炉心における気泡の運動は流れ方向に対する直線的な移動が支配的であり、従来の正方ピッチ配列炉心で確認されている水平方向への移動の影響は小さい傾向にある。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)用高燃焼度燃料の成立性評価,2

片西 昌司; 武井 正信; 中田 哲夫*; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.67 - 75, 2004/03

日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)の開発経験をもとに、実用高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究を進めており、その一環として、燃料棒の構造設計を実施した。2種類の燃料棒構造を考案し、照射中に予想される変形や応力に対する構造強度検討,流路圧力損失,製作性等の観点で比較を行い、成立性を確認した。第一の構造は、燃料棒に支持用スペーサを取り付け流路内での水平方向支持を行うものであり、第二の構造は、燃料棒を装荷する流路の内壁に燃料棒支持用のリブを設けるものである。どちらも構造強度上は成立性があり、圧力損失及び製作性の観点で第一の構造が有利であるとの結論を得た。今回の燃料棒としての構造検討結果と既に報告した被覆燃料粒子の健全性評価結果とを併せて、GTHTR300用の高燃焼度燃料の構造を決定し、その成立性を明らかにした。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第35サイクル)

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。

報告書

BFS-58-1-I1炉心の臨界実験解析結果

庄野 彰; 佐藤 若英*; 岩井 武彦*

JNC-TN9400 2000-096, 113 Pages, 2000/06

JNC-TN9400-2000-096.pdf:3.1MB

BFS-58-1-I1炉心に関する最新の実験解析結果を報告する。本炉心は、中央部から順にU無し燃料領域、MOX燃料領域、濃縮UO$$_{2}$$燃料領域が配置された特殊な構成を持つ。当初入手した実験情報のうち、物質配置を決定するラッパ管間隔を修正する必要が生じたので、解析を全面的にやり直した。JUPITER解析と同様に、高速炉用70群基本炉定数セットJFS-3-J3.2を用い、プレートストレッチモデルに基づくセル計算によって炉中心反応率比を求めたが、その解析精度が測定誤差では説明できないほど悪いことがわかった。そこで、プレートストレッチモデル適用性の良否を検討するために、ペレットの原子数密度を保存するセルモデルの効果を、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPを用いて調べた。また、JFS-3-J3.2の適用性の良否を検討するために、高速炉より軟らかな中性子スペクトルで重み付けされたSRACライブラリを用いて一部の核反応断面積を置換した場合の効果を調べた。その結果、MOX燃料領域及び濃縮UO$$_{2}$$燃料領域とは異なり、典型的なNa冷却MOX燃料炉心に比べてきわめて軟らかい中性子スペクトルを示す炉心中心領域(U無し燃料領域)のセル計算では、プレートストレッチモデルが無視できない計算誤差を引き起こすこと、ならびに、JFS-3-J3.2をそのまま適用することは適切でないことがわかった。これらの考察を踏まえ、U無し燃料領域には原子数密度を保存するセルモデルを適用するとともに、JFS-3-J3.2の構造材核種の散乱断面積をSRACライブラリと置換して実効断面積を求めた。その結果、炉中心反応率比に関して測定誤差範囲内の解析精度が得られた。また、臨界性についても、輸送・メッシュ補正後の2次元RZモデル解析値はIPPE及びCEAの報告値と同等の値を得た。さらに、これらの解析情報を考慮した炉定数調整結果を検討した結果、JUPITER実験解析結果との整合性は良好であることを確認した。これらの知見は、解体核処分支援のための共同研究において今後実施するBFS-2臨界実験解析にも適用できる。

論文

Behavior of irradiated ATR/MOX fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 菊池 圭一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(5), p.455 - 464, 2000/05

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動を調べるために、原研のNSRRにおいて燃焼度約20MWd/kgHMのATR/MOX燃料を用いたパルス照射実験を行った。ピーク燃料エンタルピ335~586J/gの範囲で4回のパルス照射実験を実施した結果、燃料の破損は観察されなかった。ピーク燃料エンタルピ500J/g以上の実験で、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じ、461J/g以上のエンタルピで試験した燃料では、ペレット密度の顕著な低下が観察された。また本実験では最高約20%という高いFPガス放出が測定された。Puスポット位置では、FPガスが蓄積されていたと思われる数十ミクロンの大きな空洞が見られた。燃料ペレットの外周領域にあるPuスポットの周りでは、細粒化組織が観察された。Puスポット中の大きな空洞又は多孔組織の存在は、パルス照射時のペレットのスエリングに寄与したと考えられる。すなわち、高いエンタルピ条件でパルス照射した場合には、燃料棒の大きな変形を引き起こし、結果的に高率のFPガス放出を生じさせた原因になったと考えられる。

報告書

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

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。

報告書

反応度事故条件下における照射済ATR/MOX燃料の挙動(共同研究)

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 上塚 寛; 菊池 圭一*; 安部 智之*

JAERI-Research 99-060, p.62 - 0, 2000/03

JAERI-Research-99-060.pdf:12.05MB

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動、特にFPガス放出や破損機構をウラン燃料と比較し把握するために、原研のNSRRにおいて燃料燃焼約20MWd/kgHMまで新型転換炉「ふげん」においてベース照射したATR/MOX燃料を用いたパラメータ照射実験を行った。これまでに4回のパルス照射実験をピーク燃料エンタルピ335J/gから586J/gの範囲で実施したが、燃料の破損は観察されなかった。500J/g以上のピーク燃料エンタルピを与えた実験では、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じた。パルス後のガスパンクチャ試験により、約20%のFPガス放出が観察された。Puスポット位置では、FPガスがたまっていると思われる直径数十ミクロンの大きな気孔が見られた。ペレット外周部のPuスポットの周りでは結晶粒の微細化が観察された。またペレット外周部でのマイクロクラックの生成、Puスポットを起点としたクラックの生成、マトリックス部の結晶粒界分離が観察された。このようにパルス照射によるペレットミクロ組織の変化がパルス照射時の燃料スエリングに寄与したと考えられる。また相対的に高いピーク燃料エンタルピのパルス照射時に見られた、燃料棒の大きな変形及び高いFPガス放出率は、このようなミクロ組織の変化によって生じたものと思われる。

報告書

ハンデル負荷追従試験解析のためのFEMAXI-ATRコ-ドの改良・整備

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-003.pdf:2.72MB

負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。

報告書

RB2 Pre-test Calculation using PAPAS-2S based on a Preliminary Post-test Calculation of the RB1 Test

深野 義隆; 佐藤 一憲

PNC-TN9410 98-058, 12 Pages, 1998/06

PNC-TN9410-98-058.pdf:0.84MB

CABRI-RAFT計画のRB1試験結果に基づき、より進んだ燃料溶融での冷却材中への溶融燃料放出挙動の観察及び放出燃料の冷却性を確認するRB2試験を実施することがパートナー間で合意された。本研究では、特別な人工欠陥を施したピンの燃料熱条件を反映したRB1試験の予備的試験解析をまず実施し、このRB1試験の解析に基いてRB2試験の事前解析を実施した。この事前解析では、出力及び冷却材の流量履歴、人工欠陥の軸方向位置をパラメータとし、試験目的を充足する最適な試験条件を提案した。

報告書

サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの整備 -燃料ピン伝熱モデルおよび圧力損失モデルの検証解析-

成田 均; 大島 宏之

PNC-TN9410 97-104, 69 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-97-104.pdf:1.56MB

単相サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの整備の一環として、燃料ピン伝熱モデルおよび圧力損失モデルの検証解析を実施した。燃料ピン伝熱モデルの検証では、構造解析コードFINASによる解析を行い、ASFREコードの解析結果との比較を実施した。これらの比較より、ASFRE燃料ピン伝熱モデルの結果は燃料ピン内部において、FINASによる解析結果と最大で1%未満の差であったことから、燃料ピン伝熱モデルにおける熱伝導計算の妥当性を確認した。圧力損失モデルの検証解析では、ASFREコードにおけるワイヤスペーサモデル(Distributed Resistance Model(D.R.M.))を用いて、169本および127本ピンバンドル燃料集合体を用いた流動試験結果との比較を実施した。軸方向差圧については、定格流領域において両試験ともに解析結果と実験結果はほぼ一致した傾向となった。また、周方向圧力分布については試験結果の傾向とASFREコードの解析結果の間にピーク値となる位置に違いが生じた。この原因を調べるため実施した、SPIRALコードによる解析結果や周方向圧力分布を測定した他の試験との比較ではASFREコードの傾向は非常に良く一致することを確認した。従って、D.R.M.による周方向圧力分布予測は妥当であり、周方向分布についての差の原因は燃料バンドルの偏り、ワイヤ巻き誤差および測定位置におけるワイヤの影響であると考えられる。

報告書

新型転換炉データベース「ふげん」設計/研究開発/特性[核]

武田 宏*; 澤井 定*; 石上 ひとし*

PNC-TJ1409 97-011, 25 Pages, 1997/03

PNC-TJ1409-97-011.pdf:0.59MB

1開発成果・設計・運転経験の反映開発成果、設計・運転経験など、プロジェクトで得られた全ての知見は、主として下記に反映される。1)現在のプラント運転の安全性・信頼性の向上2)現在のプラントの改良設計3)次のプラントの設計2"設計/研究開発/プラント特性データベース"構築の考え方"設計/研究開発/プラント特性データベース"は、上記の目的に活用できるように構築する。(1)設計と研究開発を融合したデータベースプロジェクトの研究開発は、設計技術根拠、即ち、建設方針、設計基準、許容設計限界値、設計の検証などの確立が主体であることを考慮して研究開発と設計の各データベースを融合したデータベースを構築する。(2)プラント特性の組み入れプラント設計は安全裕度を入れて行うが、プラントはその固有の実力性能、即ち、安全率なしで稼働する。従って、下記の発展が効果的にできるよう、プラント特性(とくに初期特性)をデータベースに組み入れた。1)設計と実力性能を比較評価して、適切な安全裕度を設定2)定期検査データとカップルした劣化度評価3)燃料の燃焼・組成変化に伴う特性変化の解明4)実際のプラント特性に基づく技術と設計の高度化3"設計/研究開発/プラント特性データベース"の構成以上の評価を基に、本データベースを下記の構成にした。1)設計基本事項2)設計関連技術情報(設計技術根拠)3)プラント特性

報告書

照射燃料試験施設ホットイン25周年記念報告書

梶谷 幹男; 西野入 賢治; 阿部 和幸; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 廣沢 孝志; 小山 真一

PNC-TN9440 97-004, 186 Pages, 1997/02

PNC-TN9440-97-004.pdf:21.19MB

平成9年2月7日に照射燃料試験施設(AGF)ホットイン25周年記念成果報告会を開催した。AGFは1971年(昭和46年)10月1日に放射化材料試験ループを使用してのホットイン、引き続き12月から常陽燃料仕様燃料ピンの定常照射試験(DFR332/2燃料ピン)の照射後試験を開始して25年を迎え、その記念行事としてOBに対する施設見学会、記念成果報告会及び懇親会を開催したものである。本報告書は、この記念成果報告会で発表したOHP原稿を取りまとめたものである。発表内容は、 1.AGF25年の歴史と経緯及び西暦2000年に向けての取り組み 2.AGF25年間の施設、設備およびマニプレータの保守実績 3.AGFでの物性測定(融点、熱伝導度、X線回折)の最近の成果 4.核分裂生成物放出挙動試験装置の開発経緯とコールド試験の結果 5.照射燃料集合体試験施設の金相試験セルを利用した燃料挙動のこれまでの成果 6.照射済MOX燃料中のMA(Np,Am,Cm)分析手法の開発状況 7.MA含有燃料作製設備の整備状況と各装置の概略仕様の紹介である。

論文

Numerical prediction of augmented turbulent heat transfer in an annular fuel channel with repeated two-dimensional square ribs

高瀬 和之

Nucl. Eng. Des., 165, p.225 - 237, 1996/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.87

高温ガス炉用標準燃料棒よりも乱流熱伝達率を向上させるために、矩形突起付き燃料棒の開発を行った。この矩形突起付き燃料棒の伝熱性能を評価するために、2次元矩形突起を有する環状燃料チャンネル内の乱流熱伝達率を、k-$$varepsilon$$乱流モデルと2次元軸対称座標軸系を使って十分に発達した非圧縮性流体に対して数値的に解析した。数値解析は、3000から20000のレイノルズ数範囲に対して、矩形突起ピッチと高さの比が10、20、40の3つの場合について行った。熱伝達率の予測値は、矩形突起付き燃料棒による実験データから求めた熱伝達相関式に対して、矩形突起のピッチと高さの比が10、20、40の場合にそれぞれ10%、20%及び25%以内の誤差で一致した。本研究により、矩形突起による伝熱促進効果は本数値シミュレーションによって十分予測できるとともに、そのメカニズムの一部は乱流エネルギー分布の流れ方向変化から良く説明できることが明らかになった。

報告書

重水臨界実験装置設置変更許可申請(その13)関連資料

吉田 守; 戸部 賢治; 菖蒲 信博; 相原 永史; 森下 正樹

PNC-TN9700 95-001, 804 Pages, 1995/08

PNC-TN9700-95-001.pdf:30.97MB

重水臨界実験装置(以下、DCAという。)は、平成4年4月に末臨界度測定実験施設としての機能の追加を行ったが、本設置変更許可申請(その13)では、その実験範囲の拡大を目的としたものである。試験体用燃料棒を追加するとともに、試験体の構成においては、燃料棒配列ピッチを固定値から2CM以上と自由度を待たせたため、色々な核特性を有した試験体を製作することが可能となる。同試験体を末臨界度測定試験施設に装荷した場合、重水臨界水位が非常に低い場合から高い場合まで様々な事例があり得るので、新たに各種制限値として重水臨界水位40CM以上と0.8$に相当する重水水位1CM以上を追加した。また、試験体に試験体減速材を供給すると原子炉の反応度が低下する低反応度試験体の装荷が可能となったため、試験体容器にオリフィス板及び試験体ダンプ管閉止弁を追加し、急激な試験体減速材の流出を防止する構造とした。第1次審査においては、臨界にする手順について多くの質問が出され、特に低反応度試験体の臨界近接手順ととそうでない試験体の臨界近手順の違いに起因する誤操作の可能性についての審議がなされ、誤操作の恐れのないことが確認された。第2次審査においては、重水臨界水位が40CMになり得ることの安全性について疑問が出されたが、従来の各種制限値は変更しておらず、今回新たに各種制限を追加するので安全性は確保される旨の説明を行い了承された。また、本申請の審査の過程で今回の申請範囲からは逸脱するものの、DCAの地震に対する挙動が爼上に登り、安全に原子炉を停止できることを説明している。

報告書

照射済燃料棒への熱電対再計装技術の開発; UO$$_{2}$$ペレット中心孔加工技術及び燃料棒組立技術

清水 道雄; 齋藤 順市; 大島 邦男; 遠藤 泰一; 石井 忠彦; 中川 哲也; 相沢 静男; 川又 一夫; 田山 義伸; 河村 弘; et al.

JAERI-Tech 95-037, 87 Pages, 1995/07

JAERI-Tech-95-037.pdf:5.14MB

軽水炉燃料棒のPCI機構の解明には、出力変動時のペレットからのFPガス放出及びペレットの中心温度の情報が重要である。照射済燃料棒に中心孔を穿孔する技術開発は、バリウムフェライトペレットを充填した模擬試料を使用して種々の穿孔試験を行った。このとき、動力炉で生じたペレットの割れをそのまま保持した状態で穿孔することが重要であるため、穿孔の間は炭酸ガスでペレットを凍結し、ダイヤモンドドリルで穿孔した。これらの開発試験により、深さが54mmで直径が2.5mmの中心孔ができることを確認した。炉内確証試験は、1995年1月にJMTRに装荷して行った。本報告書は、UO$$_{2}$$中心孔加工技術及び燃料棒組立技術についてまとめたものである。

論文

Numerical prediction of turbulent heat transfer characteristics of a fuel rod with very small square ribs for high temperature gas-cooled reactors

高瀬 和之; 秋野 詔夫

The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.535 - 540, 1995/00

ピン・イン・ブロック型炉心構造であるHTTRの場合、冷却材であるヘリウムガスは燃料棒と燃料チャンネルとで構成される環状流路を下降しながら、燃料棒によって最高950$$^{circ}$$Cの出口温度にまで加熱される。この際、燃料温度は1200$$^{circ}$$C以上の高温となるため、将来の高出力密度炉心では設計余裕(燃料使用最高温度との差)を十分に確保できない。そこで、燃料温度を現状よりも低下させるための一手段として、対流伝熱促進を期待した粗面燃料棒による伝熱流動実験が行われ、その熱流動特性が調べられた。本研究はこの実験結果をもとに、矩形突起付き環状流路内の熱流動解析を行って熱伝達率の数値予測の妥当性を評価したものであり、本成果は高温ガス炉用高性能燃料棒の開発や原子力熱エネルギー輸送機器の高効率化等に利用できるものである。

報告書

ハルデン原子炉計画における日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(1991-93年)の成果

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 94-021, 79 Pages, 1994/09

JAERI-Tech-94-021.pdf:2.21MB

原研は、1967年以降ハルデン原子炉計画に加盟し、国内諸機関との間で共同研究を実施している。本報告書は1991-93年(第9期加盟)の3ヶ年間に実施された8件の共同研究の成果をとりまとめたものである。具体的内容は、軽水炉用MOX燃料の照射、ATR燃料の負荷追従、軽水炉燃料挙動解析、新型燃料の照射挙動、MOX燃料の照射特性、KWU&B&W型燃料の照射挙動、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料と改良燃料の照射挙動及びガンマサーモメーターの照射特性についてである。当該期間に1件を除き、研究を終了し、MOX燃料に関する知見、ATR燃料に関する知見、新型及び改良燃料に関する知見、解析コード開発と検証、燃料ペレットの熱拡散率のデータ取得、$$gamma$$サーモメータの活用に関する知見等の成果を得た。

論文

Measurements of the modified conversion ratio by gamma-ray spectrometry of fuel rods for water-moderated UO$$_{2}$$ cores

中島 健; 赤井 昌紀; 須崎 武則

Nuclear Science and Engineering, 116, p.138 - 146, 1994/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:20.78(Nuclear Science & Technology)

修正転換比は、U-238捕獲反応率の全核分裂反応率に対する比として定義される。2種類の水減速UO$$_{2}$$炉心である1.42S(標準)炉心と0.56S(稠密格子)炉心において、この比を測定するために照射燃料のガンマ線スペクトロメトリを行った。2つの炉心の水対減速材体積比は各々1.420及び0.564である。本方法では放射化箔を用いないため、箔によって生じる中性子自己遮蔽や中性子束歪みの補正は不要となる。代わりに燃料棒によるガンマ線自己遮蔽効果のみを補正すれば良い。本方法で測定された修正転換比は、1.42S炉心で0.457,0.56S炉心では0.724であった。実験誤差は3%以内と評価された。連続エネルギーモンテカルロコードVIMとJENDL-2ライブラリによる解析は、稠密格子である0.56S炉心に対して実験値を約6%過大評価した。

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