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報告書

ハルデン炉を利用した日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(2000-02年)の成果(共同研究)

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 2004-023, 38 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-023.pdf:1.85MB

日本原子力研究所は国内の諸機関との間でノルウェー・ハルデン市にあるハルデン沸騰型重水原子炉(HBWR)を利用した複数の共同研究を行っている。これらの共同研究は、OECD/NEAハルデン原子炉計画(ハルデン計画)への原研の加盟期間の更新に合わせて、3年ごとに更新する共同研究契約に基づいて実施している。本報告書は、各共同研究について、その目的,内容及び2000年1月から2002年12月にわたる3年間の研究で得られた成果の概要をとりまとめたものである。今期3年間には、7件の共同研究を行った。このうち2件は契約期間内に研究を終了し、残り5件は次期期間(2003.1-2005.12)でも継続して研究を実施することとなった。研究の多くは軽水炉燃料の高燃焼度化に対応した改良燃料や被覆管の照射挙動研究及びプルサーマルの本格導入に備えたMOX燃料の照射挙動研究である。

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

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

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。

報告書

燃料照射・炉特性研究用試験炉の概念検討

稲辺 輝雄; 中田 宏勝; 秋江 拓志; 与能本 泰介; 小林 日出雄*; 圷 長; 伊藤 治彦; 岩村 公道; 大久保 努; 大杉 俊隆; et al.

JAERI-M 93-106, 104 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-106.pdf:2.77MB

本報告書は、軽水炉将来技術総合試験施設計画の中核をなす、燃料照射・炉特性研究のための試験炉について、システム構成、構造概念、核熱特性等の面から技術的検討を行い、試験炉としての概念の成立性を検討した結果をまとめたものである。検討の対象としたのは、PWR条件及びBWR条件の両モードの運転を実施し燃料照射試験を行うとともに炉特性試験を行う「PWR/BWR両用型試験炉」、PWR条件あるいはBWR条件のみのモードの運転を実施しこれらの試験を行う「PWR専用型試験炉」及び「BWR専用型試験炉」、並びに、燃料照射試験のみを効率的に行うことを目標とした「燃料照射専用型試験炉」の4種類である。検討の結果、これらの試験炉は、いずれも、技術的に成立するとともに、必要な燃料照射能力も確保し得るとの見通しを得た。

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(1988-90年)の成果

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-M 92-155, 42 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-155.pdf:1.12MB

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1988-90年(第8期加盟)の3ヶ年に実施された燃料照射に関する7件の共同研究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$$_{5}$$入り燃料と改良燃料の照射挙動である。当該期間には、研究が完了したものはないが、MOX燃料に関する知見、ATR燃料に関する知見、解析コードの検証等につき重要な成果が得られている。

論文

原子炉開発に貢献する燃料・材料照射試験

市橋 芳徳

エネルギーレビュー, 11(10), p.11 - 15, 1991/09

JMTRで現在進めている照射試験及び将来の照射試験として検討している項目から、次の4つを選んで概要をまとめた。(1)発電用軽水炉燃料の出力急昇試験、(2)発電用軽水炉の炉心構造材の照射試験、(3)高温ガス炉用燃料・材料の照射試験、(4)核融合炉ブランケット材の照射試験。なお、本原稿は、(株)エネルギーレビューセンターより原研が依頼を受け、「原研における研究炉利用研究の現状」をまとめる際の第2章の原稿である。

論文

Irradiation studies of JAERIs fuel at Halden reactor

市川 逵生; 内田 正明; 柳澤 和章; 中村 仁一; 中島 鐵雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(8), p.609 - 614, 1988/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:62.71(Nuclear Science & Technology)

原研は1967年からノルウエーのHBWR炉において燃料計装を利用して燃料の照射試験を実施している。その主な目的はペレット・被覆相互作用の研究であった。特に被覆管の直径測定を含む燃料研究に重点をおいて研究を行った。実験条件は定常照射、出力急昇、出力サイクルにわたっている。実験から得られたデータは燃料ふるまいコードFEMAXIの開発と検証に用いられた。本論文は実験から得られた主要な成果をとりまとめたものである。

報告書

JMTR試用期間照射報告書,2; 燃料照射試験

材料試験炉部

JAERI-M 5537, 299 Pages, 1974/03

JAERI-M-5537.pdf:13.39MB

昭和45年から約1年間にわたって実施されたJMTR試用期間の照射試験結果のうち、核燃料照射関係について、照射データと各種参考資料および照射後試験データの解析などをまとめて第2分冊「燃料照射試験」としたものである。照射データと参考資料としては照射計画、キャプセル設計条件、安全審査資料、キャプセル図面などのほか、キャプセル熱計算結果、温度記録および各種検討メモ等をキャプセル毎に分けて示してある。照射後試験データの解析としては照射試料提供の各社より寄せられた解析報告に必要と思われる照射後試験写真を添付してキャプセル毎に示してある。上記に示された諸データから、その後のJMTR実用照射の基礎となる有用な情報が得られた。

論文

わが国における核燃料照射研究の現状

武谷 清昭

日本原子力学会誌, 9(2), p.72 - 82, 1967/00

わが国における核燃料照射研究開発はかなり古く、1960年頃から海外の材料試験炉を利用して民間メーカーの手によって開始されており、現在もなおそれが継続されている。他方、日本原子力研究所においても、JRR-1からJRR-4までの研究用原子炉とJPDRとが稼動する現状となり、主としてJRR-2やJPDRによる核燃料の照射研究開発もその緒についたといえる状態に到運した。最近燃料照射研究の分野が動力炉燃料の開発,燃料の国産化などの点から注目されてきている状況にあるので、ここでわが国における核燃料照射開発の現状と問題点をキャプセル、セグメント、燃料集合体という開発段階に従い、関連づけて述べることにする。なお、ここでは主として核燃料の照射を実施する立場からの現状と問題点を論ずることにし、照射挙動に関連した部分は別の機会にゆずることにする。また、この資料は1966年2月14日「第4回原子力総合シンポジウム」において、著者が「主として原研における核燃料の照射研究開発の状況」として講演したものを骨子としている。

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