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報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

報告書

プルトニウム利用に関する海外動向の調査(99)

太田垣 隆夫*

JNC-TJ1420 2000-004, 159 Pages, 2000/03

JNC-TJ1420-2000-004.pdf:4.82MB

欧州諸国と日本においては、核物質を最大限に利用するという目的の下、使用済燃料管理戦略として再処理オプションが執られたが、高速炉開発の大幅な遅れによって、再処理で回収されたプルトニウムは軽水炉でリサイクルされることになった。欧州においては既に多くのプルトニウム・リサイクル実績があることから、本調査では以下の項目について、フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス等の主要国における1999年末現在までのプルトニウム・リサイクル状況を調査した。(1)主要国におけるプルトニウム・リサイクルの基本政策と現状 フランス、ドイツ、英国、ベルギー、スイス、およびブルトニウムの一部をリサイクルしようとする動きが最近見られるスウェーデン、といった欧州の主要国のバックエンド政策および使用済燃料管理の状況を調査し、その中でのプルトニウム・リサイクルの位置付けと開発の現状を総合的に分析・評価する。(2)MOX燃料加工、再処理に関する計画および実績 海外のMOX燃料加工計画、加工実績および再処理計画、再処理実績に関するデータを調査し、まとめる。(3)プルトニウム在庫 世界各国のプルトニウム在庫に係わるデータを調査・集計する。

報告書

高速増殖原型炉「もんじゅ」燃料取扱貯蔵設備の運転・保守経験,1; 総合機能試験完了後から平成8年3月まで

長広 義彦; 廣部 岩男; 山田 多圭士; 内藤 栄一; 小幡 宏幸; 浜野 知治; 皆藤 泰昭; 今村 弘章; 甲高 義則; 井関 淳; et al.

PNC-TN2410 96-005, 339 Pages, 1996/03

PNC-TN2410-96-005.pdf:14.53MB

「もんじゅ」の燃料取扱貯蔵設備は、平成3年4月に据付を完了した後、5月から総合機能試験を開始し平成4年8月に終了した。平成4年12月に設備移管を受け性能試験に入った。燃料装荷試験においては炉心燃料198体の炉内への移送、炉心への装荷を燃料取扱設備により行った。この間大きなトラブルもなく、円滑に運転が行われ平成6年4月5日168体で初臨界を達成した。燃料装荷以降も出力分布試験、模擬体洗浄処理運転を実施しており、平成4年から毎年設備点検を実施して設備の健全維持に努めている。本報告書は総合機能試験完了以降の燃料取扱設備の運転及び保守についてまとめたもので、この間に経験したトピックスを記載するとともに設備の信頼性向上に向けた今後の検討事項についても述べたものである。

報告書

高速増殖大型炉設計研究について; 高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究の成果

谷山 洋*

PNC-TN9410 88-132, 132 Pages, 1988/09

PNC-TN9410-88-132.pdf:20.75MB

本研究は高速増殖大型炉の主要な技術的課題について、多角的な観点から検討評価を行い、実証炉の基本仕様選定に資すること並びに研究開発課題を示すことを目的として、昭和61年度から大洗工学センター技術開発部プラント工学室が主体となって実施してきたものである。本報告書は、「常陽」、「もんじゅ」の開発成果、大洗工学センターでの基盤技術の研究成果を踏まえて、実証炉の炉心・燃料、技術指針、原子炉蒸気供給系(NSSS)及びその他の系統設備(BOP)に関するそれぞれの主要目について、パラメータサーベイや規格・基準の高度化等による幅広い検討評価を行った結果を総合的にまとめたものである。また、昭和60年度の「要素技術設計研究」で設定したプラント概念について、本検討結果をベースに見直しを行い、各システムの間の整合性を取ってプラントイメージとしてまとめている。

報告書

高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(II); 燃料取扱系の検討(II)

竹内 則彦*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*; 尾崎 栄進*

PNC-TN9410 88-111, 134 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-111.pdf:8.74MB

高速増殖大型炉の燃料取扱系の合理化を図るため、昭和61年においてEVS方式(Ex-Vessel Storage:炉外貯蔵方式)の燃料取扱系について設備設計を実施した。EVS方式は設備物量の観点からもIVS方式(In-Vessle Storage:炉内貯蔵方式)に競合出来る概念であり、(1)炉容器径の縮少化、(2)ナトリウム系から水系への燃料移送プロセスの削除、及び(3)炉外NIS(核計装)の実現化、等が期待できる。そこで、本年度はEVS方式としてナトリウムポットEVS貯蔵方式燃料取扱系を対象に、定常時及び異常時の温度挙動解析を行い、昭和61年度の設計評価の妥当性を確認するとともに、設備の要求条件を検討した。その結果、前年度設計の妥当性を改めて確認し、必要な要求事項を摘出した。

報告書

電子計算機によるFCAの核燃料在庫管理システム

山岸 耕二郎

JAERI-M 6866, 61 Pages, 1977/01

JAERI-M-6866.pdf:1.52MB

FCAにおける核燃料物質の在庫管理を電子計算機で行なうシステムが開発された。現在FCAで管理されている核燃料物質はプルトニウム(Pu)、濃縮ウラン(EU)、天然ウラン(NU)、天然ウランブロック(NUB)、劣化ウラン酸化物(DUO$$_{2}$$)、劣化ウランブロック(DUB)の6種の材料が合計55種類あり燃料板総枚数で約12万枚であり、これらがこのシステムによる管理の対象となっている。このシステムの最大の特長はデ-タの入出力においてFCAに設置されているFACOM U-200リモート・ステーションよりオンラインで計算センタ-の大型計算機のデータ・ファイルをアクセスする事のできる点である。

論文

IAEA「熱中性子炉の燃焼度予測パネル」報告

望月 恵一

日本原子力学会誌, 9(8), p.485 - 486, 1967/00

燃焼度に関する国際会議は、最近、昨1966年3月EACRP主催の「燃焼度コードの専門会議」と、本年1月、3月、同じEACRP主催の「燃節度解析のためのシンせシス計算コードパネル討論会」とがあった。今回、それに引き続いて、IAEA主催の「熱中性子炉における燃焼度の予測」と題するパネル会議が、4月10日より14日までウィーンで開かれ、私は日本原子力発電(株)の立花昭氏と共に出席した。参加は14カ国、その他ユーラトム、ENEAの2団体が加わり、総数は約30名で行われた。提出論文は15編である。議長にはANLのスピンラド博士が選ばれ、第1表に示すような議題について討論が進められた。従前の会議と異なり、今回は特に「実験」および「理論と実験との比較」という議題が入ってきた点が、この会議の意図を暗示している。

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