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論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.53 - 62, 2016/09

軽水炉用改良型燃料について、現行の安全基準の妥当性及び安全余裕を評価するため、また今後の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構ではALPS-IIと呼ばれる原子力規制庁からの委託事業を開始した。この事業は、商用PWR及びBWRで照射された高燃焼度改良型燃料を対象として、主として反応度投入事故及び冷却材喪失事故を模擬した試験から構成されている。最近、高燃焼度改良型燃料のRIA時破損限界がNSRRにて調べられ、パルス照射試験後の燃料を対象とした照射後試験が行われている。LCOA模擬試験に関しては、インテグラル熱衝撃試験及び高温酸化試験が燃料試験施設で行われ、高燃焼度改良型燃料被覆管の破断限界、高温酸化速度等が調べられた。本論文では、この事業で取得された最近のRIA及びLOCA模擬試験結果について主に述べる。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第34サイクル)

照射管理課*

JNC-TN9440 2000-005, 164 Pages, 2000/06

JNC-TN9440-2000-005.pdf:4.51MB

本報告書は、第34サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第35サイクルの照射予測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34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)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・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」サーベ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34サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD537の68,500MWd/t(要素平均)である。

論文

Experiments on high burnup fuel behavior under LOCA conditions at JAERI

永瀬 文久; 大友 隆; 谷本 政隆*; 上塚 寛

Proceedings of the 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance (CD-ROM), 15 Pages, 2000/04

原研は、今後の燃焼度延伸が冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動に及ぼす影響を評価することを目的とした試験計画に着手した。計画では、発電炉照射済燃料を加え、酸化/水素化/照射した模擬高燃焼度燃料被覆管を用いて腐食や水素吸収といった高燃焼度化因子が被覆管の膨れ、破裂挙動、高温酸化速度、再冠水時の熱衝撃による破損挙動に及ぼす影響を総合的にかつ分離的に調べる。これまでに、水素添加した非照射ジルカロイ-4被覆管に対し、水蒸気中での高温酸化試験と破裂→高温酸化→急冷過程を模擬した耐破損特性評価試験を実施した。試験の結果、予備水素吸収が高温酸化に及ぼす影響は水素濃度や酸化温度に依存して変化すること、予備水素吸収が急冷時の破損限界を低下させること等が明らかとなった。

報告書

「常陽」照射試験サイクル報(第33サイクル)

照射管理課*

JNC-TN9440 2000-002, 157 Pages, 2000/02

JNC-TN9440-2000-002.pdf:5.44MB

本報告書は、第33サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第34サイクルの照射予測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33サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・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)また、第33サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD516の64,300MWd/t(要素平均)である。

報告書

ハルデンプロジェクト出張報告 ATR実証炉燃料の第1出力急昇試験 データ集

加藤 正人

PNC-TN8600 94-005, 132 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-005.pdf:7.95MB

平成6年8月8日$$sim$$21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容は、技術資料にて報告した。本資料は、出力急昇試験にオンラインで測定した出力、被覆管伸び計装データなどの生データ集である。本試験は、ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて行った第一回目の出力急昇試験である。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60KW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2KW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。

報告書

ハルデンプロジェクト出張報告 ATR実証炉燃料の第1出力急昇試験

加藤 正人

PNC-TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-004.pdf:9.48MB

平成6年8月8日$$sim$$21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。

報告書

新型転換炉実証炉燃料の照射試験計画-セグメント燃料の出力急昇試験

上村 勝一郎; 河野 秀作; 高橋 邦明; 加藤 正人

PNC-TN8020 92-005, 52 Pages, 1992/11

PNC-TN8020-92-005.pdf:1.16MB

現在、Pu開室では新型転換炉(ATR)実証炉用MOX燃料の開発を進めている。本試験計画は、実証炉用MOX燃料の標準燃料及び改良型燃料(中空ペレット、Zrライナー付き被覆管)を対象とし、燃料の破損限界及び出力過渡変化時の照射挙動を調べることを目的とした出力急昇試験に関するものである。試験燃料2体は「ふげん」において、平均燃焼度約19GWd/t及び約27GWd/tまでベース照射を行う。その後、集合体は原研で解体し、照射後試験を行う。さらに、集合体中の出力急昇試験用の燃料棒をハルデンに輸送し出力急昇試験を行う。出力急昇試験を行う燃料は、全長約520mmの短尺燃料で、破損検出のための燃料伸び計又は内圧計の計装を取付け、オンラインで計測を行う。また、出力急昇試験は、シングルステップランプ及びマルチステップランプモードで行い、60kw/mまで出力を変化させ破損限界を調べる。加えて、本試験では、燃料の破損限界を調べる他に、出力急昇試験中の照射挙動と照射後試験の結果とを合わせてATR実証炉燃料の出力過渡変化時の照射挙動を解析・評価を行う。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,3; 高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼被覆管の破損限界評価に向け、同鋼の高温強度特性評価試験を実施している。本報告では、本事業で進めている高温強度特性評価に関わる計画とその進捗状況、ならびに、被覆管用に整備した1000$$^{circ}$$C級のクリープ試験装置に係る技術開発成果について報告する。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-2; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉および軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。本報では、高速炉用9/12Cr-ODS鋼および軽水炉用FeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性について述べる。

口頭

Status of RIA and LOCA criteria in Japan

天谷 政樹

no journal, , 

発電用原子炉施設の安全性を評価するための設計基準事故として、反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)がある。日本において、これらの事故における燃料の破損及び破断の発生を判断するための基準が改訂されてから長期間が経過し、この間に、種々の新材料を使用した改良型燃料の開発や事故時燃料挙動に係る新しいデータ及び技術的知見の蓄積が進んだことから、これらを反映すべく基準の見直しが考えられている。本発表では、RIA時のペレット被覆管相互作用(PCMI)破損及びLOCA時の燃料破断に係る現在の規制基準の概要について示すと共に、改訂後に蓄積されたデータ及び技術的知見を反映して見直した場合にどうなるか、について報告する。

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