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論文

Reduction on high level radioactive waste volume and geological repository footprint with high burn-up and high thermal efficiency of HTGR

深谷 裕司; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 307, p.188 - 196, 2016/10

AA2015-0894.pdf:0.58MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の高燃焼度、熱効率による高レベル放射性廃棄物の減容及び処分場専有面積の低減効果の研究を行った。ヘリウム冷却黒鉛減速商用高温ガス炉はGTHTR300として設計され、その特徴には、120GWd/t程度の非常に高い燃焼度、50%程度の高い熱効率、およびピンインブロック型燃料があげられる。このピンインブロック型燃料は再処理時の黒鉛処理量低減のために導入された経緯があり、本研究では、この特徴を直接処分に利用した効率の高い廃棄物装荷法を提案する。結果として、直接処分に対し、高温ガス炉の発電量当たりのキャニスター発生体数とその処分場専有面積は、軽水炉の代表ケースに対し60%減となることが分かった。これは、高い燃焼度、発電効率、少ないTRU発生量と提案した効果的な廃棄物装荷法によるものである。一方で、再処理時の高レベル廃棄物のキャニスター発生体数とその処分場専有面積に関しては、発電効率の30%程度高い高温ガス炉のものが軽水炉に比較し30%低減することが確認できた。

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。

論文

Behavior of high burnup advanced fuels for LWR during design-basis accidents

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09

高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。

論文

NSRR RIA-simulating experiments on high burnup LWR fuels

更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.633 - 645, 2005/10

NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動の研究を行っている。最近実施したOI-10及び-12実験では燃料破損には至らず、OI-11実験では破損時エンタルピが高いという結果を得た。これらの結果は、PWR運転中の耐食性が向上した新型被覆管の性能を反映しており、これらの被覆管を備えた燃料はジルカロイ4被覆燃料に比べてより大きな安全裕度を有すると言える。加えて、大粒径ペレットによる粒界ガス蓄積量の低減は、OI-10実験で観測されたように、RIA時のFPガス放出量を抑制し得る。VA-1実験は燃焼度78MWd/kgUのMDA被覆PWR燃料に対して実施した。高い燃焼度及び約81$$mu$$mという厚い酸化膜にもかかわらず、破損時エンタルピは燃焼度50$$sim$$60MWd/kgUで40$$mu$$m程度の酸化膜を持つ燃料に対する結果と同程度だった。この結果は、ペレットの固体熱膨張がPCMIの主要因であるため、ペレット周辺部の高燃焼度組織(リム組織)が破損時エンタルピの低下に及ぼす影響は小さいことを示唆している。

報告書

CANDLE燃焼方式の種々の原子炉への適応に関する研究,原子力基礎研究H13-002(委託研究)

関本 博*

JAERI-Tech 2005-008, 111 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-008.pdf:15.9MB

CANDLE燃焼は原子炉の新しい燃焼法であり、これを採用すると、燃料領域は、燃焼に伴い核種数密度や出力の空間分布を変えることなく、軸方向に出力と比例した速さで移動していく。燃焼反応度制御のための装置は不要であり、燃焼が進んでも反応度も炉特性も変化しない。安全はもとより安心を与える原子炉と言えるであろう。この燃焼法を中性子経済に優れる高速炉に適用すると、取替新燃料として濃縮ウランやプルトニウムを必要としなくなり、新燃料として用いた天然ウランや劣化ウランの約40%が燃える。われわれは既に大量の劣化ウランを保有しているが、これを用いれば、ウラン採鉱も濃縮施設も再処理施設も無しに、何百年も原子力を利用し続けることができる。また燃焼度の高い分、使用済み燃料の量も飛躍的に少なくなる。このような高燃焼度を達成するためには革新的な燃料を開発する必用がある。これには多くの時間がかかるであろうが、被覆材を交換するだけの簡易再処理を採用すれば、上記のシナリオは容易に達成できる。高速炉への本燃焼法の適用には幾つかの技術開発を必要とするが、ブロック燃料を用いた高温ガス炉ならほとんど技術開発無しに適用することが可能である。本書では、高温ガス炉と中性子経済に優れる高速炉への適用についての研究について説明する。

論文

RIA-simulating experiments on high burnup PWR fuel rods with advanced cladding alloys

杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久

Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09

改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO$$_2$$燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25$$mu$$m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。

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

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE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。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。

論文

Study on high burnup fuel behaviour under a LOCA conditions at JAERI

永瀬 文久; 谷本 政隆*; 上塚 寛

IAEA-TECDOC-1320, p.270 - 278, 2002/11

高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを取得することを目的に、原研は体系的な研究計画を進めている。これまでに、非照射被覆管を用いた高温酸化試験を実施し、酸化速度に対する予備酸化と予備水素吸収の影響を分離的に調べた。また、被覆管の急冷時耐破断特性に及ぼす予備水素吸収の影響を調べるためにLOCA条件を模擬した「総合的な熱衝撃試験」を行った。試験の結果、軸方向拘束のない条件下では、破断限界となる酸化量に、予備水素吸収の影響が見られないことが示された。一方、拘束される条件では、予備水素吸収により破損限界酸化量が低下することが判明した。

論文

Design of small Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) with natural circulation cooling

大久保 努; 鈴木 元衛; 岩村 公道; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

出力300MWe程度の小型低減速スペクトル炉(RMWR)概念の検討を進めている。炉心の設計としては、1を超える高転換比達成のために、高い炉心平均ボイド率のBWR型炉概念に基づいた稠密格子燃料棒配列を導入した。同時に、負のボイド反応度係数の達成も要求され、非常に扁平な短尺炉心概念採用した。この炉心の設計は、炉心の自然循環冷却を可能とするうえでも不可欠なものである。この炉心の設計で、60GWd/tの燃焼度と24ヶ月の運転サイクルも達成可能である。システムの設計としては、自然循環冷却に加え、受動的安全機能を採用してシステムの単純化を図ることを、プラントコストを低減させる基本的な方策とした。その例として、ポンプを使用する高圧注水系を受動的な蓄圧注水系に変更して、非常用ジーゼル発電機を削減することができ効果的にコスト低減を行った。これにより関連機器のコストを20%低減出来た。また、RMWRのMOX燃料のプルトニウム富化度は約30wt%で高燃焼度となるため、燃料安全評価を実施し、先ず熱的な成立性の観点から許容範囲内であるとの結果が得られた。

報告書

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の核設計(委託研究)

中田 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

JAERI-Tech 2002-066, 51 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-066.pdf:7.79MB

高温ガス炉ガスタービン発電システム(以下、GTHTR300)は、熱出力600MWtで固有の安全特性を有する高温ガス炉と50%近い高い熱効率を持つガスタービンを組み合わせてモジュール化することにより、簡素で経済性に優れた発電システムとしたものである。本報告では、その炉心の核設計に用いた手法の概要と設計結果の特長を示す。GTHTR300では、燃料交換間隔2年・90%以上の稼働率確保,取り出し平均燃焼度12万MWd/t,初期及び残存ウラン濃縮度を極力低くするといった厳しい設計目標を設定している。これに対して本設計では高性能の燃料やサンドイッチシャッフリングという新しい燃料交換方式を採用し、ほぼ目標に近い性能を確保することができた。

論文

Core and system design of Reduced-Moderation Water Reactor with passive safety features

岩村 公道; 大久保 努; 与能本 泰介; 竹田 練三*; 守屋 公三明*; 菅野 実*

Proceedings of International Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/00

日本における持続的なエネルギー供給を確保するため、低減速スペクトル炉(RMWR) に関する研究開発を進めている。RMWRは、成熟した軽水炉技術に基づいて、高燃焼度,長期サイクル,プルトニウムの多重リサイクル,ウラン資源の有効利用等の有用な特性を実現可能である。中性子の減速を抑えて転換比を向上させるために、稠密に配列されたMOX燃料棒の集合体が用いられる。燃焼度60GWd/tでサイクル長24ヶ月の自然循環冷却の330MWe小型RMWR炉心の概念設計が完了した。本炉心設計では、1.01の増殖比と負のボイド反応度係数が同時に達成されている。プラントシステムの設計では、経済性を向上させるために受動的安全機能が採用されている。現時点では、能動的及び受動的機器を組み合わせたハイブリッド型と完全受動安全型を候補として検討している。既に前者に関しては、原子炉機器のコストを下げるとの評価が得られている。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成12年度

ホット試験室

JAERI-Review 2001-044, 95 Pages, 2001/12

JAERI-Review-2001-044.pdf:6.55MB

本報告書は、平成12年度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・福島第二発電所1号機で照射されたBWR燃料集合体の照射後試験を開始した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験,岩石型燃料の照射後試験,JNC・常陽炉で照射された混合炭窒化物燃料の照射後試験を実施した。WASTEFでは陸域における放射性核種の移行挙動等に関する研究,バリア性能研究及び再処理施設新材料耐食安全性実証試験等を実施した。ホットラボでは、NSRRパルス照射燃料,軽水炉用圧力容器鋼材及び核融合炉用材料等について、各種の照射後試験を行った。

論文

PWR用48GWd/t実用燃料照射確証試験

大久保 忠恒*; 佃由 晃*; 上村 勝一郎*; 村井 健志*; 後藤 健*; 土井 荘一*; 千田 康英*; 高阪 裕二*; 木戸 俊哉*; 村田 保*; et al.

日本原子力学会誌, 43(9), p.906 - 915, 2001/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

我が国の原子力発電では、ウラン資源の有効活用及び稼働率向上を目的として、高燃焼度化が進められており、その一環として通商産業省の支援のもと高燃焼度燃料等確証試験が実施されている。PWRにおいては、高燃焼変化が2段階のステップを踏んで進められており、ステップI燃料(~48GWd/t)は平成元年から使用が開始されている。本報告では、関電(株)高浜3号機で照射されたステップI燃料について照射後試験を行い、その照射挙動について解析・評価を行った。その結果、ペレット,燃料要素,被覆管及び燃料集合体の照射挙動は従来燃料の挙動データから予測される範囲であり、特異な挙動は見られないことが確認され、ステップI燃料の健全性・信頼性を確証することができた。

報告書

水素吸収被覆管の円周方向機械特性評価

北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB

水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。

論文

LOCA時挙動

永瀬 文久

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.148 - 155, 2001/06

冷却材喪失事故(LOCA)時には、被覆管温度は800~1400Kに達し、緊急炉心冷却系(ECCS)により冷却されるまで、数分間高温に保たれる。温度上昇に伴い、燃料棒は膨れ・破裂する。また、被覆管は高温で水蒸気により酸化され、酸化の程度が著しい場合には脆化する。脆化した被覆管は、ECCS水により冷却される際の熱衝撃や機械荷重によって破断、破砕する可能性がある。本報告においては、主なLOCA時挙動である被覆管の膨れと破裂、高温酸化、脆化について解説するとともに、燃料の高燃焼度化がLOCA時燃料挙動に及ぼす影響に関する最近の研究成果を紹介する。

論文

燃料挙動解析

鈴木 元衛

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.131 - 140, 2001/06

通常運転時及び異常過渡時における燃料ふるまいを計算コードによって解析することは、燃料の安全性研究や設計において欠くべからざる手段であることは言うまでもなく、従来、国内外で多くのコードが開発され、検証されてきた。近年、燃焼度の伸長とともに、高燃焼度領域に特有の現象にまで解析の範囲を拡大することが要求されている。これに対し、従来のコードを高度化し、新しいモデルと機能を開発することが必要である。これについて、近年の状況と課題を述べる。

報告書

高性能被覆管用材料の調査と基礎評価

井岡 郁夫; 須賀 正孝*; 永瀬 文久; 二川 正敏; 木内 清

JAERI-Tech 2001-013, 111 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-013.pdf:7.47MB

発電炉の超高燃焼度化において、耐久性に優れた被覆管材料の開発は最重要課題である。高燃焼度用ジルカロイ被覆管の開発経緯、現用ジルカロイの事故時を含む安全性評価の考え方、超高燃焼度燃料用被覆管の候補材の一次絞り込み及び被覆管としての安全裕度の付加の観点から被覆管表面の改質技術について基礎調査を行った。ジルカロイを含むジルコニウム合金の開発経緯から、従来の耐食性模擬試験(炉外試験)ではジルカロイ合金の炉内での腐食を比較、評価することが困難であり、実環境下での被覆管の耐食性支配因子の解明と実施条件を模擬した試験技術の開発が望まれる。反応度事故(RIA)や冷却剤喪失事故(LOCA)時の観点から、重照射場・温度傾斜場での高温水腐食によるジルコニウム合金の脆化は高燃焼度化の支配因子と考えられる。超高燃焼度燃料用被覆管の候補材としては、実用性の高い耐食金属材料の調査、基礎評価をもとに、今後の開発・改良が見込まれる安定オーステナイトステンレス鋼と中低温で水素固溶限が大きく、耐食性の改善が期待されるニオブ合金を選定した。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成11年度

ホット試験室

JAERI-Review 2000-015, 113 Pages, 2000/09

JAERI-Review-2000-015.pdf:6.09MB

本試験は、平成11年度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、関西電力・高浜発電所3号機で照射されたPWR燃料集合体の後処理を開始するとともに燃料構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験、岩石型燃料の照射後試験等を実施した。WASTEFでは、廃棄物固化体の高度化に関する試験放射性核種の移行挙動に関する研究等を実施した。ホットラボではNSRRパルス照射燃料、軽水炉圧力容器鋼材、核融合炉用材料等の照射後試験を行った。

論文

Influence of precipitated hydride on the fracture behavior of zircaloy fuel cladding tube

黒田 雅利*; 吉岡 邦彦*; 山中 伸介*; 穴田 博之*; 永瀬 文久; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.670 - 675, 2000/08

RIA条件下及び内圧負荷時のジルカロイ被覆管の破損挙動に及ぼす析出水素化物の影響を明らかにするために、有限要素法解析により被覆管に負荷される応力-ひずみ分布を求めた。解析に必要なd-Zrと水素化物の機械的性質は超音波音速測定法及び引張試験により測定した。解析結果から、水素化していない被覆管では、内表面で相当塑性ひずみが最も大きくなり、内表面が破損の起点となったと予想される。一方、外表面に水素化物がリム状に偏析した被覆管では、水素化物リム層が比較的低い内圧で破壊することから、破損起点は外表面であったと推測される。水素化した被覆感の応力状態から推定される破損挙動は、NSRRで行われた高燃焼度燃料に対するパルス照射試験結果や高速加圧バースト試験結果と良く一致することがわかった。

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