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論文

Analysis of fast reactor fuel irradiation behavior in the MA recycle system

小澤 隆之

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07

廃棄物減容・有害度低減に向けたマイナーアクチニド(MA)リサイクルシステムにおいて、再処理で分離されたMAはプルトニウム(Pu)やウラン(U)とともに混合酸化物(MOX)として高速炉で照射される。このような将来のリサイクルシステムでのMA含有率は約5wt.%となることが想定され、MAがMA含有MOX燃料の照射挙動に影響を及ぼすことが考えられる。MA含有による主な影響は燃料温度や被覆管応力の増加で、MA含有MOX燃料の照射挙動のうち、燃料組織変化、再分布、He生成及び被覆管腐食が重要であると考えられる。本研究では、常陽で実施した高Am含有MOX照射試験であるB8-HAMの結果を用い、MA含有MOX燃料の照射挙動を評価するために燃料物性や解析モデルを組み込んだCEPTAR.V2で照射挙動を評価した。その結果、Am含有MOX燃料の照射挙動を精度よく解析でき、Am含有による影響が明らかとなった。

論文

Oxide dispersion-strengthened/ferrite-martensite steels as core materials for Generation IV nuclear reactors

鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*

Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および$$alpha$$/$$gamma$$相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。

論文

The Research of MOX fuels in Japan

加藤 正人

Transactions of the American Nuclear Society, 114, p.987 - 988, 2016/06

日本ではナトリウム冷却高速炉のためにMOX燃料の開発を進めてきた。開発を進めているMOX燃料は、O/M, Pu含有率, MA含有率,密度において様々な仕様がある。我々は、そのような様々な燃料の燃料製造過程や照射における燃料挙動を評価するために科学に立脚した燃料技術の開発を進めてきた。この燃料技術の開発では、燃料の基礎特性の測定、データベース化、機構論的なモデルの開発を通して進めている。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの整理

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-016.pdf:3.6MB

本資料は、これまでに高レベル放射性物質研究施設(CPF)において過去実施された照射済高速炉燃料を対象とした全溶解試験(ベンチスケール(燃料ピン単位)溶解試験及びビーカースケール(剪断片単位)溶解試験)の試験条件(燃料の製造条件、照射条件及び溶解条件)、及び試験結果を整理し、まとめたものである。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの評価

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-014, 78 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-014.pdf:2.13MB

CPFにおいてこれまでに実施された照射済高速炉燃料の各種溶解試験結果を対象に、U,Puの溶解挙動に影響を及ぼす各種因子について、fragmentationモデルに基づいた評価を行った。製造履歴に関わる因子(Pu含有率(Pu/(U+Pu))、照射履歴に関わる因子(燃焼度)、及び溶解条件に関わる因子(硝酸濃度、溶液温度及びHM(U+Pu)濃度)について、これらの影響を定量的に評価することにより燃料溶解速度の推定式を導入した。また、fragmentationモデル中に含まれるf値(硝酸の拡散及び燃料への浸透のしやすさを表すパラメータ)について、固液比、燃焼度及び燃料の粉化率との相関を検討、評価した。導出された推定式を用いることにより、表面積モデルに基づいた既存の推定式に比べ、これまでCPFにおいて実施された照射済高速炉燃料以外(未照射Uペレット、高Pu富化MOX燃料の溶解)を対象とした溶解においても本推定式の有効性が認められた。導出された推定式を用いた高濃度溶解試験時の溶解挙動評価からは、高濃度溶解時における燃料の溶解性低下が示された。燃料の溶解性は、酸濃度及び溶液温度を上昇させることによりある程度改善されるが、溶解槽等の機器材料への影響を考慮すると、f値を増加させる(剪断条件、攪拌条件等を最適化する)ことにより溶解性の向上を図ることが望ましいと考えられる。

報告書

NSRR高速炉燃料実験用ナトリウム取扱設備の開発,2; ナトリウム・カプセル

吉永 真希夫; 中村 武彦; 山崎 利*

JAERI-Tech 2000-017, p.59 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-017.pdf:2.31MB

軽水炉の運転により生成されるプルトニウムの利用及びアメリシウム等の長半減期放射性物質の消滅処理の担い手として期待される高速炉の実用化にあたっては、軽水炉とは大きく異なる事故時燃料挙動等の解明及びこれに基づく安全評価指針類の整備が不可欠である。原研の原子炉安全性研究炉(NSRR)では、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射して、過渡出力事故時の燃料挙動を解明するためのナトリウム取り扱い整備として、(1)純化・充填及び試験部循環設備、(2)ナトリウム・カプセルの開発と製作・設置を行った。本報告書は、この内(2)ナトリウム・カプセルの試作品の開発及び製作について、その目的、概要、仕様、性能、運転結果等をまとめたものである。

報告書

イオン交換法によるFBR燃料再処理の研究

韋 悦周*; 新井 剛*; 熊谷 幹郎*

JNC-TJ9400 2000-002, 80 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-002.pdf:4.67MB

本研究は、革新的技術アイデアにより経済性の高い高速炉燃料(MOX燃料)再処理プロセスを構築することを目標に、溶媒抽出法以外の湿式分離法として、イオン交換法による再処理プロセスの成立可能性を検討することを目的としている。そのため、これまでの基礎研究で得られている知見を基に、FBR燃料サイクルの特徴を踏まえたイオン交換法を中心とする再処理プロセスを策定した。本プロセスは、高速アニオン交換体を用いるイオン交換分離主工程および高選択性含浸吸着剤を用いる抽出クロマト法によるマイナーアクチニド分離工程より構成されている。策定したプロセスについて、処理規模200tHM/yの再処理プラントにおける分離工程のケミカルフローシート、物質収支図、主要機器のリストおよび各設備の配置概念図を作成することにより、主要工程における主要物質(含主要試験、廃棄物)の物流/物量、主要機器の概念/大きさおよび数量等を明らかにした。また、経済性、資源の有効利用性、環境負荷低減性および核拡散抵抗性の観点から本プロセスと簡素化ピュレックスプロセスとの概略比較を行い、それぞれの得失を評価した。さらに、実用化プロセスとしての成立性を高めるための技術的課題を摘出した。

報告書

無配管化を目指した湿式再処理プロセスの合理化検討

半沢 正利*; 森岡 信男*; 麓 弘道*; 西村 建二*; 近沢 孝弘*

JNC-TJ9400 2000-001, 112 Pages, 2000/02

JNC-TJ9400-2000-001.pdf:6.67MB

本研究は、革新的技術アイデアにより経済性の高い高速炉燃料(MOX燃料)再処理プロセスを構築することを目標に、配管施工に係わるコストを大幅に削減できるパイプレスプラントの概念を導入し、且つ溶媒抽出法以外の湿式分離法も考慮した新しいプロセスの可能性を探ることを目的としている。そのため、まず、沈殿法、晶析法、イオン交換法及びパイプレスプラントについて文献調査を行い、これを基に、以下の湿式分離法を採用したプロセス要件に適合するプロセスフロー案の検討を実施した。(1)晶析+過酸化水素沈殿法プロセス(2)シュウ酸沈殿法プロセス(3)マイルドな条件の再処理法プロセス(晶析+沈殿法)(4)晶析+イオン交換法プロセス(5)晶析+溶媒抽出法プロセス上記検討プロセス及び従来プロセスについて、パイプレスプラントへの適合性、安全性、経済性、資源の有効利用性、核不拡散性及び運転・保守・補修性の観点から得失評価を行い、最も合理的なプロセスとして(1)晶析+過酸化水素沈殿法プロセスを選定した。選定プロセスについて、臨界安全評価を行うとともに物質収支図、プロセスフローダイアグラム、主要機器リスト及び移動槽・ステーションの配置概念図を作成することにより、主要物質の物流/物量、主要機器の概念/大きさ及び数量等を明らかにした。

論文

Experimental research on nitride fuel cycle in JAERI

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 白井 理; 鈴木 康文

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

原研における窒化物燃料サイクルに関する実験研究の最近の成果を紹介するものである。照射挙動に関しては、JMTRにおける照射試験により基礎的な燃料挙動を把握したのに引き続き、2本の(U,Pu)N燃料ピンが高速実験炉常陽で現在照射中である。約4.7%FIMAの燃焼度達成後、11年度後半からは照射後試験の開始が予定されている。高温特性に関しては、アクチニド窒化物相互の固溶体以外に、ZrNあるいはTiN等の不活性母材を含む窒化物燃料の調製条件の確立及び熱伝導度の評価等が行われた。また、新規装置を用いた熱容量及び熱膨張の測定に着手した。溶融塩電解に関しては、塩化物共晶塩中におけるNpN及びPuNの電解試験が行われ、電気化学測定により陽極溶解機構を調べるとともに固体陰極においてアクチノイド金属の回収に成功した。

報告書

先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究(熔融塩を用いたリサイクルシステムの概念構築)

河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 東 達弘; 戸部 賢治; 河村 文雄; 米澤 重晃

JNC-TN9400 98-003, 422 Pages, 1998/10

JNC-TN9400-98-003.pdf:21.36MB

大洗工学センター先進リサイクル工学グループでは、経済性を抜本的に改善し、環境への負荷低減(MAリサイクル、廃棄物の極小化)を図り、かつ安全性、核不拡散性を向上させる先進的核燃料リサイクルシステムとして、溶融塩(乾式)技術を適用したリサイクルシステムの設計研究を進めている。本報告書は、平成8年12月にまとめた「先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究(溶融塩を用いたリサイクルシステムの概念検討)」に引き続き実施した設計研究の成果をまとめたものである。本研究で実施した内容は、以下の通りである。(1)リサイクルシステムのシステム概念として、溶融塩技術を適用し、炉の建設計画に合わせリサイクルの需要バランスに柔軟に対応でき、標準化による経済性向上が図れ、また技術進歩(技術改良と新型燃料への移行性)に対して柔軟性がある再処理・燃料加工一体型モジュールリサイクルシステムの概念を構築した。このリサイクルシステムの経済性目標、システム容量等について検討した。この商用モジュールシステムの雛形となり、最小単位のモジュールシステム(10tHM/yの実証システム)について、システム構成とフローシートを検討し、まとめた。(2)モジュールシステムを構成する各システムの検討として、溶融塩電解システムの電解槽とカソードプロセッサの検討、溶融塩電解の熱力学的検討、MAリサイクルシステムの回収性能の解析、脱被覆システム、廃棄物処理システムの検討を行った。(3)リサイクルシステムのホットセルシステムの検討を行い、リニアモータ式ロボットによるマテリアルハンドリングシステムの概念、セルの構成・建屋配置計画をまとめた。また、ホットセル内の電解槽等の臨界解析、リサイクル施設の計量管理技術の調査・検討等を行った。本システム設計研究は、ここで示したシステム概念検討結果をベースに炉・燃料の設計研究と整合を取りつつ、高速炉を中心とした核燃料サイクルの実用化像の構築に向け、更に進めていく予定である。

論文

Fission gas release of uranium-plutonium mixed nitride and carbide fuels

岩井 孝; 中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文

IAEA-TECDOC-970, 0, p.137 - 153, 1997/10

高速炉用新型燃料として期待されるウラン-プルトニウム混合窒化物及び炭化物燃料をJMTR及びJRR-2で照射し、核分裂ガス放出を調べた。優れた熱的特性を活かしたコールドフューエル概念の採用により核分裂ガス放出を抑制できることが確認された。また、熱安定型ペレットの導入により核分裂ガス放出を5%FIMA燃焼度で2~3%に低減できた。その他、核分裂ガス放出の抑制にも拘らず、燃料と被覆管との機械的相互作用に有意の影響は認められなかった。実験データの解析から、核分裂ガス放出は開気孔率に強く依存することが示唆されている。

論文

Performance of uranium-plutonium mixed carbide fuel under irradiation

鈴木 康文; 荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.522 - 527, 1997/00

高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を調べた。SUS316被覆の9本の燃料ピンをJRR-2及びJMTRでキャプセル照射し、線出力42-64kW/mで最高燃焼度は4.7%FIMAに達した。燃料ピンの破損は認められなかった。試験結果からFPガス放出は、燃焼度の他に開気孔率に依存することが確認されたほか、組織再編、FP及びアクチノイドの分布、機械的及び化学的相互作用について知見を得た。

報告書

「常陽」照射試験用ウラン・プルトニウム混合炭化物及び窒化物燃料ピンの製作

荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 塩沢 憲一; 鈴木 康文

JAERI-Research 96-009, 17 Pages, 1996/02

JAERI-Research-96-009.pdf:1.09MB

原研-動燃共同研究「高速炉用炭・窒化物燃料の基礎照射試験」に基づき、高速実験炉「常陽」で照射試験を行うためのウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン1本及び混合窒化物燃料ピン2本を製作した。本報告書は、共同研究の中で、燃料ピンの設計、燃料ペレットの製造、燃料ピンの製作等において、原研が主に担当してきた項目について結果を整理したものである。

報告書

湿式顆粒製造法に関する文献調査報告書

小嶋 素志; 檜山 敏明; 上村 勝一郎; 山本 純太

PNC-TN8420 93-011, 40 Pages, 1993/07

PNC-TN8420-93-011.pdf:2.39MB

湿式法によるMOX顆粒製造を目的とし、文献調査を行ない、各顆粒製造法の実用性について評価した。現在、湿式法としてはゾル-ゲル法、ゲル化法(内部ゲル化法、外部ゲル化法)により顆粒製造が行なわれており、既に各々の方法によるウラン、トリウム及びMOX燃料製造が報告されている。乾式法と比較し、湿式法は粉末の飛散等が少なく、被曝の低減化に適しているばかりでなく、プロセスが単純なため連続自動化も容易である。従って顆粒製造の技術的な問題点はプロセスの自動化であり、実試験への適用を考え、この報告書ではプロセス及びハードに重点が置かれている。また生成した課粒を用いた燃料の成形法や応用できる化学的形態についてもまとめた。なお、湿式法においては廃棄物発生量が大きい事が欠点である。これはMOX燃料はもちろん、PNCの今後の課題であるTRU燃料に適用した際にも大きな課題となる。そこで今後のまとめで生ずるであろう問題点及び考えられる方策についても言及し、MOX及びTRU燃料製造に向けての足掛りとした。

報告書

フェライト鋼の高速炉用新型燃料被覆材への適用; 材料試験および溶接試験

岩井 孝; 笹山 龍雄; 鈴木 康文

JAERI-M 91-077, 44 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-077.pdf:2.65MB

高速中性子による照射スエリングがオーステナイト鋼に比べて格段に小さいことから、高速炉における高燃焼度の達成の観点から注目されているフェライト鋼を、高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピンの被覆材に適用した。適用にあたりフェライト鋼を選定し、被覆管および端栓材を製作した。溶接については、端栓形状および溶接条件の検討を行い、充分な溶け込みを得た。フェライト鋼は溶接によりじん性および延性が低下するので熱処理を必要とする。このため、新たに熱処理装置を設置し、硬さの回復を目やすに熱処理条件を決定した。この他、板材を用いて各種の材料試験を実施したので、合わせて紹介する。

論文

高速炉用燃料の特性および照射挙動; U-Pu混合酸化物、炭化物、チッ化物、金属

半田 宗男; 福島 奨; 岩井 孝

日本原子力学会誌, 31(8), p.886 - 893, 1989/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:65.58(Nuclear Science & Technology)

過去20年間高速炉用標準燃料としてウラン・プルトニウム混合酸化物が用いられてきたが、高速炉の経済性および安全性の観点から新型燃料である混合炭化物、窒化物および金属の開発が近年活発化している。本稿では、はじめに高速炉燃料の変遷について簡単に紹介する。続いて、四つの燃料の特性および照射挙動の相互比較を行い、最後に照射実績について述べる。

論文

炭化ウラン中の酸素の定量; 試料調製法の重要性

半田 宗男; 前多 厚; 矢幡 胤昭; 星野 昭

日本原子力学会誌, 21(9), p.738 - 743, 1979/00

高速炉用新型燃料の化学分析ラインの性能試験の一つとして炭化ウラン中の酸素の定量を行った。分析前の試料の酸化を最小限に抑えるため、高純度アルゴン雰囲気グローブボックス内で、燃料ペレットを粉砕、秤量し、速やかに白金カプセルに油圧を利用して気密圧封する方法を採用した。酸素の定量は、不活性ガス融解-電量法で行った。本酸素定量法により、炭化物燃料中の0.1~0.6%の酸素の定量を変動係数1~2%の高精度で行えることが分かった。

論文

乾式手法の湿式再処理工程への適用

辻野 毅

日本原子力学会誌, 18(4), p.202 - 207, 1976/04

乾式再処理法は湿式法に比して、原理的に種々の利点を有しているが、今なお技術的問題点が未解決であり、実用化に至っていない。しかしながら、最近、工程の単純化および環境安全性向上の観点から、乾式手法が再評価され湿式工程への適用性が論じられている。本稿では、まず乾式手法の特質,乾式再処理の現状と問題点をのべ、ついで乾式再処理の研究開発と関連づけながら、主として、前処理工程への乾式手法の適用性について、現状と問題点を解説し、終りに廃液固化および後処理工程について触れる。

論文

高速炉燃料被覆管用316ステンレス鋼のクリープ特性におよぼす冷間加工度の影響

古田 照夫; 小川 豊; 長崎 隆吉

鉄と鋼, 59(7), p.949 - 954, 1973/07

高速増殖炉の燃料被覆管として用いられるステンレス綱のクリープ特性におよぼす加工の影響について検討した。冷間圧延により0~30%の加工を与え、650$$^{circ}$$C、750$$^{circ}$$Cで4~15kg/mm$$^{2}$$のクリープ試験をおこなった。その結果、650$$^{circ}$$Cにおいてはクリープ応力が低いときには5%加工でクリープ歪速度は極小を示すが、750$$^{circ}$$Cのときには加工を与えない方がクリープ歪速度はよい。この原因として、クリープ歪による加工歪の回復が考えられ、とくに750$$^{circ}$$Cにおいて、X線回折による回復の結果とよく一致している。

報告書

高速炉燃料物性研究会; 第2回

燃料工学部・動力炉開発管理室

JAERI 1172, 62 Pages, 1969/01

JAERI-1172.pdf:4.6MB

1968年3月29日、日本都市センター(東京)において開かれた第2回高速炉燃料物性研究会の報告である。この研究会は昨年の第1回につづいておこなわれたもので、第1回と同様に、燃料分野および関連分野の専門家100名あまりがこれに参加した。各種化学形燃料の核特性、燃料スエリング、燃料における拡散、酸化物、炭化物の物性などについての講演7編と討論とがおこなわれた。この報告は、核講演者、討論者の補筆を経てまとめられたものである。

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