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論文

Effects of thermal aging on the mechanical properties of FeCrAl-ODS alloy claddings

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*

Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450$$^{circ}$$C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相($$beta$$'相)析出とAl7wt%未満の場合は$$alpha$$'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「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」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。

論文

Solid-solution strengthening by Al and Cr in FeCrAl oxide-dispersion-strengthened alloys

鵜飼 重治*; 矢野 康英; 井上 利彦; 曽和 貴志*

Materials Science & Engineering A, 812, p.141076_1 - 141076_11, 2021/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Nanoscience & Nanotechnology)

FeCrAl-ODS鋼は、軽水炉の事故耐性燃料に対する有望な材料として期待されている。この合金に対してAlとCrは鍵となる元素であり、Crはアルミナ形成を促進し、Alは脆性相となるCrリッチ相($$alpha$$')の形成を抑制する重要な相乗効果を有している。今回の研究では、Cr(9-16at.%)とAl(10-17 at.%)の添加量を系統的に変化させ、室温, 300, 700度の引張試験を実施し、CrとAlの両添加に及ぼす固溶強化に関する調査を行った。その結果、軽水炉の運転温度である300度において、CrとAlの1at.%当りの固溶強化量は、それぞれ20, 5MPaと直線的に増加することが分かった。この固溶強化量は、一般的なFleischer-Friedel理論やLabusch理論では説明できず、鈴木の変形はラセン転位の2重キンク機構により説明可能であることを明らかにした。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-28年度「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」の研究成果である。

論文

FEMAXI-7 analysis for modeling benchmark for FeCrAl

山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行

IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07

FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UO$$_{2}$$システムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Benchmark of fuel performance codes for FeCrAl cladding behavior analysis

Pastore, G.*; Gamble, K. A.*; Cherubini, M.*; Giovedi, C.*; Marino, A.*; 山路 哲史*; 加治 芳行; Van Uffelen, P.*; Veshchunov, M.*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1038 - 1047, 2019/09

耐酸化性FeCrAl鋼が軽水炉の事故耐性燃料用被覆管として提案されている。IAEAの研究プロジェクトの一環として、FeCrAl被覆管挙動に関する燃料ふるまいモデリングのベンチマークを実施した。この中で、FeCrAl被覆管材料の燃料棒問題に対して種々の燃料ふるまいコードを用いて計算を行い結果を相互に比較した。

論文

Corrosion behaviour of FeCrAl-ODS steels in nitric acid solutions with several temperatures

高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10

事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60$$^{circ}$$C, 80$$^{circ}$$C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Analytical study of the applicability of FeCrAl-ODS cladding for BWR

高野 渉*; 草ヶ谷 和幸*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

事故耐性燃料の一つである酸化物分散強化したFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS)に着目した。FeCrAl-ODSは、BWRに適用できる見通しはあるものの、相対的に高い中性子吸収が補償されなければならない。我々は、中性子経済性に対するインパクトを減らすための薄肉FeCrAl-ODS被覆管を設計し、薄肉FeCrAl-ODS被覆管で構成される9$$times$$9型先進沸騰水型軽水炉(ABWR)バンドルを装荷した時の、炉心の特性を評価した。ウォーターロッドやチャンネルボックスにも薄肉FeCrAl-ODSを適用した。解析の結果、FeCrAl-ODS炉心反応度は、UO$$_{2}$$燃料を上限の5wt%までウラン濃縮度を増加させることで十分な値が得られることを確認した。さらに、幾つかの代表的なFeCrAl-ODSの炉心特性をジルカロイ炉心の時と比較し、通常時及び過渡時の薄肉FeCrAl-ODS被覆管の熱機械的挙動は許容できる範囲にあることも確認した。これらの結果から、本研究の解析条件の範囲においては、FeCrAl-ODSがBWRに適用できると結論される。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

Purification of uranium products in crystallization system for nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 三本松 勇次*; 中村 和仁*; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.521 - 528, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.63(Nuclear Science & Technology)

Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle in JAEA. In the advanced process, most of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels with high heavy metal concentration is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The technical targets on the crystallization system are decided from FBR cycle performance, and the U yield from dissolved solution of the spent fuel is 70% and the decontamination factor (DF) of impurities in the crystal products is more than 100. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during the crystallization. In order to achieve the DF target, we discussed the purification technology of UNH crystals using a Kureha crystal purifier. As results, the uranium more than 90% in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified crystals showed more than 100 under longer residence time of crystals. In conclusion, the both targets for the yield and DF could be achieved simultaneously by introducing the crystal purification technology.

報告書

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2014年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 桑原 和道; 高山 裕介

JAEA-Research 2015-025, 31 Pages, 2016/03

JAEA-Research-2015-025.pdf:13.0MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分坑道の力学的安定性は、建設・操業時から坑道埋戻し後の数千年$$sim$$数万年という長期にわたって要求される。時間依存的挙動を示す岩石や岩盤の長期的な挙動を把握することは重要な課題である。一方で、岩石中の地下水の化学的な反応も長期挙動に影響を及ぼすことが明らかになった。この力学と化学の連成現象にも影響を及ぼすマイクロクラックの評価については、研究坑道を利用した調査研究段階(第3段階)においては、重点的に取組むべき課題でもある。平成27年度は、昨年度に引き続き、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行った。実験は万成花崗岩を用い、水中でヘッドウェーブを、空気中でレーザー振動計を用いて表面波の計測を行った。一方、数値シミュレーションでは、FDTD法(時間領域差分法)による弾性波の伝播散乱解析を実施した。シミュレーションの予想と実験結果に有意な差があり、この原因として、マイクロクラックおよび造岩鉱物の結晶異方性の影響が考えられる。そのため、これらの2点の影響について更に検討を行う必要があることが明らかとなった。

論文

Measurement of ion species in high current ECR H$$^+$$/D$$^+$$ ion source for IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility)

神藤 勝啓; Sen$'e$e, F.*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Chauvin, N.*; Gobin, R.*; 一宮 亮; 伊原 彰; 池田 幸治; 春日井 敦; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02A727_1 - 02A727_3, 2016/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.58(Instruments & Instrumentation)

A high current ECR ion source producing 140 mA/100 keV D$$^+$$ ion beams for IFMIF accelerator is now under commissioning at Rokkasho in Japan, under the framework of ITER Broader Approach (BA) activities. The ion source for IFMIF is required to produce positive deuterium ion beams with a high D$$^+$$ ratio. After the mass separation in LEBT consisting of two solenoids, the D$$^+$$ ratio should be higher than 95 % with less molecular ions and impurity ions at the entrance of RFQ linac to be installed downstream. The ion species have been measured by Doppler shift spectroscopy between the two solenoids. With hydrogen operation in pulsed and CW modes, the H$$^+$$ ratio increases with RF power or plasma density and reached 80% at 160 mA/100 keV. The value was compared with that derived from the emittance diagram for each ion species measured by an Alison scanner installed nearby the viewport for the spectroscopy in the LEBT. It was found that the spectroscopy gives lower H$$^+$$ ratio than the emittance measurement.

報告書

結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2013年度(委託研究)

市川 康明*; 木本 和志*; 佐藤 稔紀; 真田 祐幸; 桑原 和道

JAEA-Research 2014-027, 25 Pages, 2015/02

JAEA-Research-2014-027.pdf:16.92MB

岩石や岩盤は、クリープや応力緩和などの時間依存的挙動を示すことが知られており、その性質を把握することは長期の力学的安定性を評価するための重要な課題となる。これまでの研究より、長期挙動に影響をおよぼす力学と化学の連成現象をモデル化・解析する手法を開発することが課題として抽出された。この連成現象にも影響をおよぼすマイクロクラックの評価については、長期岩盤挙動研究において重点的に取組むべき課題でもある。本研究は、結晶質岩のマイクロクラックによる、超音波の散乱減衰挙動を調べるための数値解析および計測技術の開発を行ったものである。数値解析には、FDTD法(時間領域差分法)を用い、二重節点(split node)により、亀裂をモデル化した。開発したシミュレーション手法によって弾性波モデリングの上で有用な知見が得られることが分かった。一方、計測技術の開発である超音波計測では、接触型超音波探触子により入射波を岩石試料中に送信し、受信はニードルハイドロフォンの位置を精密に制御しながら水中で計測を行う水浸法によって行った。その結果、岩石試料中の弾性波の散乱減衰を評価するために有用な情報を取得できることが分かった。

論文

Development of beam generation and irradiation technology for electrostatic accelerators

千葉 敦也; 宇野 定則; 大越 清紀; 山田 圭介; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 佐藤 隆博; 水橋 清

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.358 - 360, 2006/01

日本原子力研究所高崎放射線高度利用センターにある、シングルエンド加速器, タンデム加速器, イオン注入装置の3台の静電加速器における16年度のイオンビーム照射技術開発について報告する。イオン注入装置のビーム制御技術として、メッシュ状の透過型ビーム電流モニタとワイヤー型可変減衰器を組合せることで、ビーム電流を数%の変動幅で安定に供給できるシステムを確立した。また、イオン生成技術として、金属イオン等の材料への注入深さの制御範囲を拡大させるため、注入装置に搭載された小型ECRイオン源を用いて金属多価イオン生成を行っている。シングルエンドでは、マイクロビームにおいて、PCからの制御であらかじめ設定した領域に、指定した時間だけ走査照射をするシステムの開発を行った。さらに、加速器の電圧安定化に伴う、高精度な電圧安定度の測定技術として、共鳴幅($$pm$$50eV)の極めて小さな核反応によるビームエネルギー幅の測定システムを確立した。

論文

Development of beam generation and irradiation technology for electrostatic accelerators

千葉 敦也; 宇野 定則; 大越 清紀; 山田 圭介; 齋藤 勇一; 石井 保行; 酒井 卓郎; 佐藤 隆博; 水橋 清

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.358 - 360, 2006/01

TIARA静電加速におけるビーム発生・照射技術の開発に関する4つのテーマについて報告する。(1)透過型ビーム減衰器と透過型ビームモニターを組合せ、試料へのイオンビームの注入量を自動制御して一定に保つビーム電流安定化技術の開発を行い、ビーム電流を2%程度の誤差で長時間維持することに成功した。(2)シングルエンド加速器のマイクロビームラインに、新たな機能としてビーム走査制御用PCに設定したパターンを任意の倍率で試料上に描画照射できるシステムを開発し導入した。(3)シングルエンド加速器の電圧測定抵抗を放電の影響を受け難いと考えられる無誘導型の精密高抵抗に置き換えた。電圧測定精度や電圧安定度に変化が生じていないことを共鳴核反応を用いた測定電圧の校正及びビームエネルギー幅の測定により確認した。(4)Feイオンの生成試験を、イオン注入装置に搭載されたECRイオン源によりMIVOC法を用いて行った。その結果、6価までを1e$$mu$$A以上の電流で生成及び加速することに成功した。

論文

Compact antenna for two-dimensional beam scan in the JT-60U electron cyclotron heating/current drive system

森山 伸一; 梶原 健*; 高橋 幸司; 春日井 敦; 関 正美; 池田 佳隆; 藤井 常幸; JT-60チーム

Review of Scientific Instruments, 76(11), p.113504_1 - 113504_6, 2005/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:31.09(Instruments & Instrumentation)

JT-60Uにおいて、電子サイクロトロン周波数帯(ECRF)での加熱・電流駆動実験を行うことを目的とするECRF装置用の新しいアンテナを設計製作した。プラズマにミリ波ビームを入射する際、旧型のアンテナでは1方向のみのスキャンが可能であったが、新アンテナはトロイダル,ポロイダルの両方向にビームスキャンが可能である。ポロイダルスキャンでは電流駆動の位置を制御し、トロイダルスキャンでは駆動電流の方向を制御することができるため、実験の自由度を飛躍的に向上させることができる。真空容器に支持された可動平面鏡と、真空容器外から支持された導波管先端に取り付けた回転式焦点鏡の組合せによって2次元のビームスキャンを可能にした。あえて二つの鏡を分離して支持することで、設計の自由度を確保し、非常に浅いポートの限られた空間(20cm$$times$$54cm$$times$$20cm)で、最大限のスキャン角度範囲を実現した。平面鏡は3mの長尺ドライブシャフトを介してサーボモーター駆動し、焦点鏡はエアシリンダーで駆動することで、JT-60Uの強磁場環境下での動作を可能にした。焦点鏡ベアリングに関する小改造を行って以降、3年間実験に使用して、信頼性の高い動作を実証した。電流分布制御をはじめとするECRF加熱・電流駆動実験に貢献している。

論文

TRIACにおけるECRイオン源の現状

仲野谷 孝充; 松田 誠; 藤井 義雄*

Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.729 - 730, 2005/07

原研ではKEKと共同でTRIAC(Tokai Radioactive Ion Accelerator Complex)の建設を行ってきた。TRIACとは安定核ビーム及び短寿命核ビームを1MeV/uまで加速することができる複合型加速器である。安定核ビームはECRイオン源により生成され、おもに短寿命核を効率よく加速するためにパイロットビームとして用いられる。また、将来計画では大強度の安定核ビーム用のイオン源としても期待されている。これまでに、同イオン源から窒素やネオン等の気体元素のイオン化,加速は多くの実績がある。しかし、多様な短寿命核種のパイロットビームや大強度安定核ビームとして利用するために生成イオン種の拡大が求められている。そこでオーブン法により各種の金属イオンの生成を試みた。オーブン法では金属蒸気を生成するためのオーブンをイオン源内に直接導入する。そのためオーブンには坩堝容積を確保しながら本体の縮小化や、少ない熱輻射で高い到達温度等の相反する性能が求められる。これらの点を踏まえオーブンの開発を行った。結果、これまでにFeやAu等の17種類の金属イオンを生成することができた。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,3; プラズマを超高温にする加熱装置

井上 多加志; 坂本 慶司

日本原子力学会誌, 47(2), p.120 - 127, 2005/02

核融合開発の現状と今後の展望を、核融合分野外の日本原子力学会会員に理解してもらうことを目的とした、原子力学会核融合工学部会企画の連載講座第3回である。トカマク型炉で核融合反応を起こし、定常運転を行うために不可欠なプラズマ加熱法として、中性粒子ビーム入射(NBI)と高周波(RF)を取り上げる。そのプラズマ加熱と定常運転・プラズマ高性能化のための電流駆動原理を概説するとともに、ITER向け加熱装置の開発の現状を紹介する。

論文

Operational progress of the 110GHz-4MW ECRF heating system in JT-60U

藤井 常幸; 関 正美; 森山 伸一; 寺門 正之; 篠崎 信一; 平内 慎一; 下野 貢; 長谷川 浩一; 横倉 賢治; JT-60チーム

Journal of Physics; Conference Series, 25, p.45 - 50, 2005/00

JT-60U電子サイクロトロン波帯(ECRF)加熱装置は高性能プラズマの実現のために活用されている。その出力は周波数110GHzで4MWである。JT-60U ECRF加熱装置で使用するジャイロトロンの出力は、そのアノード電圧を制御することで、制御できる。これを利用して、プラズマへの入射パワーを変調するために、アノード電圧制御器を開発し、出力0.7MWで、変調周波数10$$sim$$500Hzを達成した。また、このアノード電圧制御器を使用して、入射パルス幅を5秒から16秒まで伸長することに成功した。このような長パルスにおいて、アルミナ製のDCブレークの最大温度は約140度に達した。これを解析した結果、目標とするパルス幅30秒を実現するには、DCブレークの材料を低損失の材料に変更する必要があることが判明した。実時間制御でのECRF加熱による新古典テアリングモードの安定化を実証した。この実時間制御系では、ECE計測より10msごとに予測されるNTM発生領域を狙って、ECRFビームが入射される。

論文

Characteristics of severe accidents of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR)

与能本 泰介; 秋江 拓志; 小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫; 岩村 公道

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 11 Pages, 2004/10

低減速軽水炉RMWRは、産業界と協力し原研で検討が進められている高転換軽水冷却炉である。高富化度のプルトニウム燃料を使用することから、液体金属冷却増殖炉と同様に、安全性の検討ではシビアアクシデント時の再臨界性の検討が重要である。本研究では、この問題を検討するためRMWRのシビアアクシデントの特徴を検討した。これまでの検討より、(1)炉心で再臨界が生じると仮定する場合でも、水が存在しないことから機械的な衝撃は小さい,(2)下部ヘッドにおいて燃料と被覆材がよく混合しデブリベッド上面が平らな場合、再臨界状態にならない,(3)下部ヘッドにおいて燃料のみが球状に集積することを想定する場合でも、現実的な形状の中性子吸収材の設置により再臨界を防止することができる、等の結果が得られている。

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