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報告書

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

論文

Fission gas release and swelling in uranium-plutonium mixed nitride fuels

田中 康介*; 前田 宏治*; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 327(2-3), p.77 - 87, 2004/05

高速実験炉「常陽」で照射した2本のウラン・プルトニウム混合窒化物,(U,Pu)N,燃料ピンの照射挙動について、FPガス放出とスエリングに着目して議論した。最高線出力は75kW/m、ピーク燃焼度は4.3at.%であり、照射後の燃料の健全性が確認された。燃料ペレットからのFPガス放出率とスエリング速度は、初期ギャップ幅を変えた2本の燃料ピンにおいて、それぞれ3-5%,1.6-1.8%/at.%burnupの範囲であった。FPガスの大半は(U,Pu)Nの結晶粒内に保持され、一部がガスバブルとして析出していた。被覆管の外径変化は2本の燃料ピンで異なっており、初期ギャップ幅の大きな燃料ピンではペレットのリロケーションに起因すると思われる非均一な外径変化,オーバリティが観測された。

論文

Analysis of mechanical load on cladding induced by fuel swelling during power ramp in high burn-up rod by fuel performance code FEMAXI-6

鈴木 元衛; 上塚 寛; 斎藤 裕明*

Nuclear Engineering and Design, 229(1), p.1 - 14, 2004/04

 被引用回数:15 パーセンタイル:26.07(Nuclear Science & Technology)

高燃焼BWR燃料棒における燃料スエリングによる被覆管への機械的負荷を燃料ふるまいコードFEMAXI-6によって解析した。このコードは有限要素法をもちいて軽水炉燃料の通常運転及び過渡(事故ではなく)条件における燃料ふるまいを解析するために開発された。高燃焼度燃料の出力ランプにおいては、即発的なペレットスエリングは定常速度のスエリングモデルから予測されるレベルを有意なほど超え、被覆管に周方向の大きな歪みを与えることがある。この現象をFPガスバブル成長を考慮に入れた新しいスエリングモデルによってシミュレートし、この新モデルが、照射後試験データと比較して、被覆管の直径拡大の満足すべき予測を与えることを見いだした。このバブル成長モデルはバブルサイズ,表面張力,内圧とバブルに働く外圧との間の平衡関係を仮定し、バブルサイズの決定計算とFPガス原子の拡散方程式との連立解を求める。さらに、コードに組み込まれた、ペレットの外面と被覆管内面に強固な機械的結合を想定するボンディングモデルにより、ランプ時における被覆管の二軸応力状態が予測された。

論文

600MWt級高温ガス炉ガスタービンシステム内高温ヘリウムガス冷却材中のFP化合物生成とエアロゾル-凝縮メカニズムによるFPプレートアウト現象に関する解析試験

石山 新太郎

日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.106 - 119, 2004/03

600MWt級GTHRT300プラントにおけるガスタービンをはじめとするメンテナンス主要機器におけるFP沈着量並びに放射線作業被曝量評価を行うため、FP化合物生成並びにFP濃度差拡散・行術メカニズムによるFPプレートアウト解析を実施した。その結果、(1)模擬FPプレートアウト試験においてVICTORIAコードにおいて適当な反応層厚みを仮定することにより、解析解と実験値とに良い一致が得られた。(2)GTHTR300のガスタービン部における全線量当量及び作業可能時間はそれぞれ19.2mSv/hと2.6時間がVICTORIAコード解析の結果得られた。

論文

Irradiation performance of uranium-plutonium mixed nitride fuel pins in JOYO

井上 賢紀*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 浅賀 健男*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1694 - 1703, 2003/11

スミア密度を変えたウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン2本を、高速実験炉「常陽」で燃焼度約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射した。ピーク線出力は75kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約906Kであると評価された。燃料ペレットと被覆管のギャップ幅の狭い高スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのスエリングに起因した被覆管との間の機械的相互作用により、ほぼ等方的な直径増加が観測されたのに対し、ギャップ幅の広い低スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのリロケーションに伴う機械的相互作用により、非等方的な直径変化が観測された。半径方向の気孔分布と結晶粒内に保持されたキセノン量の分布を用いた温度解析を行い、ペレットのスエリングが顕著となるしきい温度を評価した。

報告書

中性子散乱実験用マイクロストリップガスチェンバーの開発; エンコードボードの開発とシミュレーション

正岡 聖; 中村 龍也; 山岸 秀志; 曽山 和彦

JAERI-Research 2003-012, 14 Pages, 2003/06

JAERI-Research-2003-012.pdf:1.58MB

大強度陽子加速器施設での中性子散乱実験用の高速・高効率・高位置分解能の2次元中性子検出器として、マイクロストリップガスチェンバー(Micro-strip Gas Chamber: MSGC)の開発を行っている。今回FPGA(Field-Programmable Gate Array)を搭載したエンコードボードを開発した。FPGAは、そのロジックをプログラミングすることによって、MSGCからの信号をデジタル処理することができ、プロトンとトリトンが形成するトラックの情報を読み出すことができる。したがって、我々は、一連のデータ処理システムを使って近似的にトラックの中点を中性子核反応位置として表示する方法で位置情報を得ることができる。実際の中性子照射実験を想定してシミュレーションを行った結果、現在のデータ処理システムで1.6mm以下の位置分解能が得られることがわかった。

論文

Behavior of uranium-plutonium mixed carbide fuel irradiated at JOYO

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 長島 久雄; 二瓶 康夫; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686 - 1693, 2003/00

高速実験炉「常陽」で約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する。ピーク線出力は71kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された。高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で、MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した。照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが、ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった。また、ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V(Ver.1)

鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09

JAERI-Data-Code-2000-030.pdf:11.06MB

FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

論文

Analysis of high burnup fuel IFA-519.9 by EXBURN-I code

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

HPR-349, 12 Pages, 1998/00

高燃焼燃料におけるFPガス放出による内圧上昇は安全評価にとって重要である。著者らは高燃焼燃料のふるまい解析のため、FEMAXI-IVに対し、ペレット熱伝導率低下モデル、燃焼計算コードとの連携機能などを組み込み、EXBURN-Iを開発した。解析では、IFA-519.9のDH及びDK燃料棒の仕様と照射条件、履歴を入力データとし、内圧上昇の計算値と実測値を、ペレット熱伝導率、発熱密度プロファイル、速中性子フラックスなどの見地から比較検討した。その結果、ペレット熱伝導率モデルは決定的役割を果たすこと、FEMAXI-IVから受けついだFP放出モデルは高燃焼領域でも良い予測を与えること、被覆管に対する速中性子束は照射クリープを促し、ギャップ幅を広げることなどを見い出した。(検証燃焼度は25~79MWd/kgUO$$_{2}$$である。)

報告書

高燃焼燃料解析コードEXBURN-Iの詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 97-046, 210 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-046.pdf:5.41MB

軽水炉燃料の高燃焼度領域における通常時及び過渡時のふるまいを解析する計算コードEXBURN-Iを開発した。高燃焼領域では、ペレット熱伝導率低下、被覆管の水側腐食、燃料棒発熱分布の変化などが大きくなり、燃料棒のふるまいにかなりの程度影響を及ぼす。こうした現象を解析するため、FEMAXI-IVをベースとしつつ改良を施し、ペレット熱伝導率変化、FPガス放出率の燃焼履歴依存変化、被覆管酸化膜成長などの新たなモデルを組み入れた。本報告は、コードの全体構造とモデル及び物性値の説明を詳細に行い、また詳細な入力マニュアル、サンプル入出力などを添えたものである。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-IV, 2; Detailed structure and user's manual

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 97-043, 235 Pages, 1997/11

JAERI-Data-Code-97-043.pdf:5.84MB

FEMAXI-IVは、軽水炉燃料のふるまい解析コードとして前バージョンFEMAXI-IIIに多くの追加・改良を施した拡張バージョンである。本報告は、FEMAXI-IVの最初のバージョンを改良したVer.2について、基本理論と構造、モデルと数値解析、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-IV(Ver.2)では、バグフィックスがされ、ペレット熱伝導率の更新及び熱応力によるFPガス放出抑制モデルの追加がなされた。さらに、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするために、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-IV(Ver.2)の詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 97-010, 221 Pages, 1997/03

JAERI-Data-Code-97-010.pdf:6.28MB

FEMAXI-IVは、軽水炉燃料のふるまい解析コードとして、前バージョンFEMAXI-IIIに多くの機能の追加・改良を実施した拡張バージョンである。本報告は、FEMAXI-IVの最初のバージョンを改良したVer.2について基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-IV(Ver.2)では、バグフィックスがされ、ペレット熱伝導率の更新および熱応力誘起FP放出モデルの追加がされた。さらに、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

論文

Post-irradiation examination of high burnup HBWR fuel rods at JAERI

中村 仁一; 上塚 寛; 河野 信昭; 大枝 悦郎; 助川 友英; 古田 照夫

HPR-345 (Vol. II), 0, 13 Pages, 1995/00

ハルデン炉で最高燃焼度62MWd/kgUまで照射された7本の燃料棒の照射後試験が原研で実施されており、現在までに全ての非破壊試験と一部を除いた大部分の破壊試験が終了した。このうち3本の燃料棒は16年間にわたって照射されており、金相試験で照射初期の高出力時に生じたと推定される顕著な柱状晶の成長と中心孔の形成が観察された。これらの燃料棒のFPガス放出は、製造時の燃料密度より、柱状晶の成長と中心孔の形成に大きな影響を受けていると推定された。ペレットの径方向燃焼度分布測定がマイクロサンプリングした試料の化学分析によりなされ、XMA分析によるPuとNdの径方向分布と良い一致を示した。またペレットの平均燃焼度は出力履歴から推定された燃焼度と良い一致を示した。高燃焼度UO$$_{2}$$の熱拡散率測定データについても報告を行う。

報告書

FPガス圧力計再計装技術の開発,II; 遠隔操作による溶接組立技術

大島 邦男; 清水 道雄; 田山 義伸; 松本 正勝; 河村 弘; 石井 忠彦; 相沢 静男; 中川 哲也; 佐藤 均; 酒井 陽之

JAERI-M 93-206, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-206.pdf:2.31MB

JMTRでは、1985年からFPガス圧力計再計装技術の開発を開始して以来、再計装機器の設計・製作及びその炉内性能試験、ホットセル内での照射済燃料棒と再計装機器との組立技術及びキャプセルへの挿入技術の開発を行ってきた。1990年には、これらの技術により軽水炉で照射された2本の燃料棒にそれぞれ再計装機器を計装し、JMTRで出力急昇試験を実施した。この結果、FPガス圧力計は、燃料棒の出力変動に伴う内圧変化を連続して測定し、所期の目的を達成した。現在、JMTRにおいて本技術を用いたFPガス圧力計再計装燃料棒での出力急昇試験が進められている。本報告では、これらの技術開発全体の概要を述べるとともに、ホットセル内での遠隔操作による燃料棒と再計装機器との溶接組立技術の開発について詳細に述べる。

報告書

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

松本 実喜夫*; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄

JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500°Cの場合、ヨウ素放出率は1300°Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。

論文

反応度事故時のPWR型燃料棒の挙動に関する研究,II; 混合ガス組成の影響

柳澤 和章

日本原子力学会誌, 32(4), p.385 - 394, 1990/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.3(Nuclear Science & Technology)

燃焼度40MWd/kgUまで照射した国産PWR燃料棒をモデルにFPガス放出率(ガス組成)を0%(100%He)、0.6%(95%He+1%Kr+4%Xe)及び24%(83%He+2%Kr+15%Xe)と仮定した加圧型の未照射燃料棒(3.0~3.5MPa)を作製し、RIA条件下でその破損しきい値等を調べた。その結果、以下の知見を得た。(1)供試棒の燃料破損しきいエンタルピ値は120~150cal/g fuel(0.50~0.63kJ/g fuel)の範囲にあった。この値はRIA基準に定める燃料許容設計限界エンタルピ値80~90cal/g fuel(0.34~0.38kJ/g fuel)を下回らず、かつ十分な安全裕度を有していた。(2)供試燃料棒の破損形態は、いずれもふくれによる破裂破損であった。この破損形態は、RIAに関する現行の安全規準作成時にデータベースとなったNSRR加圧標準燃料のそれと同じであった。(3)FPガス放出率が高くなると、燃料棒ガスキャップの熱伝導特性が悪化する。

論文

軽水炉燃料のペレット-被覆相互作用, (I); PWR型燃料棒

柳澤 和章; 近藤 吉明*; E.Kolstad*

日本原子力学会誌, 28(7), p.641 - 657, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:50.49(Nuclear Science & Technology)

17$$times$$17PWR型燃料棒のペレット-被服相互作用(PCI)に及ぼす燃焼度と燃料設計因子の効果を研究した。その結果、(1)燃焼度の増加はPCIを加速すること、(2)直径ギャップを小さくしたり、加圧量を小さくすると、PCIが加速されること、また両端ディッシュに両面取りをかけ、更にL/Dを小さくすると、PCIが低下すること、が明らかになった。(3)燃焼度18MWd/kgUで、周期20~25分の出力サイクル実験を、線出力45kW/mと30kW/mの間で、620回実施したが、燃料は健全であった。サイクル中に5~10%の範囲で出力オーバーシュートが生じ、径方向PCIはその都度、約0.05%増加した。出力サイクル後の燃料棒内圧値は、サイクル棒とレファレンス棒ほぼ同じで、約3.8$$pm$$0.1MPaであった。即ち、サイクリングによるFPガス放出率の加速傾向は殆んどなかった。燃料からのFPガス放出率は、拡散律速の√t(tは時間)依存型であった。(4)実験中、1本の燃料棒にPCI破損が生じたが、それは燃焼度12MWd/kgU,線出力50kW/m,直径歪0.25%,ガス増加圧力2.0MPa等の条件下にあった。

報告書

ウラン炭化物燃料中のEPの化学形態

荒井 康夫; 岩井 孝; 石川 一哉*; 大道 敏彦

JAERI-M 84-171, 19 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-171.pdf:0.83MB

多相化学平衡計算プログラムSOLGASMIX-PVを用いて、ウラン炭化物燃料中のFPの化学形態を推定した。各FPを、挙動が類似すると思われる群に振り分け、それらが安定に存在する可能性のある化合物を選定してその標準生成自由エネルギー($$Delta$$G$$^{circ}$$$$_{5}$$)を入力した。燃焼度は2~15%、燃料の温度は1300、1500、1700Kの場合について計算を行った。燃料の初期組成C/U(モル比)により各FPの挙動は著しく異なり、また燃焼に伴うFPの蓄積やそれに伴う燃料全体のC/M(モル比)の変化によっても影響を受けることがわかった。ここで予測したFPの化学形態は、プログラム上の入出力の制約や熱力学データの精度の点で問題があるにもかかわらず、報告されている燃焼度模擬炭化物の実験結果と比較的良い一致を示した。

報告書

計算コードFPRM-1による各種燃料試料中のFP生成・蓄積量の予備計算

石渡 名澄

JAERI-M 7982, 25 Pages, 1978/11

JAERI-M-7982.pdf:0.86MB

燃料棒中のペレットからプレナムに放出されたFPガス量を計算するため、計算コード「FPRM-1」を開発した。原子炉内水ループにおいて、プルトニウム利用燃料や開発途上の燃料の照射試験を行う準備のため、提出したコードにより、種々の燃料棒中に生成・蓄積するFPの予備計算を行った。炉内水ループにおいて人工欠陥穴付被覆管燃料棒より放出されたI-131の測定結果と提出したコードによる計算結果を比較したが、両者の値は良い一致を見た。

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