検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 67 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Model updates and performance evaluations on fuel performance code FEMAXI-8 for light water reactor fuel analysis

宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

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。

論文

Recent research activities using NSRR on safety related issues

宇田川 豊; 杉山 智之*; 天谷 政樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1183 - 1189, 2016/04

JAEA launched ALPS-II program in 2010 in order to obtain regulatory data for advanced fuels. Five new reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on the advanced fuels have been performed. The first two fuels tested, VA-5 and VA-6, were 17$$times$$17-PWR-type with stress-relieved and recrystallized M-MDA cladding tube, and irradiated to ~80 GWd/tU. The cladding failed due to the pellet-cladding mechanical interaction. Fission gas dynamics tests to promote a better understanding of the behavior of fission gas during an RIA are planned. A recent qualification test on a prototype pressure sensor demonstrated its ability to obtain history data of transient fission gas release. JAEA also launched a new experiment program using NSRR to investigate fuel degradation behaviors in the temperature region beyond-DBA LOCAs.

報告書

FORNAX-Aの応用

相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-040.pdf:0.83MB

本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。

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

Irradiation performance of HTGR fuel in WWR-K research reactor

植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した$$^{235}$$U濃縮度10%未満の低濃縮UO$$_{2}$$燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。

論文

Fission gas release in irradiated UO$$_{2}$$ fuel at burnup of 45 GWd/t during simulated Reactivity Initiated Accident (RIA) condition

天谷 政樹; 杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(10), p.966 - 972, 2004/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.23(Nuclear Science & Technology)

商用炉で照射された燃料から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射を行った。パルス照射後に実施した照射後試験の一部として、試験燃料棒の光学顕微鏡及び走査型電子顕微鏡による観察とEPMAによる分析を行った。パルス照射後の燃料ペレット周辺部及び中心部でXe濃度の低下が認められた。パルス照射中のFPガス放出はおもにペレット中心部で生じたものと考えられる。EPMAの結果からパルス照射中のFPガス放出量は10-12%と評価され、この結果はパンクチャ試験結果と同程度であった。この評価値と炉外アニーリング試験結果とを比較した結果、ペレット中心部からベース照射中に粒界に蓄積されたFPガスのほとんどがパルス照射中に放出されたと考えられた。

報告書

照射済燃料ペレット内FPガス分析技術の開発

畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB

照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300$$^{circ}$$Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。

報告書

Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions; Results of tests FK-1, -2 and -3

杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB

低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41$$sim$$45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8$$times$$8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293$$sim$$607J/g(70$$sim$$145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600$$^{circ}$$Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%$$sim$$8.2%の値であった。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-6,1; 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 2003-019, 423 Pages, 2003/12

JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB

FEMAXI-6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-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、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

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)発電系設備の点検方法・手順

小杉山 真一; 武井 正信; 滝塚 貴和; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.532 - 545, 2003/12

GTHTR300の発電系設備に対して既に提案されている保守・点検方針に基づき、点検方法・手順の検討を行った。定期的に開放点検あるいは分解点検を行うこととしたガスタービン,圧縮機及び発電機は1次系圧力バウンダリである動力変換容器内に設置されている点,原子炉冷却材ヘリウムガス環境で使用されるため有意なFP沈着が想定される点で既存の発電プラントにおけるタービンと比べて特徴的であり、従来とは異なる点検方法が必要と考えられる。線量率評価の結果、ガスタービン及び圧縮機廻りの線量率が点検時に有意な被ばく影響を与え得る程度であることを確認した。したがって、開放点検は専用の点検エリアで一定期間の保管冷却後に行うこととした。動力変換容器からの取出し手順は、発電機収納部を切離した後にガスタービン-圧縮機一体のアセンブリとして容器内から引出し、天井クレーンで点検エリアに運ぶこととした。さらに、点検期間短縮の観点から、ガスタービン-圧縮機は予備アセンブリで入替える運用とした。ここで提案した方法・手順により設備利用率90%以上確保に見通しが得られた。なお、被ばく低減対策が今後の重要な検討課題であることを併せて確認した。

報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$Bq/cm$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$、定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料及び核分裂生成物挙動評価のための$$gamma$$線エネルギー分析装置の校正試験

植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の$$beta$$線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、$$gamma$$線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための$$gamma$$線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$,(E$$>$$0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.1$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。

論文

High burnup BWR fuel behavior under simulated reactivity initiated accident conditions

中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 更田 豊志; 上塚 寛

Nuclear Technology, 138(3), p.246 - 259, 2002/06

 被引用回数:24 パーセンタイル:14.33(Nuclear Science & Technology)

燃焼度56~61GWd/tUのBWR燃料のパルス照射実験をNSRRで実施し、冷態起動時からの反応度事故時の燃料挙動を調べた。この実験では福島第二原子力発電所2号機で照射された燃料を短尺に加工し、272~586J/g(651~40cal/g)の発熱を瞬時に与えた。BWR燃料被覆管の変形はPWR燃料に比べて小さかったものの、燃焼度61GWd/tUの燃料を用いた実験では、被覆管温度が上昇する以前の過渡実験の早い時点で燃料破損が生じた。破損時の燃料エンタルピは260~360J/g(62~86cal/g)であった。これらの実験で見られたBWR燃料の破損は、外周部に水素化物が多く析出し脆化した被覆管がペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損したPWR燃料実験と類似している。FPガスの過渡放出は、燃料エンタルピに依存し、9.6~17%に達した。

論文

RIA時挙動

更田 豊志

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.141 - 147, 2001/06

原研の燃料挙動研究における最新の成果を中心に、高燃焼度燃料の反応度事故(RIA)時挙動について論じる。近年の軽水炉燃料の高燃焼度化に対応するため、実験データや安全評価手法の範囲拡大が急がれているが、原研ではこれまでに60回を越える照射済燃料のパルス照射実験をNSRRにおいて実施しており、高燃焼度領域特有の現象の存在を示す実験結果が得られている。被覆管水素吸収の影響を強く受けたPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損が見られた一連の高燃焼度PWR燃料実験、BWR燃料としては世界初の破損例を与える結果となった最近の高燃焼度燃料実験などの成果を紹介するとともに、燃料破損発生に及ぼす機械的負荷と被覆管温度上昇との関係、燃料破損時の機械的エネルギー発生機構、RIA時燃料挙動に及ぼすFPガスの役割などについて論じる。

論文

Behavior of high-burnup PWR fuels with low-tin zircaloy-4 cladding under reactivity-initiated-accident conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 杉山 智之

Nuclear Technology, 133(1), p.50 - 62, 2001/01

 被引用回数:50 パーセンタイル:3.41(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度PWR燃料の反応度事故時挙動について、NSRR実験の最新の成果を報告する。これまでにNSRR実験では、水素吸収によって外周部の延性が低下した被覆管と燃料ペレットとの機械的な相互作用による高燃焼度PWR燃料の破損が、低い燃料エンタルピレベルで生ずることを示した。今回新たに、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を備えた高燃焼度PWR燃料の実験においても、同様の破損が生じることを示した。さらに、微粒子化した燃料の冷却材中への放出と機械的エネルギーの発生とを確認し、機械的エネルギーを定量化した。これらの結果をふまえて、被覆管外周部延性低下の影響を受けたPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)破損、燃料微粒子化と機械的エネルギー発生、FPガス放出等、反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動について論じる。

論文

A Study of mechanical integrity of coated particle fuel under high burnup irradiation

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; 飛田 勉*; 湊 和生

Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 11 Pages, 2001/00

高温ガス炉ではバッファ層、高密度熱分解炭素層及び炭化ケイ素層からなるTRISO型被覆粒子を燃料としている。高温ガス炉燃料の安全設計で、1次冷却材中への放出が許容値を超えないよう核分裂生成物を閉じ込めることが重要であり、運転中の著しい燃料破損を防止することを基本としている。高燃焼度下における燃料挙動を研究するため、原研の材料試験炉及び米国のHFIRにて照射試験を行った。照射燃料は5~10%FIMAまで健全性を維持できるよう、バッファ層及びSiC層を厚くした。両試験ともに、照射中に破損が検出された。照射中の内圧破損挙動を評価した結果、健全粒子のSiC層には引張応力は発生せず、燃料コンパクトのプレス時に発生したSiC層に欠陥のある粒子が照射により貫通破損に至ったと考えられる。

報告書

OGL-1第13次~第15次燃料体の照射試験

林 君夫; 沢 和弘; 白鳥 徹雄; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 北島 敏雄; 伊藤 忠春; 藁谷 兵太

JAERI-Research 2000-001, p.116 - 0, 2000/01

JAERI-Research-2000-001.pdf:21.78MB

JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次~第15次燃料体の製造、照射及び照射後試験の結果をまとめた。第13次、第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり、前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料、後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である。両者とも、照射中のFPガス放出率、照射後試験結果とも極めて良好であった。第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり、過渡的昇温後の約1500$$^{circ}C$$照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された。全体としては、第13次~第15次燃料体のいずれについても、照射中のFPガス放出率、照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも、HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり、良好な照射健全性が確認された。

67 件中 1件目~20件目を表示