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論文

Modeling of the P2M past fuel melting experiments with the FEMAXI-8 code

Mohamad, A. B.; 宇田川 豊

Nuclear Technology, 16 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO$$_{2}$$ liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。

論文

Analysis of benchmark results for reactor physics of LWR next generation fuels

北田 孝典*; 奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/04

UO$$_{2}$$及びMOX燃料を使用して70GWd/t以上の高燃焼度を狙った軽水炉次世代燃料に対する燃焼計算ベンチマークを行った。多数のベンチマーク参加者から提出された燃焼計算結果に基づき、軽水炉次世代燃料に対する炉物理パラメータの計算精度を確認するとともに、計算結果の詳細な差異要因の分析を行った。さらに、計算結果の差異を低減するために今後必要となる実験や課題を提案した。

報告書

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO$$_{2}$$]及び未照射UO$$_{2}$$ペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク解析結果の検討

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2004-004, 409 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-004.pdf:28.53MB

本報告書は、「軽水炉次世代燃料の炉物理」ワーキングパーティ(WP)の第2期活動(平成13-14年度)についてまとめたものである。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。同WPでは、次世代燃料の核特性に対する計算精度の評価及び改善を目指したベンチマーク活動を行ってきた。第2期活動においては、国内外から提出された最終的なベンチマーク解析結果の比較に基づき、軽水炉次世代燃料に対する核特性予測精度の現状を確認するとともに、解析結果の差異要因を詳細に分析した。また、ベンチマークに使用されたコードによる照射後試験解析や臨界実験解析の結果をレビューし、ベンチマーク解析結果の差異を詰めるうえで必要な実験や今後の研究課題の抽出・提案を行った。

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

Melting temperature of high burn-up UO$$_{2}$$ pellet

原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊

HPR-356, 11 Pages, 2001/00

照射済UO$$_{2}$$ペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO$$_{2}$$、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO$$_{2}$$及び未照射UO$$_{2}$$ペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UO$$_{2}$$ペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUO$$_{2}$$ペレットの融点測定結果について報告する。

論文

Density, porosity and grain size, 2; Irradiated ROX fuels to burn-up of 28%FIMA

柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1153 - 1159, 1999/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

JRR-3Mを用いて岩石型(ROX)燃料の照射を燃焼度27MWd/kgPu(28%FIMA)まで実施した。照射後試験より得られた結果は以下のとおり。(1)照射によりROX-SZRの燃料密度は、4.6g/cc(82%TD)から3.4g/cc(61%TD)まで減少した。一方ROX-ThO$$_{2}$$の燃料密度も、5.2g/cc(83%TD)から3.4g/cc(55%TD)まで減少した。(2)ROX-SZRの気孔率は、18から39%に増加した。一方、ROX-ThO$$_{2}$$のそれも17から46%に増加した。本件の場合、気孔率の増加即ち非拘束ガス気泡スエリングは気孔の集塊に起因していると考えられるが、その気孔集塊にはROX燃料成分であるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$及びPuAl$$_{11}$$O$$_{18}$$が重要な役割を果たしていると推察された。(3)無拘束ガス気泡スエリング率は、ROX-SZRについては1%FIMA当たり0.8%$$Delta$$V/V、ROX-ThO$$_{2}$$については同じく1%FIMA当たり1%$$Delta$$V/Vと推定された。UO$$_{2}$$のそれは、1%FIMA当たり1%V/Vである。したがって、無拘束ガス気泡スエリング率に関しては、ROX燃料とUO$$_{2}$$に有意な差はない。

論文

Feasibility study for improvement of efficient irradiation with LEU core in JMTR

那珂 通裕; 長尾 美春; 小向 文作; 田畑 俊夫

Proceedings of 7th Meeting of the International Group on Research Reactors (IGORR-7) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/10

現在、JMTRはLEUとMEU燃料を使用した炉心により、年間4~5サイクル、1サイクル当たり約25日間の運転を行っているが、来年からはLEU燃料のみの炉心による運転が予定されている。また最近、年間の運転日数の増加による高フルエンス照射の要望が高まっている。そこでLEU燃料の燃焼度向上による運転日数の増加を図れる炉心構成について検討し、核・熱水力学的解析を行った。その結果、標準燃料数を現在の22本から24本に増加し、現在の2サイクル使用(燃料フォロワは1サイクル使用)から、3サイクル(燃料フォロワは2サイクル使用)とする8-8-8炉心により、年間180日の運転が可能であること、50%を越える燃料平均燃焼度が達成できることが示された。この変更による照射場の中性子フラックスはほとんど変わらず、また、安全評価上の基準も十分満たせる見通しを得た。したがって、本炉心構成によって今後のJMTRの照射効率と燃料経済性の向上が可能であることがわかった。

報告書

SRAC95; 汎用核計算コードシステム

奥村 啓介; 金子 邦男*; 土橋 敬一郎

JAERI-Data/Code 96-015, 445 Pages, 1996/03

JAERI-Data-Code-96-015.pdf:12.94MB

SRACは、様々なタイプの原子炉の炉心解析に適用できる核計算コードシステムである。1996年にSRACの第2版レポート(JAERI-1302)が出版された後、プログラムと核データライブラリーに数多くの修正と追加を行い、ここに新しいSRAC95システムが完成した。本システムは、6種類のデータライブラリー(ENDF/B-IV,-V,-VI,JENDL-2,-3.1,-3.2)、統合された5つのモジュラーコード;16種類の格子形状に適用できる衝突確率計算モジュール(PIJ)、Sn輸送計算モジュール(ANISN,TWOTRAN)、拡散計算モジュール(TUD,CITATION)、及び燃料集合体と炉心燃焼計算のための2つのオプションコード(新規導入ASMBURN、改良COREBN)により構成される。今回の改訂版には、新型炉の核設計研究を支援するために、特に燃焼計算に重点を置いて多くの新しい機能とデータを組み込んでいる。SRAC95は、従来のIBM互換計算機のみならず、UNIXをOSとするスカラーまたはベクトル計算機で利用することができる。

報告書

低濃縮板状燃料要素の解体検査

技術管理グループ

JAERI-Tech 95-030, 64 Pages, 1995/06

JAERI-Tech-95-030.pdf:5.21MB

研究炉部では、研究炉・試験炉の濃縮度低減化計画に基づき、JRR-2においては中濃縮ウラン燃料へ、JRR-4においては低濃縮ウラン燃料に移行するためそれぞれ2体づつの中低濃縮ウラン・アルミナイド試験燃料要素を製作し、照射支援を実施した。本報告は低濃縮ウラン燃料のうちJRR-2炉心に装荷して加速照射を行い、昭和61年度から平成元年度にかけて実施した試料燃料要素の解体検査についてまとめたものである。照射後試験はホット試験室ホットラボ課において外観検査、寸法検査、金相試験等を行い、打抜き試料の燃焼度測定は分析センターで行った。各試験結果に異常は認められず、低濃縮ウラン・アルミナイド試験燃料要素の照射健全性が確認された。なお、試験燃料要素の燃焼度は、計算燃焼度41.6%に対して実測燃焼度39.0%であった。

論文

Performance of high burned PWR fuel during transient

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.509 - 516, 1992/12

過去20年間、軽水炉燃料の被覆材として、Zrを主成分とするジルカロイ合金(Zr-Sn-Fp-Ni-Cr)が使用されて来た。現行商用炉では、核燃料サイクルの観点から、燃料棒の高燃焼度化が推進されているが、FP封じ込めの安全等しバリヤとしてのジルカロイ合金には健全性の観点から様々の検証が必要とされている。原子炉安全性研究炉(NSRR)では、反応度事故の観点から、高燃焼度PWR燃料に過渡出力変化をかけ、その状況下での性能を評価する研究が進められている。本論文は、燃料棒平均燃焼度で41MWd/1kgUまで照射されたPWR型燃料棒をとりあげ、発電炉供用中の燃料ふるまい及びNSRRでパルス照射したときの過渡ふるまいについて研究した結果を報告するものである。なかでも、被覆材の過渡時における機械的特性に主眼を置き、破損しきい値等の観点から計算コードFPRETAINの検証も実施された。

論文

Experimental plan on irradiated LWR fuels at JAERI

上塚 寛; 中村 仁一; 永瀬 文久; 内田 正明; 古田 照夫

Fuel Performance Experiment and Analysis and Computerised Man-Machine Communication, p.1 - 11, 1990/09

高燃焼度化に伴う燃料特性の変化を調べるために、商用PWRとHBWRで照射した燃料に対する広範な照射後試験計画を立案した。PWR燃料に対するPIEの主要目的は、ペレットの熱伝導特性の変化、ガドリニア添加の化学的効果および燃焼度伸長に伴う被覆管の特性変化についての情報を取得することである。また、PWR燃料はJMTRのBOCAカプセルで再照射し、出力変動や出力急昇時のフィッションガス放出挙動を調べる予定である。HBWRで62MWd/kgUまで照射した燃料に対しては、様々な金相試験を実施すると共に、化学溶解試験と酸素ポテンシャルの測定を行う。

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:48.07(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。

論文

Fuel densification and swelling; Relationship between burn-up induced asial and radial fuel dimensional changes

柳澤 和章

Nucl.Eng.Des., 96, p.11 - 20, 1986/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.07(Nuclear Science & Technology)

ハルデン炉(HBWR)では、燃料寸法変化の評価に、炉内測定した燃料スタック長を用いて来た。測定では、照射初期に、焼きしまりが生ずるのが観察された。燃料の半径方向の寸法変化を(ギャップメーターで)測定した。最近の照射後試験では、これまで行われて来た軸方向寸法変化の測定結果が、実際に生じている燃料の径方向スウェリングを正確に反映していない事が分った。それは、燃料のスウェリングが主として燃料ペレットの中央部で生じているのに対し、軸方向変形は燃料ペレットの外側部(肩の部分)で生じており、そこではスウェリングが支配的でない為である。この事実を炉内及び照射後試験から測定した燃料軸方向の寸法変化と、半径方向の寸法変化から明らかにした。

報告書

多目的高温ガス実験炉の参考設計; 炉心構成設定のための炉心核特性サーベイ

平野 光将; 新藤 隆一; 有賀 武夫; 安川 茂

JAERI-M 8519, 113 Pages, 1979/11

JAERI-M-8519.pdf:2.75MB

多目的高温ガス実験炉の参考設計に際しては、まず炉心の最適諸元を探るために広範囲にわたる核・熱流動特性サーベイが実施されたが、本報告書にはそのうちの領域別燃料装荷炉心の燃焼特性の検討を中心とする炉心核特性サーベイの手順と結果についてまとめられている。サーベイの主な結果は、(1)径方向には領域別燃料装荷の必要はなく一様装荷が好ましい、(2)軸方向には適当な領域別燃料(濃縮度)装荷が必要であり、Mark-Iには炉心上部から燃料体毎に8,8,8,6,4,2m/o(平均6m/o、6段)、Mark-IIには7,7,5,5,5,3,3、m/o(平均5m/o、7段)が推奨された、(3)実験炉炉心は低出力密度なので、中空型燃料棒と円環型燃料棒では燃料温度に関してほとんど差がない、(4)Mark-Iとして85カラム炉心が、Mark-IIとしては73カラム炉心が推奨された、などである。

論文

Variation of O/U ratio and CO+CO$$_{2}$$ pressure in carboncoated UO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{x}$$ particles

宇賀神 光弘; 荒井 長利; 柴 是行

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.153 - 156, 1977/02

 被引用回数:3

(U,Fh)O$$_{2}$$粒子燃料研究の手がかりを得るため、炭素被覆UO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{x}$$(0.005$$<$$x$$<$$0.016)粒子のO/U比、CO+CO$$_{2}$$内圧および酸素ポテンシャルを温度範囲1000°~1600$$^{circ}$$Cで計算した。 粒子内反応はUO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{x}$$核の被覆炭素による還元であり、O/U比の減少、CO(CO$$_{2}$$)の発生を伴うものとした。 計算結果から次の事が判明した。(1)末照射粒子のO/U比は温度上昇とともに減少する。(2)末照射粒子内のCO+CO$$_{2}$$圧は照射粒子に比較して低く、温度上昇に対してほぼ直線的に増加する。(3)UO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{x}$$核内の酸素は末照射粒子内に温度勾配が生ずるとき、低温側に移動する。(4)末照射粒子の酸素ポテンシャルは温度上昇とともに減少する。 上記(1)、(3)、(4)の末照射粒子に関する挙動は、照射粒子のそれと逆であることが注目される。 なお、目安として用いた照射粒子の計算値は、10%Burn-upを考慮した。

論文

特集燃焼率測定; 燃焼率の非破壊測定法

五藤 博; 八木 秀之; 松浦 祥次郎; 伊藤 尚徳; 馬場 宏

日本原子力学会誌, 15(6), p.368 - 373, 1973/06

燃料率を非破壊的に測定する技術を原理的に網羅して解説した。とくに、$$gamma$$線スペクトロメトリについては、JPDR燃料の測定例も加え、詳述した。ホットラボワークについても解説した。

報告書

JRR-4使用済燃料の解体検査と燃焼度測定

足立 守; 松野 見爾; 内山 順三; 佐藤 博; 高柳 弘; 両角 実

JAERI-M 5225, 55 Pages, 1973/04

JAERI-M-5225.pdf:2.47MB

1968年から1969年かけて、JRR-4の破損燃料検出器指示値が漸増した。炉内でflux tiltingおよびsipping法により調査をおこない、炉心装荷燃料18本中の1本に異常のあることが認められた。その燃料の解体検査の結果、燃料板15枚のうちの1枚に破損が確認された。本報告はこの時おこなった解体検査の結果と破損の情況をまとめたものである。破損原因はミート中に存在していた初期ボイドによるものである。燃料要素の平均燃焼度を求めるため、$$gamma$$スキャンニングをおこなった。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの化学分析値を用いて平均燃焼度の絶対値を求め、3.92%を得た。この値と熱中性子束分布をもとに算出した計算値との差異について詳細に検討をおこなった。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉の燃料設計及び炉心核熱設計

後藤 実; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 植田 祥平; 相原 純; 橘 幸男; 國富 一彦

no journal, , 

原子力機構はこれまでに、高い核拡散抵抗性を持つプルトニウム燃焼高温ガス炉の概念を提案した。東京大学, 原子力機構, 富士電機, 原子燃料工業の4者は、高い核拡散抵抗性に加え、高燃焼度での安全性を強化するために、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核のプルトニウム燃焼高温ガス炉への導入を検討している。原子力機構はその中で、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性を確認するために、被覆燃料粒子及び炉心の設計検討を行っている。本研究は、2014年度に開始し、2017年度まで行う予定である。本報では、2015年度までに得られた被覆燃料粒子及び炉心の設計検討の成果について報告する。

口頭

Fuel performance analysis by using FEMAXI code for the fuel samples (HBC4, XM3) burned up to different level

Mohamad, A. B.; 宇田川 豊; 根本 義之; 山下 真一郎

no journal, , 

This work investigated the impact of fuel burnup on the fuel performance behavior by comparing the analytical results. The fuel performance behaviors were studied by using a fuel performance tool FEMAXI-8, which was established by JAEA. The simulation had been calculated under steady state as well as transient conditions: base and ramp irradiations. The melted radius was estimated from the interpolation of pellet center temperature and melting temperature of UO$$_{2}$$. The estimated melted radius of the HBC4 sample (burnup: 48 GWd/tU) was corresponded to the PIE data. However, for the XM3 sample (burnup: 27 GWd/tU), the estimated melted radius was underestimated than PIE values. It is expected that the fuel start to melt when the fuel center temperature was exceeded the melting temperature of UO$$_{2}$$. Even though further improvement seems to be required, our works revealed that FEMAXI-8 can reproduce well the experimental data of transient. The authors will discuss necessary improvement of the code, and influence of burnup level in the workshop.

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