検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 80 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

Derivation of ideal power distribution to minimize the maximum kernel migration rate for nuclear design of pin-in-block type HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 実

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.9 - 16, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の燃料健全性の観点から、通常運転時の核移動速度を抑制することは非常に重要である。最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布の存在は、設計作業の効率化を可能にする。そこで、本研究では、最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布を得るために、熱設計を考慮したラグランジュ乗数法に基づく新たな手法を提案する。原子力機構が実施した既存の概念設計を対象として、従来設計目標として用いられてきた燃料最高温度を最小化するための出力分布の場合と比較して、最大核移動速度を最小化するために本研究で提案した出力分布から得られる核移動速度は、約10%低い値を示した。

論文

使用済燃料直接処分での処分容器の耐圧厚さの検討

杉田 裕; 谷口 直樹; 牧野 仁史; 金丸 伸一郎*; 奥村 大成*

日本原子力学会和文論文誌, 19(3), p.121 - 135, 2020/09

使用済燃料を直接処分するための処分容器の一連の構造解析を実施して、処分容器の必要な耐圧厚さの予察的な検討結果を示した。直線,三角形,正方形に配置された2, 3, 4体の使用済燃料集合体を収容するように処分容器を設計した。処分容器の胴体部分および蓋部分の必要な耐圧厚さを評価するため、使用済燃料集合体の収容スペースの離間距離をパラメータとした。この検討では、応力評価ラインの設定の妥当性や解析におけるモデル長の影響など、解析に関する技術的知識も得られた。そして、これらは、さまざまな条件下で同様の評価を実行したり、より詳細な評価を進めたりするための基盤として参考となるものである。

報告書

2019年度夏期休暇実習報告; HTTR炉心を用いた原子力電池に関する予備的検討; 核設計のための予備検討,2

石塚 悦男; 中島 弘貴*; 中川 直樹*; Ho, H. Q.; 石井 俊晃; 濱本 真平; 高松 邦吉; Kenzhina, I.*; Chikhray, Y.*; 松浦 秀明*; et al.

JAEA-Technology 2020-008, 16 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-008.pdf:2.98MB

2019年度の夏期休暇実習において、HTTR炉心を原子力電池に見立てた場合の核的な予備検討を実施し、MVP-BURNを用いて熱出力5MWで30年の連続運転が可能となる燃料の$$^{235}$$U濃縮度と可燃性毒物に関して検討した。この結果、$$^{235}$$U濃縮度が12%、可燃性毒物の半径及び天然ホウ素濃度が1.5cm及び2wt%の燃料が必要になることが明らかとなった。今後は、炉心の小型化について検討する予定である。

論文

Transient response of LWR fuels (RIA)

宇田川 豊; 更田 豊志*

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08

This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.

報告書

内圧が上昇した核燃料物質貯蔵容器の開封点検用チャンバーの設計

丸藤 崇人; 佐藤 匠; 伊東 秀明; 鈴木 尚; 藤島 雅継; 中野 朋之

JAEA-Technology 2019-006, 22 Pages, 2019/05

JAEA-Technology-2019-006.pdf:2.84MB

2017年6月6日に日本原子力研究開発機構大洗研究所燃料研究棟において発生した核燃料物質による汚染事故では、点検のためにフード内で核燃料物質を収納したプルトニウム・濃縮ウラン貯蔵容器の蓋を開封した際に、内部の樹脂製の袋(PVCバッグ)が破裂して核燃料物質の一部が実験室内に飛散した。事故の主原因は、核燃料物質と混在していたエポキシ樹脂の放射線分解によってガスが発生したことによる貯蔵容器の内圧上昇であった。燃料研究棟には他にも核燃料物質を収納している貯蔵容器が約70個存在するため、今後これらの貯蔵容器を開封点検し、内容物の状態確認及び有機物を含む試料等の安定化処理を実施する計画である。グローブボックス内において内圧の上昇した貯蔵容器の開封点検を安全・確実に実施するためには、気密環境下で貯蔵容器の蓋を開放して内部を点検できる耐圧チャンバー(開封チャンバー)の開発が必要となる。本報告書は、この開封チャンバーの設計に関する課題、その対策及び設計結果についてまとめたものである。

論文

A Design study on a mixed oxide fuel sodium-cooled fast reactor core partially loading highly concentrated MA-containing metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 大木 繁夫; 飯塚 政利*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

A neutronics design study for a mixed oxide (MOX) fuel Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) core partially loading highly concentrated Minor Actinide (MA) containing fuel was conducted. To analyze preferable loading positions of highly concentrated MA-containing metal fuel, the characteristics of heterogeneous MA loading cores were evaluated assuming the amount of MA loaded to heterogeneous cores were same as that of a reference homogeneous 3% MAcontaining MOX fuel core. The cores loading MA-containing metal fuel could meet the design limitation of the sodium void reactivity of the SFR except for the one loading MA-containing metal fuel in the core center region. Based on these results, the core design was modified to maximize amount of MA transmutation. The modified core loading 60 subassemblies of 16% MA-containing metal fuel in the outermost region could attain the largest amount of MA transmutation, which was larger by about 60% than that of the reference homogeneous MOX fuel core.

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

Behaviors of high-burnup LWR fuels with improved materials under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

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

Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.

論文

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受

JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.91(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

JSFR design progress related to development of safety design criteria for generation IV sodium-cooled fast reactors, 4; Balance of plant

近澤 佳隆; 加藤 篤志; 鍋島 邦彦; 大高 雅彦; 鵜澤 将行*; 猪狩 理紗子*; 岩崎 幹典*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

JSFR実証施設のBOP設備として燃料取扱設備、電源設備、空調・補機冷却系、建屋配置等を対象として、SDCを満足するため設計方針と評価についてまとめた。燃料貯蔵設備については原子炉冷却系と同様の考え方による除熱系の多重・多様化の強化、電源設備については従来の非常用電源の強化に加え代替非常用電源の追加、空調・補機冷却系:安全系機器の依存関係の明確化、多様化の観点から崩壊熱除去を海水冷却で行った場合の影響評価、建屋配置については外部事象評価の概要(地震,津波,風,雪)、分散配置方針、漏えい対策等を中心に安全設計クライテリア及びそのガイドラインの設定の背景となった評価結果を報告する。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算ファイルの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01

JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB

日本原子力研究開発機構は、開発途上国等への世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。

論文

Large-scale direct simulation of two-phase flow structure around a spacer in a tight-lattice nuclear fuel bundle

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

Computational Fluid Dynamics 2004, p.649 - 654, 2006/00

日本原子力研究開発機構が研究を進めている革新的水冷却炉は減速材の割合を減らして中性子の減速を抑制することで高い転換比が期待できる原子炉であり、炉心には直径13mm程の燃料棒が1mm程度の燃料棒間ギャップ幅で三角ピッチ状に稠密に配置される。このような狭隘流路内の二相流挙動を高温高圧の原子炉条件下で詳細に計測することは困難であることから、著者らは実験データを必要としないシミュレーションだけによる評価法の開発を行っている。本論文では、革新的水冷却炉の炉心燃料集合体1カラム内二相流を対象にして、超高性能計算機による大規模シミュレーションの結果を示す。本研究によって、燃料集合体内の狭隘流路に設置されるスペーサまわりの気相と液相の挙動や燃料棒外表面を薄膜状に流れる液膜挙動などが定量的に明らかになるとともに、シミュレーションを主体とした炉心熱設計手法の実現に対して高い見通しが得られた。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

報告書

研究炉使用済燃料輸送容器の改造必要性について; JRC-80Y-20T落下衝撃解析結果の検討

研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ

JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07

JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB

原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。

論文

Numerical analysis of three-dimensional two-phase flow behavior in a fuel assembly

高瀬 和之; 吉田 啓之; 小瀬 裕男*; 秋本 肇

WIT Transactions on Engineering Sciences, Vol.50, p.183 - 192, 2005/00

原子炉熱設計に必要である炉心内水-蒸気系二相流構造の詳細を大規模シミュレーションによって明らかにする研究を行っている。従来の熱設計手法ではサブチャンネル解析コードに代表されるように実験データに基づく構成式や経験式を必要とするが、新型炉に関しては熱流動に関する実験データが十分ではないため、従来手法による熱設計では高精度の予測は困難である。そこで、著者らは、シミュレーションを主体とした先進的な熱設計手法を開発し、これに従来手法を組合せることによって効率的な新型炉開発の実現を目指している。本論文では、次世代型水冷却炉を対象にして気泡流や液膜流に関する大規模な気液二相流シミュレーションを行い、燃料棒が3角ピッチ状に稠密に配置され、流れ方向にスペ-サを有する燃料集合体内における複雑な水と蒸気の3次元分布を定量的に明らかにした結果を示す。

論文

Core thermal-hydraulic design

高田 英治*; 中川 繁昭; 藤本 望; 栃尾 大輔

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.37 - 43, 2004/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:44.08(Nuclear Science & Technology)

HTTRの炉心熱流力設計では、燃料最高温度の評価を行っている。設計では、炉内における冷却材の流量配分と燃料温度を評価するにあたり、熱伝達率や圧力損失係数の相関式について、モックアップ装置を用いた実験データに基づいたものが採用された。また、燃料最高温度を安全側に評価するため、工学的安全係数の評価も行われた。熱流力設計の結果、冷却材の炉心有効流量は88%、燃料最高温度は1492$$^{circ}$$Cと評価され、通常運転時の制限温度である1495$$^{circ}$$Cを満足することが確認された。さらに、異常時の燃料最高温度は1600$$^{circ}$$Cの制限を超えないことが確認された。一方、HTTRの運転データに基づいて、解析条件や工学的安全係数の見直しを行ったところ、燃料最高温度の評価結果は1463$$^{circ}$$Cとなり、炉心熱流力設計が適切に実施されていたことを確認することができた。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

80 件中 1件目~20件目を表示