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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

被覆燃料粒子; 小さな粒の原子炉燃料

湊 和生

図説造粒; 粒の世界あれこれ, p.131 - 133, 2001/10

微小な粒子を燃料として用いている高温ガス炉の被覆燃料粒子について、その構造,機能,及び製造法の概要を写真を用いながらまとめた。

報告書

Preirradiation characterization of HTGR fuel for HRB-22 capsule irradiation test; JAERI/USDOE collaborative irradiation test for HTGR fuel

湊 和生; 菊地 啓修; 沢 和弘; 飛田 勉; 福田 幸朔

JAERI-Tech 95-056, 45 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-95-056.pdf:3.02MB

高温ガス炉燃料の日米共同照射試験として、原研で開発を進めている燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射し、引き続き照射後試験を同所で実施することが計画された。本報告書は、日米共同HRB-22キャプセル照射試験用の原研燃料の製造プロセス及び照射前特性評価試験について記述したものである。この照射試験用の燃料コンパクトには、被覆燃料粒子のほかに、発熱量の調整のために模擬粒子が含まれていた。照射前特性評価試験は、被覆燃料粒子、模擬粒子及び燃料コンパクトを対象とし、不純物、寸法、密度、露出ウラン率、SiC層破損率などを測定した。また、光学顕微鏡、X線ラジオグラフィ及び走査電子顕微鏡により、燃料を観察した。その結果、これらの燃料コンパクトは、照射試料として適していること及び高い品質であることが明らかになった。

報告書

反応度異常時における被覆燃料粒子の温度評価

沢 和弘; 中川 繁昭; 湊 和生; 塩沢 周策

JAERI-M 92-175, 34 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-175.pdf:0.62MB

高温ガス炉では、極短時間に極端に大きな反応度が投入されない限り、異常時においても燃料温度が断熱的に上昇することはなく、HTTR(高温工学試験研究炉)では、反応度異常時の安全上の判断基準として燃料エンタルピーではなく燃料最高温度を制限している。高温ガス炉燃料の異常時におけるふるまいの研究の一つとして、反応度投入条件下における被覆燃料粒子内温度分布の時間依存挙動の解析を行った。その結果、以下のことが分かった。(1)HTTRの制御棒急速引抜事故のように反応度添加率が大きい場合でも、燃料核から被覆層への熱拡散により燃料核温度は過渡に上昇しない。(2)燃料核最高温度は、バッファ層と第2層間のギャップ幅ガス組成及び開口面積の影響を受ける。

報告書

高温工学試験研究炉用燃料の健全性の評価と許容設計限界

林 君夫; 沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔

JAERI-M 89-162, 83 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-162.pdf:2.53MB

本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の一環としての燃料の健全性評価の結果について述べたものである。HTTR燃料の特性を明らかにするため、被覆燃料の粒子の各被覆層の機能について調査検討した。燃料核移動(アメーバ効果)、パラジウムによる炭化ケイ素(SiC)層の腐食による燃料破損についての解析により、HTTR通常運転条件下での燃料の健全性が確保されることを示した。燃料の健全性は、照射健全性試験の良好な結果によって実証された。被覆燃料粒子の破損挙動を考慮して、燃料許容設計限界として、異状な過渡変化時に燃料温度が1600$$^{circ}$$Cを超えないことと定めた。被覆燃料粒子の異常高温加熱試験の結果により、燃料許容設計限界をこのように定めることの妥当性が確かめられている。

論文

Crushing strength of fuel kernels for high-temperature gas-cooled reactors

赤堀 光雄; 柴 是行

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.466 - 475, 1984/00

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

高温ガス炉用ThO$$_{2}$$および(Th、U)O$$_{2}$$燃料核の圧縮破壊強度を単純圧縮試験により推定し、その破壊機構に関連して検討した。破壊強度はワイブル分布を仮定して統計処理した。Hertzの接触理論の適用により、妥当な圧縮破壊強度を評価することができ、ThO$$_{2}$$核では1.7~1.9GPaの値を得た。燃料核の破壊強度と組織との間には密接な関連があり、結晶粒径が小さく、表面が清らかであるほど強度が高くなることがわかった。破壊は、粒径が小さい場合に粒内で、一方大きい場合には粒界で起こるようであった。接触面境界近くの表面、もしくは表面近傍にあるキズなどが破壊の源として働くことがわかった。

報告書

Electron Probe Micro-Analysis of Irradiated Triso-Coated UO$$_{2}$$ Particles, I

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市

JAERI-M 83-200, 34 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-200.pdf:1.37MB

Triso被覆低濃縮UO$$_{2}$$粒子の照射後EPMAを行い、アメーバ効果、UO$$_{2}$$中のFP析出物・溶質について観察・分析した。著しい核移動を示した粒子の低温側の観察からは、以下の2特徴を見出した。(1)炭素析出相中に、UO$$_{2}$$核の移動の跡を示す微細粒子が分布していた。これら微細粒子はUO$$_{2}$$と考えられる。(2)UO$$_{2}$$核中の気孔および粒界に炭素が析出していた。これらの特徴は炭素の気相輸送モデルによっては説明困難であり、むしろ固相輸送機構を示唆するものである。4d遷移金属合金相としては2種が見出された。1つは小量のTcを含むMo弁相であり、他はRuとSiとを多く含む相である。MoとSiはUO$$_{2}$$母相中にも見出された。後者の観察から、Triso被覆UO$$_{2}$$粒子中の照射下の酸素ポテンシアルを議論した。

報告書

pH制御型ゾル製造装置

山岸 滋; 高橋 良寿; 柴 是行

JAERI-M 9477, 26 Pages, 1981/05

JAERI-M-9477.pdf:1.05MB

ゾルゲル法でThO$$_{2}$$、(Th、U)O$$_{2}$$などの燃料核を製造する場合の原料ゾルを製造する装置を製作した。この装置は、出発液たる硝酸塩溶液へのアンモニアの添加を、pHを制御しながら自動的に行える能力を備えている。その制御のために、製造容器内の加熱されたゾルの一部を冷たい部分に循環し、そこでゾルのpHをモニターする。循環時間および製造容器とモニター部の温度の変動がモニターしたpHに与える影響を調べ、本装置を用いれば、ゾル製造過程は再現性のあることを確認した。アンモニア注入様式は製造過程に影響を与えること、すなわち、検討したpH領域では、コロイド核形成期にはパルス注入型の方が連続注入型より好ましい結果を与えるが、コロイド成長期にはそれほど影響はないことを明らかにした。その他本装置を用いる場合に当面する問題についても言及している。

報告書

Studies on irradiation behaviors of coated particle fuels

福田 幸朔; 岩本 多實; 井川 勝市

JAERI-M 9071, 50 Pages, 1980/08

JAERI-M-9071.pdf:1.91MB

本報告は原研で行って来た被覆粒子燃料の照射挙動研究の概要をまとめたものであり、以下の項目について記述した。(1)原研における被覆粒子燃料の照射実績、(2)照射キャプセル及びOGL-1燃料の概要、及びこれらの温度、燃焼度、中性子照射量の測定、、(3)照射された被覆粒子の燃料核、P$$_{y}$$C層の異方性及び粒子破壊強度に関する結果、(4)低照射したSiC中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Xe,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Ba,$$^{8}$$$$^{9}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Ce,及び$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruの拡散係数、(5)OGL-1燃料及びガス・スイープキャプセルによる被覆粒子からのFPガス放出挙動、(6)照射したTRISO被覆粒子中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs及び$$^{9}$$$$^{0}$$Srの濃度分布。

論文

原子炉理論,6; 核計算コード

朝岡 卓見

原子力工業, 21(6), p.70 - 74, 1975/06

原子炉理論基礎講座の最終回として、原子炉炉心設計の仕様とか、燃料の経済性についてのデータを与える核計算コードの現状について解説した。まず核断面積計算用として熱中性子散乱核の代表的計算コードを述べ、次いで核断面積より中性子スペクトル計算を通して、熱中性子、あるいは高速中性子郡定数を与えるコードについて説明した。この郡定数を用いて原子炉の静力学的核特性、すなわち運転開始時の核特性が計算され、次いで運転に伴う特性の変動も求められる。又原子炉の安定性、制御性の解析のための動特性計算コードについても概略を述べた。

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