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論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

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

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

Fission gas release from irradiated mixed-oxide fuel pellet during simulated reactivity-initiated accident conditions; Results of BZ-3 and BZ-4 tests

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06

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

In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.

論文

Analytical study of SPERT-CDC test 859 using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05

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

The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.

論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

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

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dost$'a$l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

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

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.

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:7 パーセンタイル:46.83(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。

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:17 パーセンタイル:74.24(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。

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

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。

報告書

ペレット入射による燃料供給シミュレーションコードPEPSI

高瀬 治彦*; 飛田 健次; 西尾 敏

JAERI-Data/Code 2003-013, 46 Pages, 2003/08

JAERI-Data-Code-2003-013.pdf:1.59MB

核融合炉において燃料供給は重要な課題の一つである。有力な燃料供給法として、水素固体ペレットを高速に加速し高温プラズマに入射する方法がある。核融合炉の設計上、ペレットの寸法,入射サイクル,入射速度を決定する必要がある。そこで、高温プラズマ中のペレット及びペレットから生成された溶発雲の運動方程式と、1次元プラズマ輸送方程式とを組み合わせた燃料供給シミュレーションコードPEPSI(PEllet injection and Plasma behavior SImulation code)を開発し、これらの設計値を定量的に評価できるようにした。PEPSIは溶発雲の運動を記述する二つの有力な物理モデル(Parksモデル,Straussモデル)を組み込み、輸送解析計算と合わせて核融合出力の時間変化を解析できる特徴を持つ。本報告は、PEPSIの解析モデル,数値計算法,フローチャート,変数の一覧、及び使用方法を説明する。

論文

JT-60Uにおける遠心加速方式ペレット入射装置の開発

平塚 一; 木津 要; 市毛 尚志; 本田 正男; 岩橋 孝明*; 佐々木 昇*; 宮 直之; 細金 延幸; 小田 泰嗣*; 吉田 和人*

プラズマ・核融合学会誌, 76(11), p.1189 - 1197, 2000/11

JT-60Uでは、高密度プラズマの長時間保持を目的として、直線型加速方式、エクスツルーダー型生成方式を用いた遠心加速方式ペレット入射装置を開発した。この方式は、低温状態での重水素ガスペレット化制御、ペレットが発生するアブレーションガスの対策、射出方向の安定化、衝突対策等が重要である。そのため、ペレット生成中の観察が行えるようにしたうえで、固体燃料供給管等の冷却強化、排気口の設置による発生ガスの排気、遠心加速部分からの飛び出し防止及び飛行過程での衝突破損防止等の工夫・開発を行った。その結果、固い透明な重水素の氷の生成を観察でき、2.1mmの立方体(キュービック)のペレットを的確に切断・装填し、加速・射出することができた。以上により、ペレット射出速度410m/sにおいて、周波数5Hzで7s間、周波数10Hzで3.5s間の連続射出に成功した。本論文は、装置の原理、構造、試験結果等について報告する。

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

Rim structure formation of isothermally irradiated UO$$_{2}$$ fuel discs

宇根 勝巳*; 野北 和宏*; 白鳥 徹雄; 林 君夫

Journal of Nuclear Materials, 288(1), p.20 - 28, 2000/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:78.19(Materials Science, Multidisciplinary)

本論文は、平成8~9年度に行った原研-日本核燃料開発(株)(NFD)共同研究のまとめの一部である。原研JRR-3Mにおいて、550-630$$^{circ}C$$の等温条件で被覆管による拘束圧力なしに51,86及び90GWd/tの高燃焼度まで照射したUO$$_{2}$$燃料ディスクについて、詳細な組織観察、元素分析及び密度測定を行った。ペレット被覆管相互作用(PCI)拘束力のリム構造形成に及ぼす効果を明らかにするため、得られたデータを高燃焼度ジルカロイ被覆管型燃料ペレットについてこれまでに報告された結果と比較した。86及び90GWd/tの高燃焼度ディスクについては、巨大気泡及び高気孔率を伴う多孔性のリム構造が認められたが、51GWt/dのディスクについては認められなかった。気孔率増加のデータなどから、粗大化したリム気泡の析出と成長が燃料のスエリングを引き起こしたことが結論された。また、与えられた局所燃焼度の文献データとの比較において、リム気泡サイズや気孔率が大きく異なっているのは、外部のPCI拘束効果が異なることに起因する可能性を指摘した。

論文

Analysis of high burnup fuel behavior in Halden reactor by FEMAXI-V code

鈴木 元衛

Nuclear Engineering and Design, 201(1), p.99 - 106, 2000/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.29(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の高燃焼燃料のふるまいを解析するコードFEMAXI-Vを開発した。FEMAXI-Vは、FEMAXI-IVの基本構造を引きつぎ、ペレット熱伝導率などの新モデルや、半径方向出力プロファイル及び速中性子束を与える燃焼計算コードとの連携機能などが追加された。本解析においては、IFA519.9(ハルデン炉)のDH及びDK燃料棒の詳細な出力履歴と仕様を入力し、25~93MWd/kgUO$$_{2}$$にわたって計算された燃料棒内圧を実測値と比較検討した。また、ペレットのスエリングと粒成長に関して感度解析を行った。その結果、計算値はペレットの熱伝導率とスエリング率に敏感であること、FEMAXI-Vは高燃焼領域においても妥当な予測を与えることが見いだされた。

論文

A Simple model of supersonic molecular beam injection

Song, X. M.*; 杉江 達夫; 芳野 隆治

プラズマ・核融合学会誌, 76(3), p.282 - 287, 2000/03

トカマクプラズマへの超音速分子ビーム入射の簡単なモデルを開発した。HL-1M(中国のトカマク)、JT-60U、及びITER規模のプラズマに対してこのモデルを適用し、水素粒子のプラズマ中への侵入長、及び粒子供給分布を評価した。その結果、侵入長、及び粒子供給分布は、プラズマの電子密度分布と電子温度分布の形に大きく依存することが明らかになった。また、HL-1Mに対して計算で得られた侵入長は、実験結果とよく一致した。

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。)

論文

ハルデン拡大計画会議

大久保 忠恒*; 何川 修一*; 鈴木 元衛

核燃料, (29), p.12 - 13, 1998/00

今回のハルデン拡大計画会議は、40周年の節目に当たって最大規模の約140件の発表があった。燃料材料セッションは7セッションからなり、ハルデン炉における計装技術の進歩、ループの概要、MOX燃料照射実験、VVER燃料のふるまい、高燃焼ペレットのふるまい、FPガス放出への抑制、コード解析とモデリング手法、被覆管の腐食と水質との関連、照射下腐食の特徴、破損燃料実験、LOCA時被覆管のふくれ変形実験、ジルカロイの照射クリープ、高温水中で使用しうる電気絶縁端子の開発など、最新の動向が発表された。

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。

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