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論文

ノルウェー滞在記OECD Halden Reactor Projectへの出向レポート

端 邦樹

放射線化学(インターネット), (103), P. 65, 2017/04

OECD/NEAの下で実施されている国際協力プロジェクトであるHalden Reactor Project(HRP)へ出向となり、平成27年5月からの約1年半の間ノルウェー南部の町ハルデンに滞在した。出向中は炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れに関する試験に従事した。現地での業務の内容や私生活に関して報告する。

報告書

ハルデン炉を利用した日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(1997-99年)の成果

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 2000-066, 60 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-066.pdf:4.51MB

日本原子力研究所は国内の諸機関との間でノルウェー・ハルデン市にあるハルデン沸騰型重水原子炉(HBWR)を利用した複数の共同研究を行っている。これらの共同研究の多くは、OECD/NEAハルデン原子炉計画(ハルデン計画)への原研の加盟期間の更新に合わせて、3年毎に更新する二者間の共同研究契約に基づいて実施している。本報告書は各共同研究について、その目的・内容及び1997年1月から1999年12月にわたる3年間の研究で得られた成果の概要をとりまとめたものである。今期3年間には、9件の共同研究を行った。このうち2件は契約期間中に研究を終了し、残り7件は次期期間(2000.1-2002.12)でも継続して研究を実施することとなった。

報告書

ハルデン原子炉計画における日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(1994-1996年)の成果

ハンデル共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 97-066, 84 Pages, 1998/01

JAERI-Tech-97-066.pdf:2.71MB

原研は国内の諸機関との間でノルウェー・ハルデンにあるハルデン沸騰型重水原子炉(HBWR)を利用した多くの共同研究を行っている。これらの共同研究は、OECD/NEAハルデン原子炉計画(ハルデン計画)への原研の加盟期間の更新に合わせて、3年毎に更新する二者間の共同研究契約に基づいて実施している。本報告書は、各の共同研究についてその目的、内容及び1994年1月から1996年12月に亘る3年間の研究で得られた成果の概要をとりまとめたものである。今期は10件の共同研究を行い、このうち2件が終了し、残り8件が時期期間への継続となった。研究項目は多岐にわたるが、その多くは、軽水炉燃料の高燃焼度化に対応した改良燃料や被覆管の照射挙動研究とプルサーマルの本格導入に備えたMOX燃料照射研究である。

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

長期冷却プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル測定

村上 清信; 小林 岩夫

JAERI-M 93-179, 107 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-179.pdf:2.67MB

本報告書は動力炉核燃料開発事業団から受託した、「照射済プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル調査」(昭和59年7月2日~昭和60年12月25日)で行ったガンマ線測定データ及び燃焼解析計算結果のデータ集として取りまとめたものである。測定した燃料はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料であり、照射後約15年間冷却されたものである。使用済MOX燃料の長期冷却後におけるガンマ線スペクトルデータを与える。

報告書

ハルデンHBWRによる燃料照射共同研究

市川 達生*; 柳澤 和章; 堂本 一成*; 横内 洋二*; 岩野 義彦*; 清野 赴*; 上野 信行; 渡海 和俊*; 近藤 吉明*; 寺西 智幸*

JAERI-M 84-031, 285 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-031.pdf:7.12MB

日本原子力研究所がOECDハルデン計画に参加して以来すでに17年が経過した。この間に原研のみならず共同研究を結んだ動燃事業団並びに民間原子力企業体がハルデン沸騰水型原子炉(HBWR:ノルウェー)にて照射試験を行った燃料集合体は36体に及んでおり、更に3体の照射が近いうちに予定されている。これら燃料体の照射試験は日本の軽水型原子炉の燃料研究と深く結びついたものであり、その成果は各社の燃料の研究開発に大きく貢献している。本報は第28回ハルデン委員会開催にあたり過去17年間の国産燃料体照射試験より得られた成果の概要を、ハルデン共同研究合同運営委員会委員がまとめたものであり、1部未解析の照射試験を除き殆んどのものが収録されている。

報告書

ジルカロイ-2被覆管の繰り返し応力による疲労破損に関する解析; ハルデン炉(HBWR)におけるPCMI照射実験成果

柳澤 和章; 斉藤 裕明*; 藤田 操

JAERI-M 82-155, 28 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-155.pdf:0.86MB

水炉、ジルカロイ被覆燃料棒は炉内照射中、中性子を吸収して脆性化し機械的弾性限を上げる。炉出力変動時、燃料棒は従って弾性的なふるまいをする。本報は炉内直径変化を経時的に18GWd/tUまで測定し、出力変動により発生した弾性的円周方向繰り返し応力と1)被覆管の疲労寿命、2)PCI-SCC破損との関連を調べた予備解析結果である。計算による解析結果によれば、軸力を考慮した棒をO'DONNEL設計曲線で評価した場合、出力変動幅42kw/m、発生弾性応力333MPaのとき、日負荷追従運転による疲労寿命は約8年となった。解析に用いた各燃焼度での棒の計算円周応力とハルデン過出力試験から得た計算円周応力を比較した。比較の結果、軸力考慮の棒は非破壊域にあった。最近の照射後試験の結果、棒は健全であった事が判明した。炉内では局所的に大きな弾性変形が出力の変動の席毎に発生したが、照射後試験ではその寸法変化が殆んど検出されなかった。

報告書

軽水炉燃料の初期起動時における燃料中心温度の評価 -ハルデン出力急昇試験研究成果

柳澤 和章; 藤田 操

JAERI-M 82-127, 53 Pages, 1982/09

JAERI-M-82-127.pdf:1.49MB

日本原子力研究所はノルウェー・ハルデン炉(HBWR)を用いてPCI破損機構解明を目的とした「ハンデル出力急昇試験」を昭和54年度から実施している。本報は軽水炉条件模擬下で基礎照射に入った現行17$$times$$17PWR、及び8$$times$$8PWR燃料につき初期起動時での燃料中心温度の評価を行なった結果である。解析は初期製造ギャップ及び棒内充填純ヘリウム加圧量を数種類にかえた時の、燃料棒の中心温度の照射下ふるまいを運転出力に対して行なった。本報の特色は現在実用炉にて使用されている現行標準及び1部改良国産燃料体(PWR9本、BWR6本)に対し、それらの照射下に於ける熱的ふるまいの解析を目的として、燃料中心温度及び棒内プレナム部ガス圧力等を棒の運転出力に対して経時的に再現性良く求めた点にある。データには一般性があり得た結果はそのまま実用炉の燃料棒にも適用できるところが多い。

報告書

IFA-508および515の照射実験計画とIFA-508に関するデータ速報

柳澤 和章

JAERI-M 7530, 70 Pages, 1978/02

JAERI-M-7530.pdf:1.76MB

原研では1967年以来国際協力の一環としてOECDハルデンプロジェクト(ノルウェー)に加盟している。当研究室ではハルデン炉(HBWR)のもつ優秀な炉設計装装置を利用して燃料棒中のペレット-被覆管の相互作用(Pellet-Clad Interaction;PCI)の挙動解析のために直径測定用のリブを準備した。現在それを用いた照射がHBWRにおいて進行中であるが、本論ではHBWRによる照射実験計画について述べるとともに、1977年6月~8月までのIFA-508(I)についてのデータを速報する。

報告書

プログラムFREG-3を使用したIFA-224燃料中心温度測定結果の解析

原山 泰雄; 泉 文男

JAERI-M 6878, 29 Pages, 1977/01

JAERI-M-6878.pdf:0.78MB

プログラムFREG-3の確証の為、ハルデン計装燃料IFA-224の中心温度測定結果とFREG-3の計算結果の比較を行なった。その結果、FREG-3の計算結果は、測定値のペレット中心温度よりも一般的にやや高い中心温度を与えることが分った。このことは、蓄積熱量の評価に必要な温度分布としてFREG-3の計算結果の使用は安全側になることを意味する。

口頭

Safety consideration for the introduction of new fuels and materials

鬼沢 邦雄

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故以降、OECD/NEA加盟国等で新たな燃料・材料の開発が進められている。この燃料・材料開発の目的は、原子炉の事故、特に過酷事故への耐性を強化し、それにより原子炉の安全性を向上することである。そのような燃料の開発にあたっては、従来の燃料と同様に、燃料に関わる安全機能を維持するために多くの情報が必要である。燃料の安全性は、過酷事故時だけでなく、通常運転時、設計基準事故時、さらには輸送時等も含めて確認する必要がある。また、新燃料の安全性を確認するためには、信頼性の高い実験データベースと解析ツールを準備する必要がある。そのため、安全性に関する判断のための技術基盤として重要な情報である炉内照射データを収集する点で、試験炉とホットラボが重要な役割を担っている。本発表では、新燃料の開発や設計に関して、考慮すべき様々な条件下での安全上の要求事項を説明する。また、原子力機構の施設を例として試験炉やホットラボを利用する実験の重要性を述べる。

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