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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

A Study on transmutation of LLFPs using various types of HTGRs

高良 和樹*; 中屋 裕行*; 松浦 秀明*; 後藤 実; 中川 繁昭; 島川 聡司*

Nuclear Engineering and Design, 300, p.330 - 338, 2016/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:56.34(Nuclear Science & Technology)

原子力機構で検討が進められている複数の高温ガス炉のLLFP核変換性能を評価した。解析コードにはMVP-BURNを使用した。小型高温ガス炉およびプルトニウム燃焼用高温ガス炉を用いたLLFP核変換の評価の結果、高温ガス炉によるLLFP核変換の有効性が示された。

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。

論文

Development of Reduced-Moderation Water Reactor (RMWR) for sustainable energy supply

岩村 公道; 大久保 努; 呉田 昌俊; 中塚 亨; 竹田 練三*; 山本 一彦*

Proceedings of 13th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2002) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10

我が国における持続可能なエネルギー供給を確保するため、原研は原電及び日立と共同で低減速スペクトル炉(RMWR)の研究開発を実施した。RMWRは、燃料の有効利用,プルトニウム多重リサイクル,高燃焼度・長期サイクル運転が可能な軽水炉であり、中性子の減速を抑えて転換比を向上させるため、稠密格子MOX燃料集合体を使用している。またボイド反応度係数を負にするため扁平炉心を採用した。1,356MWの大型炉と330MWの小型炉の設計を行った。大型炉心では転換比1.05,燃焼度60GWd/t,運転サイクル24ヶ月の性能が達成できた。7本ロッドの限界熱流束実験を実施し、熱流動的成立性を確認した。

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。

報告書

高燃焼度フルMOX-BWR炉心の核特性の検討

白川 利久*; 大久保 努; 落合 政昭

JAERI-Research 98-047, 46 Pages, 1998/08

JAERI-Research-98-047.pdf:1.79MB

運転サイクル3年程度、燃料交換頻度4バッチそして燃焼度100GWd/t以上を目指した全MOX高燃焼度BWR炉心の核的検討を行った。ベース炉心は、135万kWe級US版ABWRに9$$times$$9型燃料集合体を装荷して構成した。可燃性毒物ガドリニアの濃度を調製するとともに水棒の有無や被覆管直径変更により水対燃料体積比を変えて検討した。比較的高減速、中間減速と比較的定減速の燃料集合体について、2次元XY燃料集合体セル計算を汎用核計算コードシステムSRAC95で実施した。3ケースとも上記目標が達成可能と考えられる。比較的定減速の燃料集合体は、プルトニウム使用量は多くなるが、長期間燃焼により総発熱量は多くなる。加工費、使用済み燃料貯蔵費の観点からは有利と思われる。このケースについては、3次元XYZ炉心燃焼計算を同コードシステムで実施した。線出力密度が低く、全制御棒引き抜き運転が可能と思われる結果が得られた。

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。

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。

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