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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

Research and development on pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation in JAEA

林 博和; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 津幡 靖宏

NEA/NSC/R(2017)3, p.427 - 432, 2017/11

原子力機構におけるMA核変換用窒化物燃料の乾式処理技術の研究開発の進捗について、窒化物燃料の乾式処理主要工程の装置開発の状況を中心に紹介する。装置開発については、溶融塩電解における燃料溶解速度の向上を目指した陽極、及びCd電極に回収した金属元素の再窒化試験を100グラムCd規模で実施する装置の開発について報告する。

論文

Oxidation and reduction behaviors of a prototypic MgO-PuO$$_{2-x}$$ inert matrix fuel

三輪 周平; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 487, p.1 - 4, 2017/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.02(Materials Science, Multidisciplinary)

MgOを母材としたPuO$$_{2-x}$$含有イナートマトリックス原型燃料の酸化還元挙動を熱分析により調べ、MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の酸化還元速度を実験的に決定した。MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の酸化還元速度はPuO$$_{2-x}$$試料に比べ低くなった。また、高い酸素分圧条件において、MgO-PuO$$_{2-x}$$試料の定比からのO/Pu比の変化はPuO$$_{2-x}$$試料に比べ小さくなることがわかった。これより、MgOを母材にすることによりイナートマトリックス燃料からの酸素供給及び放出が抑制されることがわかり、被覆管酸化等の観点で懸念となる高い酸素ポテンシャルを有するマイナーアクチニド酸化物の母材としてMgOが有効であることがわかった。

論文

Numerical study on LBE flow behavior of the TEF-T LBE spallation target at JAEA

Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信

Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10

To solve basic technique issues for the accelerator-driven system (ADS), Atomic Energy Agency (JAEA) will construct the ADS Target Test Facility (TEF-T) within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project. A Lead-Bismuth Eutectic (LBE) spallation target with a Beam Window (BW) will be installed at TEF-T. LBE will be adopted as spallation material as well as coolant. For the TEF-T target, an annual channel was made between the outside LBE vessel and inner tube to flow the LBE. Computational Fluid Dynamics (CFD) analyses results showed that some stagnant regions exist at the center of BW and in the inner tube. Temperature in these regions are high and might deteriorate the soundness of target vessel. The purpose of this study is to optimize the LBE flow to decrease the temperature with the expectation that the safety margin of target can be improved in consequence. Efficient methods were developed to achieve this objective with minimizing the modification of target structure. Firstly, additional slits were made to flow LBE to reduce the stagnant region in the inner tube. Moreover, fin-type flow guides were added to reduce the stagnant region at the center of BW. As a result, the stagnant region in the inner tube was almost reduced and the stagnant region was moved away from the center of BW approximately 10 mm. Maximum temperature and thermal stress on the BW were consequently decreased.

報告書

鉛ビスマス冷却加速器駆動システムの熱設計,1; 定格運転条件に対する熱流動解析

秋本 肇; 菅原 隆徳

JAEA-Data/Code 2016-008, 87 Pages, 2016/09

JAEA-Data-Code-2016-008.pdf:15.62MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動システム(ADS)の基本設計に資するため、定格運転時の熱流動解析を行った。概念設計で得られた機器の性能諸元と寸法を整理し、ADS設計解析コード用入力データを作成した。急峻な半径方向出力分布を有するADSの炉心部分を詳細にモデル化し、炉心内の3次元的な流体混合が炉心冷却に与える影響を評価した。定格運転時の熱流動解析の結果から、(1)定格運転時の最高被覆管表面温度と最高燃料中心温度は設計制限値を下回る。(2)燃料集合体間の冷却材流量配分に対する半径方向出力分布の影響は小さい。急峻な半径方向出力分布がある場合でも炉心加熱区間入口における冷却材流量分布はほぼ平坦である。(3)燃料棒表面における熱伝達率に対する半径方向出力分布の影響は小さい。出力の違いに伴う被覆管表面温度の差異は、主に燃料棒に隣接する冷却材温度の違いにより決定される。(4)蒸気発生器4基における熱水力学的挙動は対称である。また、主循環ポンプ2基における熱水力学的挙動も対称である。ことがわかった。詳細な計算で明らかとなって熱水力学的挙動を踏まえて入力データを簡素化した簡易モデルを作成した。

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation; Improvement of prediction accuracy for MA-related integral parameters based on cross-section adjustment technique

横山 賢治; 丸山 修平; 沼田 一幸; 石川 眞; 竹田 敏一*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.1906 - 1915, 2016/05

As a part of the ongoing project "Study on Minor Actinides Transmutation Using Monju Data," MA-related integral experimental data in the world have been extensively collected and evaluated with most-detailed analysis methods. Improvement of analysis prediction accuracy for fast reactor core parameters based on the cross-section adjustment technique has been investigated by utilizing the newly-evaluated MA-related and existing general, i.e. not only specific to MA-related, integral experimental data. As a result, it is found that these data enable us to significantly improve the prediction accuracy for both the MA-related and general nuclear parameters. Furthermore, the adjustment result shows possibilities of the integral experiment data to make feedback to the differential nuclear data evaluation.

論文

Development of a fast reactor for minor actinides transmutation, 1; Overview and method development

竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09

本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。

報告書

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム用熱設計解析コードの整備

秋本 肇

JAEA-Data/Code 2014-031, 75 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-031.pdf:37.23MB

鉛ビスマス冷却加速器駆動核変換システム(ADS)の熱設計解析に資するため、軽水炉過渡解析コードJ-TRACをコードの骨組みとして、ADS用熱設計解析コードを整備した。軽水炉, ナトリウム冷却高速炉に対する安全解析及びこれまで行われたADSに対する熱流動解析を対象としてADS用熱設計解析コードに必要な解析機能を摘出した。J-TRACコードに不足する解析機能を追加するため、鉛ビスマス共晶合金(LBE), アルゴンガス, 窒化物燃料の物性値ルーチン並びに液体金属に対する強制対流領域における壁面熱伝達率相関式をJ-TRACコードに組み込んだ。LBE単相流の圧力損失解析、窒化物燃料集合体の熱伝達解析、及び蒸気発生器熱伝達解析を行い、追加した解析機能が所期の通りにJ-TRACコードに組み込めていることを確認した。

論文

Concept of transmutation experimental facility

大井川 宏之; 佐々 敏信; 菊地 賢司; 西原 健司; 倉田 有司; 梅野 誠*; 辻本 和文; 斎藤 滋; 二川 正敏; 水本 元治; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.507 - 517, 2005/11

J-PARC施設の一つとして、原研は核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。TEFは、核変換物理実験施設(TEF-P)とADSターゲット試験施設(TEF-T)で構成される。TEF-Pは、600MeV, 10Wの陽子ビームを入射できる臨界実験施設である。TEF-Tは、600MeV, 200kWの陽子ビームを用いる材料照射施設で、鉛ビスマスターゲットを設置するが、核燃料を使った中性子増倍は行わない。本報告では、実験施設の目的,概念設計の現状,想定する実験項目を示す。

論文

Design study around beam window of ADS

大井川 宏之; 辻本 和文; 菊地 賢司; 倉田 有司; 佐々 敏信; 梅野 誠*; 西原 健司; 斎藤 滋; 水本 元治; 高野 秀機*; et al.

Proceedings of 4th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators, p.325 - 334, 2005/11

原研は、マイナーアクチニド(MA)の効果的な核変換を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原研が提案するADSは、熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉でMAとプルトニウムを混合した窒化物燃料を装荷する。鉛ビスマスは入射陽子ビームによる核破砕反応で中性子を発生させるターゲットとしても使用される。本研究では、ビーム窓周辺の設計に焦点を絞ったADSの成立性について検討した。ホットスポット燃料ピンの冷却性確保のために、ターゲット領域とダクトレス燃料集合体の間に隔壁を設けた設計とした。また、ビーム窓の冷却を効果的に行うように、流調ノズルを設けた。熱流動解析の結果、最大ビーム出力30MW時においても、ビーム窓の外表面最高温度を摂氏500度以下に抑制できることがわかった。外圧とビーム窓内の温度分布の結果生じる応力も、許容制限値以下となった。

論文

Fabrication and electrochemical behavior of nitride fuel for future applications

荒井 康夫; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 344(1-3), p.180 - 185, 2005/09

 被引用回数:21 パーセンタイル:16.05(Materials Science, Multidisciplinary)

原研で進めているマイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の製造及び使用済窒化物燃料の乾式処理技術開発のための電気化学測定に関する研究成果を報告する。MA窒化物燃料の製造については、高純度窒化物合成のための炭素熱還元,MAを含む窒化物固溶体形成及び窒化物の焼結挙動について報告する。乾式処理技術開発のための電気化学測定については、塩化物溶融塩中での陽極溶解挙動,液体陰極回収挙動及び再窒化挙動について報告する。

論文

大強度陽子加速器施設(J-PARC)で期待される原子力科学

鬼柳 善明*; 永宮 正治*; 大山 幸夫; 池田 裕二郎; 大井川 宏之; 井頭 政之*; 馬場 護*; 岩崎 智彦*; 渡辺 幸信*; 石橋 健二*

日本原子力学会誌, 46(3), p.173 - 197, 2004/03

大強度陽子加速器施設J-PARCでは、断面積測定,遮蔽実験などのビーム利用実験ができること、また、II期工事に計画されている核変換実験施設は、原子力エネルギーに直接関係するものであるという理由から、このような研究に関係が深い原子力学会の炉物理,放射線工学,加速器・ビーム科学,核データの4部会が合同で、J-PARCを利用した研究について、企画セッションなどを通して検討してきた。本特集は、そこでまとめられた研究計画について述べたものである。また、検討された研究を、さらに効率的・発展的に進めるための提案にも言及している。プロジェクト側から施設建設状況と実験施設の利用計画について、次いで4つの関係部会からの研究提案について詳細を述べる。

報告書

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 2000 - March 31, 2001

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2002-005, 280 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-005.pdf:18.05MB

本報告書は、平成12年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成12年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究、新型燃料の研究,核変換システムの研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

論文

Transmutation of $$^{129}$$I using an accelerator-driven system

西原 健司; 高野 秀機

Nuclear Technology, 137(1), p.47 - 59, 2002/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.36(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド(MA)核変換のために設計された加速器駆動システム(ADS)を用いてヨウ素-129(I-129)を核変換するためのブランケットの概念検討を行った。このブランケットは、ヨウ化ナトリウム(NaI)と中性子を減速させるための水素化ジルコニウム(ZrH$$_{1.7}$$)からなり、MAの上下及び径方向の反射体と置換される。このブランケットを設置したADSによって年間250kgのMAと56kgのヨウ素を同時に核変換することができる。これはそれぞれ軽水炉10基分に相当する。また、将来において140基の高速増殖炉が導入された場合に対して、このADSの導入シナリオと核変換がなされたことによる利益(実際的効果)を検討した。その結果、2160年にほぼ平衡状態に達し、21基のヨウ素ブランケット付きADSが稼働していることがわかった。利益については地層処分との比較が行われ、核変換が行われていない場合に、将来の非常に長い期間にわたって地下から染み出るヨウ素の線量が、核変換によって現代の短い期間の線量になることが定量的に示された。

論文

Research on nitride fuel for transmutation of minor actinides

湊 和生; 荒井 康夫; 赤堀 光雄; 中島 邦久

Proceedings of American Nuclear Society Conference "Nuclear Applications in the New Millennium" (AccApp-ADTTA '01) (CD-ROM), 6 Pages, 2002/00

原研では、加速器駆動炉を用いたマイナーアクチノイドの核変換処理概念を提案しており、そこでは窒化物燃料を候補としている。窒化物燃料は、アクチノイド相互の固溶性に優れ、熱伝導率が高いとともに、硬い中性子スペクトルを実現できる。炭素-14の生成を避けるために窒素-15を用いる必要があるが、燃料の再処理に高温化学法を適用することにより、窒素-15を再利用することができる。ここでは、原研で行ってきた、窒化物燃料の調製試験,特性評価試験、及び照射試験についてまとめた。

報告書

階層型核変換システムにおけるMAの蓄積と核変換のマスバランス

西原 健司; 安藤 良平*; 高野 秀機

JAERI-Research 99-074, p.24 - 0, 2000/01

JAERI-Research-99-074.pdf:1.05MB

日本原子力研究所が提案している階層型核変換システムのマスバランスを解析し、併せてその導入効果を検討した。このために、まず、現行の軽水炉、プルサーマル軽水炉及び金属冷却高速炉からのマイナーアクチノイド(MA)生成を炉型、燃焼度、燃料毎にまとめた。核変換システム本体として、熱出力800MWのMA専焼炉を設定した。これはMA窒化物燃料を使用した鉛-ビスマス液体金属冷却の加速器駆動炉で、核変換効率は一基あたり250kg/年である。商業炉が単一の炉型によって構成されている場合について専焼炉内と炉外再処理工程のマスフローを見積もった。最後に、この核変換システムを2030年からいくつかの商業発電シナリオに沿って導入し、必要基数と核変換効果を検討した。

報告書

Proceedings of the 3rd Workshop on Neutron Science Project; Science and Technology in the 21st Century opened by Intense Spallation Neutron Source, March 17 and 18, 1998, JAERI, Tokai, Japan

中性子科学計画室

JAERI-Conf 99-003, 215 Pages, 1999/03

JAERI-Conf-99-003.pdf:14.79MB

平成10年3月17,18日に東海研において、「中性子科学研究計画」の進捗状況についての報告と本計画に関連して研究所内外の専門家との議論を行うために、第3回「中性子科学研究計画」に関するワークショップを開催した。本論文集は、ワークショップ後に投稿された論文等を編集したものである。

論文

Characterization of technetium-ruthenium alloys for transmutation of technetium metal

白数 淑郎; 湊 和生

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00

テクネチウム消滅処理のためのデータベースを構築するために、テクネチウム-ルテニウム合金の特性評価を行った。X線回折により求めたテクネチウム-ルテニウム合金の格子定数は、ルテニウム濃度の増加とともに減少し文献値ともよく一致していた。そして、X線回折及びSEM-EDXを用いてテクネチウム-ルテニウム合金の組成の均一性を確認した。また、レーザフラッシュ法によって熱拡散率を測定し、その熱拡散率、試料密度及び比熱容量の文献値から、テクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率を導出した。テクネチウムの熱伝導率がルテニウムよりも小さいこと、並びにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率が温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。

論文

Properties of technetium and technetium-ruthenium alloys for transmutation of technetium

湊 和生; 白数 淑郎

Proceedings of 2nd Japanese-Russian Seminar on Technetium, p.77 - 78, 1999/00

長寿命の核分裂生成物であるテクネチウムを消滅処理するために必要となる物性値のデータベースを構築するために、金属テクネチウム及びテクネチウム-ルテニウム合金を調製し、特性評価を行った。X線回折による相状態及び格子定数測定、液浸法による密度測定、光学顕微鏡による組織観察、SEM/EDXによる元素分布測定、レーザーフラッシュ法による熱拡散率測定、などを行った。熱拡散率から導出したテクネチウムの熱伝導率は、ルテニウムの熱伝導率よりも小さいこと、並びにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率は、温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。

論文

Preparation and characterisation of technetium metal and technetium-ruthenium alloys

湊 和生; 白数 淑郎

Proc. of 5th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning, p.223 - 230, 1998/00

テクネチウム消滅処理のためのデータベースを構築するために、金属テクネチウム及びテクネチウム-ルテニウム合金を調製し、特性評価を行った。X線回折により、テクネチウム-ルテニウム合金の格子定数は、ルテニウム濃度の増加により減少することを明らかにした。また、レーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定し、熱伝導率を導出した。テクネチウムの熱伝導率はルテニウムよりも小さいこと、ならびにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率は温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。

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