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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

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00592_1 - 16-00592_9, 2017/06

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, core characteristic parameters at the beginning of cycle were evaluated by the best estimate deterministic and stochastic methodologies of ANL and JAEA. The results obtained by both institutions show a good agreement with less than 200 pcm of discrepancy in the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy in the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. The results by the stochastic and deterministic approaches were compared in each party to investigate impacts of the deterministic approximation and to understand potential variations in the results due to different calculation methodologies employed. Impacts of the nuclear data libraries were also investigated using a sensitivity analysis methodology.

論文

Comparative study on burnup characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

Under the cooperative effort of the Civil Nuclear Energy R&D Working Group within the framework of the U.S.-Japan bilateral, Argonne National Laboratory (ANL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been performing benchmark study using the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) design with metal fuel. In this benchmark study, the atomic number densities and core characteristics at the end of cycle were evaluated by the best estimate deterministic methodologies of ANL and JAEA. The atomic number densities of plutonium isotopes calculated by both institutions showed a good agreement with less than 0.5% of discrepancy, except for the atomic number density of Pu-241. The atomic number densities of americium and curium isotopes showed less than 6% of discrepancy. The results of core characteristics at the end of cycle obtained by both institutions showed a reasonably good agreement with less than 400 pcm of discrepancy on the neutron multiplication factor, and less than 3% of discrepancy on the sodium void reactivity, Doppler reactivity, and control rod worth. A burnup sensitivity analysis was employed to identify the major factors of the difference in the calculated atomic number densities at the end of cycle.

論文

Tradeoff analysis of metal-fueled fast reactor design concepts

Stauff, N. E.*; 大釜 和也; Aliberti, G.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/04

Within the framework of the U.S.-Japan bilateral, the Civil Nuclear Energy R&D Working Group (CNWG), a core design study was conducted by ANL and JAEA. Its objective was to compare the core performance characteristics of metal-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) developed with different design preferences: JAEA preferred a loop-type primary system with high coolant temperature, while ANL targeted a pool-type primary system with a conventional coolant temperature. The comparative core design study was conducted based on the 3530 MWth Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) metallic-fuel core concept. This study confirms that both metal fueled SFR core concepts developed by ANL and JAEA based on different design preferences and approaches are viable options.

論文

Design study of a 750 MWe Japan sodium-cooled fast reactor with metal fuel

大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04

Under the collaborative research of Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the metal fuel core concept has been studied. In this study, a 750 MWe sodium-cooled fast reactor (SFR) with metal fuel designed in a past/precedent study was reevaluated considering the irradiation behaviors of metal fuel such as axial elongation and bond-sodium redistribution, which have significant impacts on the core characteristics such as the multiplication factor and sodium void reactivity worth. The result of reanalysis indicated that the sodium void reactivity worth of the core became higher than that evaluated in the past study, so the redesign of the core was performed to improve the sodium void reactivity worth. To redesign the core, correlations of the sodium void reactivity worth and the dimension of the core and fuel subassemblies was investigated by survey calculations. Based on the results, specifications of the redesigned core were selected. The characteristics of the redesign core were evaluated. To verify the deterministic calculation results, the core characteristics of the redesign core were compared with those by a contentious-energy Monte Carlo simulation with precise geometry modeling, which can provide reference solutions. The both calculations agreed well, and the improvements of core characteristics of the redesign core were verified.

論文

Comparative study on neutronics characteristics of a 1500 MWe metal fuel sodium-cooled fast reactor

大釜 和也; Aliberti, G.*; Stauff, N. E.*; 大木 繁夫; Kim, T. K.*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 6 Pages, 2016/06

日米二国間協力枠組による民生原子力研究開発ワーキンググループにおける国際協力の下、アルゴンヌ国立研究所(ANL)および原子力機構は、JSFR金属燃料炉心のベンチマーク研究を実施してきている。このベンチマーク研究では、ANLおよび原子力機構の決定論最確評価手法およびモンテカルロ法により、平衡サイクル初期の炉心核特性を評価した。ANLおよび原子力機構の解析結果は、中性子増倍率において200pcm以下の差で、ナトリウムボイド反応度、ドップラ係数および制御棒価値において3%以下でよく一致した。決定論による近似の影響を分析するとともに、解析手法の違いによる結果への影響を把握するため、決定論およびモンテカルロ法の計算結果を比較した。また、核データライブラリの違いによる影響を感度解析法により分析した。

論文

Distillation of cadmium from uranium-plutonium-cadmium alloy

加藤 徹也*; 飯塚 政利*; 井上 正*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 340(2-3), p.259 - 265, 2005/04

 被引用回数:18 パーセンタイル:19.94(Materials Science, Multidisciplinary)

溶融塩電解精製で回収した、ウランを2.9wt.%、プルトニウムを8.7wt.%含むウラン-プルトニウム-カドミウム三元合金中のカドミウムを蒸留して、ウラン-プルトニウム二元合金を得た。約10gの三元合金を用い、蒸留は減圧下で行った。1073Kで蒸留した後の回収物中のカドミウム残留量は0.05wt.%未満であり、物質収支もよく一致した。回収物は緻密なウラン-プルトニウム二元合金であることを、SEM観察で確認した。また、蒸発したカドミウムのほぼ全量を回収することができた。

報告書

Neutronic study on seed-blanket type reduced-moderation water reactor fuel assembly

Shelley, A.; 久語 輝彦; 嶋田 昭一郎*; 大久保 努; 岩村 公道

JAERI-Research 2004-002, 47 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-002.pdf:3.08MB

高転換,負のボイド係数,高燃焼度の達成を目指すMOX燃料シード・ブランケット型燃料集合体によるPWR型低減速軽水炉の核的検討を行った。集合体燃焼計算結果から、シード燃料棒を内側15層(S15),ブランケット燃料棒を外側5層(B5)に配置したS15B5配列が推奨できる。集合体軸方向構成を最適化した結果、S15B5配列に対して、シード部高さ1000mm$$times$$2,内部ブランケット高さ150mm,軸ブランケット高さ400mm$$times$$2の構成が高転換を得るうえで最良である。本構成により、転換比1,炉心部平均燃焼度38GWd/tが達成された。さらに、シード部高さ500mm$$times$$2とすれば、炉心部平均燃焼度45GWd/tが達成可能であり、その場合、転換比は1よりわずかに小さい0.97となる。両構成ともボイド係数,燃料温度係数は負である。MOX燃料の代わりに金属燃料やトリウムを母材とする燃料(T-MOX:PuO$$_{2}$$+ThO$$_{2}$$)を使用した場合の検討を加えた。金属燃料では、転換比は向上するが、ボイド係数は悪化し、一方、T-MOXでは、ボイド係数は改善するが、転換比は減少する。

報告書

核燃料再処理環境中におけるジルコニウムの応力腐食割れに関する研究

加藤 千明

JAERI-Research 2003-013, 143 Pages, 2003/08

JAERI-Research-2003-013.pdf:22.12MB

本論文は核燃料再処理環境中におけるジルコニウムの応力腐食割れ(SCC)に関する研究成果をまとめたもので、全文7章から成っている。1章では背景及び目的を述べた。2章では試験装置を説明した。3章では沸騰伝熱面においては硝酸の酸化力が高まり沸騰伝熱面においてSCCが生じる可能性を示した。4章ではSSRT試験からSCC感受性は硝酸濃度と温度により大きくなり、切り欠き部でSCC感受性が大きくなることを示した。また、SCC感受性は結晶配向性に影響され、圧延方向と割れ進展面が一致する面で大きくなることを示した。5章では、溶接部のSCC感受性に関して(0002)面の存在量が多いHAZ/母材境界部にてSCC感受性は高くなることを示した。6章では、硝酸の高い酸化力発生機構に関して考察し、沸騰伝熱面における酸化還元電位の上昇は、沸騰バブル相にNO$$_{2}$$等のガス状窒素酸化物成分が移行し溶液から絶えず排除されることでHNO$$_{2}$$の熱分解が加速されることにより生じることを明らかにした。7章では、総括を述べた。

報告書

Modeling of fuel performance and fission product release behaviour during HTTR normal operation; A Comparative study on the FZJ and JAERI Modeling approach

Verfondern, K.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Research 2000-067, 127 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2000-067.pdf:6.64MB

HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために、ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した。計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った。その結果、追加破損率は製造時の2倍程度の約5$$times$$10$$^{-6}$$と予測された。安全裕度を見込んだ安全評価では、最大1$$times$$10$$^{-3}$$の破損率となった。燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は、銀で10%(ノミナル値),50%(安全評価値)と評価された。同様に、ストロンチウム(ノミナル値1.5$$times$$10$$^{-3}$$,安全評価値3.1$$times$$10$$^{-2}$$),セシウム(ノミナル値5.6$$times$$10$$^{-4}$$,安全評価値2.9$$times$$10$$^{-2}$$)と評価された。セシウムの結果は、原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した。さらに、ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い、データベースの拡充が必要であるとの結論を得た。

論文

Irradiation behavior of microspheres of U-Zr alloys

小川 徹; 尾形 孝成*; 伊藤 昭憲; 宮西 秀至; 関野 甫; 西 雅裕; 石川 明義; 赤堀 光雄

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.670 - 675, 1998/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.03

金属燃料の照射挙動の基礎的理解のために、U-Zr合金微小球を調製しその照射試験を行った。U-Zr合金液滴をHe中を落下凝固させることにより微小球とした。それを各1粒ずつ、Zr箔にくるみ、石英管封入したものをJRR-3キャプセルに装荷した。照射中は外部電気ヒーターにより、温度を正確に制御した。温度は723,873,973K、燃焼率は最大1.5at%であった。照射後に、石英管内に放出されたFPガスの定量、粒子の寸法測定、断面のSEM/EPMA観察を行った。また、結果を金属燃料挙動解析コードによる予測結果と比較考察した。

報告書

ウラン-ジルコニウム固溶体合金のクリープひずみ速度測定試験

尾形 孝成*; 赤堀 光雄; 小川 徹

JAERI-Tech 96-052, 18 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-052.pdf:0.92MB

小さなU-Zr合金試料のクリープひずみ速度を測定するため、圧縮-保持した場合の応力緩和挙動に基づく評価方法を考え、757~911$$^{circ}$$Cの範囲でU-10wt%Zr合金のクリープひずみ速度の測定に適用した。測定試験の結果、試料のひずみ量が適切で、かつ十分な荷重の変化量が観測される場合には、今回用いた評価方法は有効であると判断された。得られたU-10wt%Zr合金のクリープ速度は、U金属に対する実験値やU-Pu-Zr合金に対する評価式に比べて格段に小さな値を示した。しかし、今回の測定結果には、試料に含まれていた析出物の影響等が現れていると考えられるため、今後より注意深い試験データの蓄積が必要である。

報告書

FCAを使った金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬体系におけるナトリウムボイド反応度価値の測定と解析

大井川 宏之; 飯島 進

JAERI-Research 95-007, 93 Pages, 1995/02

JAERI-Research-95-007.pdf:2.7MB

高速炉のナトリウムボイド係数の予測精度向上に資することを目的として、FCAを使った金属燃料高速炉模擬体系XVI-1及びXVI-2、並びに、酸化物燃料高速炉模擬体系XVII-1の3集合体においてナトリウムボイド反応度価値を測定した。測定結果をJENDL-2、JENDL-3.1及びJENDL-3.2を用いて計算と比較し、ナトリウムボイド反応度価値を構成する非漏洩項及び漏洩項それぞれについて計算精度を評価した。

論文

Verification of fission product release model from High Temperature Engineering Test Reactor fuel

沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.842 - 850, 1992/09

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体は、燃料棒と六角柱状の黒鉛ブロックから構成される。燃料棒は、被覆燃料粒子と黒鉛粉末からなる燃料コンパクト及び黒鉛スリーブで構成される。燃料は、低濃縮二酸化ウランの燃料核を、内側から低密度熱分解炭素(PyC),高密度PyC層、炭化ケイ素層、高密度PyC層で被覆した被覆燃料粒子である。HTTR燃料体から放出される核分裂生成物の量を評価するために、解析モデルを開発した。希ガス及びヨウ素の放出割合は、破損燃料粒子照射試験で得られた$$^{88}$$Krの放出データを基に計算する。金属性核分裂生成物の燃料核、被覆層、燃料コンパクト、黒鉛スリーブ中の移行は、拡散過程としてモデル化している。これらの解析モデルの妥当性を示すために、炉内試験において測定された放出割合と計算値の比較を行った。その結果、これらのモデルはHTTR燃料に十分適用できることが分かった。

論文

Demixing of U-Zr alloys under a thermal gradient

小川 徹; 岩井 孝; 倉田 正輝*

J. Less-Common Met., 175, p.59 - 69, 1991/00

U-Zr、U-Pu-Zr合金燃料は照射下での温度勾配によって、内部で組成の再分布を生じ、径方向に3つの領域を形成する。この現象を、相分離を伴う熱拡散過程として捉え、数値解析によって再現するモデルを提出した。これらの合金系に特異な熱力学的性質と輸送特性の組合せが、顕著な物質再分布の原因となっていることを明らかにした。

報告書

Core design study for hybrid type trans-uranium nuclides incineration plant, Part 1; Concept

高田 弘; 神野 郁夫; 滝塚 貴和; 赤堀 光雄; 西田 雄彦; 金子 義彦

JAERI-M 90-131, 18 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-131.pdf:0.59MB

原子力エネルギーが環境保全の観点からクリーンであるという社会的理解を得るために必要なことの一つに放射性廃棄物処理の技術を確立することがある。ここでは、大強度陽子加速器により駆動される超ウラン元素消滅プラントの炉心設計研究を行なった。標準炉心は、Am-Cm-Pu-YとNp-Pu-Zrの金属燃料とタングステンターゲットより成り、液体ナトリウムで冷却されている。この炉心では、100万キロワット電気出力の軽水炉7.6基分の超ウラン元素を消滅する能力があることが示された。また、燃料体が1000MWD/tonの燃焼度に耐えると仮定すると、初期炉心に装荷した$$^{237}$$Npの中、36%が消滅されることになる。この間の反応度の変動は5.3%$$Delta$$k/kであり、十分臨界未満に保たれる。

論文

Development of the SESAME metallic fuel performance code

小林 嗣幸*; 木下 幹寿*; 服部 禎男*; 小川 徹; 坪井 靖*; 石田 政義*; 小川 伸太*; 斎藤 裕明*

Nuclear Technology, 89, p.183 - 193, 1990/02

 被引用回数:18 パーセンタイル:15.16(Nuclear Science & Technology)

金属燃料の定常時挙動解析のための簡易コードSESAMEを開発した。FPガス放出、スウェリング、物質再分布、ボンドナトリウム浸入、軸方向伸びといった現象の予測を可能にする単純なモデル体系を構成した。同コードを用いて、既存の照射データを良く説明できることを明らかにした。

報告書

TRU消滅処理炉用燃料ならびに燃料サイクルの成立性に関する検討; TRU消滅処理炉の設計研究,IV

小川 徹; 向山 武彦; 高野 秀機; 滝塚 貴和; 鈴木 康文; 刑部 真弘*

JAERI-M 89-123, 38 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-123.pdf:1.25MB

TRU消滅処理炉の設計研究のなかで、Na冷却金属燃料専焼炉(M-ABR)及びHe冷却粒子燃料専焼炉(P-ABR)の2種の炉について、燃料の概念的構成について提案するとともに、それらの燃料型の成立性に係る問題点について検討した。また、高温化学再処理法に基づいて専焼炉と一体化したTRU燃料サイクル施設について、基礎化学の立場からの検討を行うとともに、工学上の問題点の摘出を行った。

論文

金属燃料の熱力学特性の理論的評価

小川 徹; 岩井 孝

FBR金属燃料サイクルの成立性評価、金属燃料挙動解析コードの開発、その2; 簡易解析コードの改良・検証と詳細解析コードの基本設計、電力中央研究所報告, p.232 - 244, 1989/00

状態図ならびに幾つかの境界条件に基づいて合金系の熱力学的特性を理論的に推足するための手法を開発し、一連のプログラムを作成した。ここでは断片的な熱力学データ、さらに種々の理論に基づく仮説などを含めることができる。モデルでは、液体型合金の熱力学的特性をRedlich-kister型の表式によってとらえ、相互作用パラメータを導入して各成分元素の部分モル自由エネルギーを表す。このモデルを用いてU-Zr系合金の熱力学諸量を推定した。本報告は、昭和63年度原研-電中研共同研究として原研が担当し実施した研究成果であり、金属燃料の照射挙動解析に関する電中研、原研等の共同研究報告書に含まれるものである。

論文

Cladding embrittlement and fuel rod failure threshold under reactivity initiated accident condition

柳原 敏; 塩沢 周策

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(11), p.897 - 905, 1987/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.54(Nuclear Science & Technology)

原研NSRRにおいて反応度事故時における軽水炉燃料の破損挙動を究明するための実験を行い、照射後燃料棒の金相観察及び解析により、燃料棒の破損原因を検討した。冷却条件や仕様を変えて照射実験した燃料棒の金相観察の結果、これらの条件により、破損しきい値は異なるものの、破損の原因は全て酸化脆化であることが分かった。また、破損した被覆管は常に溶融により薄肉化しており、この領域は完全に脆化していた。さらに、被覆材内の酸素の拡散挙動を評価し、被覆管が完全に脆化するには、その温度が融点に達して薄肉化する必要があることが分かった。これは金相観察の結果と良く一致する。従って、燃料棒の初期破損は、被覆管温度が融点に達したか否かにより評価することができる。この結果は、反応度事故解析において、新しい仕様を持つ燃料棒の破損しきい値の推定や、様々な条件下における燃料棒の破損の有無を評価する上で有用である。

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