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堀井 雄太; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 山田 忠久*; 古澤 尚也*; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154799_1 - 154799_20, 2024/01
被引用回数:3 パーセンタイル:80.03(Materials Science, Multidisciplinary)MOX燃料の照射により生成する主要なFPであるNdO及びSmO、模擬FPとして添加したMOXの熱伝導率を評価した。MOX中の模擬FPの均質性の観点から熱伝導率を評価するため、ボールミル法及び溶融法で作製した2種類の粉末を用いて、Nd及びSmの均質性が異なる試料を作製した。模擬FPが均質に固溶した試料では含有量が増加するにしたがってMOXの熱伝導率が低下するが、不均質な模擬FPは影響を及ぼさないことが分かった。熱伝導率に対するNd及びSmの影響を古典的フォノン輸送モデル=(A+BT)を用いてNd/Sm依存性を定量的に評価した結果、A(mK/W)=1.7010 + 0.93C + 1.20C, B(m/W)=2.3910と表された。
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:3 パーセンタイル:30.60(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。
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:2 パーセンタイル:24.93(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.
勝身 俊之; 吉田 康人*; 中川 燎*; 矢澤 慎也*; 熊田 正志*; 佐藤 大輔*; Thwe Thwe, A.; Chaumeix, N.*; 門脇 敏
Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 16(2), p.21-00044_1 - 21-00044_13, 2021/00
被引用回数:8 パーセンタイル:43.65(Thermodynamics)水素/空気予混合火炎の動的挙動の特性に及ぼす二酸化炭素と水蒸気の添加の影響を実験的に解明した。シュリーレン画像により、火炎面の凹凸が低い当量比で明瞭に観察された。火炎半径が大きくなると共に伝播速度は単調に増加し、火炎面の凹凸の形成に起因する火炎加速が生じた。不活性ガスの添加量を増やすと、特にCO添加の場合、伝播速度が低下した。さらに、マークスタインの長さと凹凸係数が減少した。これは、COまたはHOの添加が水素火炎の不安定な動きを促進したことを示してあり、拡散熱効果の強化が原因であると考えられる。水素火炎の動的挙動の特性に基づいて、火炎加速を含む伝播速度の数学モデルで使用されるパラメータが得られ、その後、さまざまな条件下での火炎伝播速度が予測された。
宇田川 豊; 更田 豊志*
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08
This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.
上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*
Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05
被引用回数:4 パーセンタイル:35.54(Nuclear Science & Technology)高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。
細馬 隆
JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08
プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。
小室 雄一; 酒井 友宏*
JAERI-Data/Code 96-002, 73 Pages, 1996/02
臨界安全評価コードシステムJACSに含まれるモンテカルロ臨界計算コードMULTI-KENO-3.0と多群定数ライブラリー137群MGCL-J3との組み合わせで、水反射、水減速の均質MOX燃料の臨界条件(推定臨界質量、推定臨界下限質量、推定臨界球体積、推定臨界下限球体積)を算出した。得られた値は、米国の基準ANSI/ANS-8.12(1987)と矛盾のないことを確認した。本臨界条件は、プルサーマル用MOX燃料加工施設の臨界安全性評価等に活用できる。
岩井 孝; 高橋 一郎; 半田 宗男
Journal of Nuclear Science and Technology, 25(5), p.456 - 463, 1988/05
被引用回数:4 パーセンタイル:46.58(Nuclear Science & Technology)新設計のプルトニウム粒子除去用円筒フィルターを備えた、放出ガス測定装置を用いて、ウラン・プルトニウム混合炭化物およびウラン炭化物燃料の放出ガスを1473、1673,1873Kで測定した。保管中、燃料表面に吸着した水分は、1473Kでほとんど反応し、HとCOを生じた。さらに高温では炭化物中に固溶した酸素が、その固溶体と平衡するCO圧に応じてCOを放出することが判った。また、平衡CO圧は超化学量論組成の燃料が、化学量論組成より高いことを明らかにした。これらの放出ガスは、燃料ピンの健全性の点から考えると、量的には少なく内圧の上昇には大きな寄与をしないが、ガス相を介したFCCIに影響を与えるかもしれない。
大道 敏彦; 福島 奨
JAERI-M 82-069, 15 Pages, 1982/06
UO,(U,Pu)Oの熱伝導度ならびにその温度依存性が実用原子炉-軽水炉、高速増殖炉-内での照射により、どのように変化するかを、酸化物燃料の熱伝導に関する諸報告を参考にしながら検討した。燃料の低燃焼度時と高燃焼度時とに大別し、それぞれで燃料ペレット内で起る諸現象-燃料組織再編成、燃料構成元素である酵素、プルトニウムなどの再分布および核分裂生成物の蓄積など-熱伝導度の値に与える効果を論議した。
稲辺 輝雄; 斎藤 伸三; 柳原 敏
JAERI-M 9178, 23 Pages, 1980/11
NSRRにおいては、これまで軽水炉用酸化ウラン燃料の反応度事故時における破損挙動を調べるための実験研究を進めてきたが、これに加えて、昭和54年度から動燃事業団との共同研究として、熱中性子炉用プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の破損挙動に関する実験研究を実施することとし、昭和55年度末の実験開始を目標に準備作業を進めてきた。この作業の一環として、混合酸化物燃料実験用に開発・試作したカプセルを用い、UO燃料を試験燃料としてNSRRの炉内実験に供し、実験物の核特性、燃料破損に対するカプセルの健全性ならびにジルカロイ-水反応による発生水素圧の影響等を確認した。本稿ではこの予備実験の結果について述べる。
Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一
no journal, ,
Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of Kr-to-Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.
林崎 康平; 廣岡 瞬; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 齋藤 浩介
no journal, ,
Zirconolite (CaZrTiO, x=0.8-1.3) is expected ceramic with its high chemical stability, radiation tolerance, and ability to contain Pu as solid solution in its crystal structure. Fabrication process of zirconolite using PuO as a raw powder have been studied, while there are no studies on that using (U,Pu)O (MOX) as a raw powder. In this study, (U,Ce)O as a MOX simulant, CaO, ZrO and TiO were used as raw powder and (U,Ce)-doped zirconolite was synthesized by pressing and sintering mixtures of the raw powder. The effect of three types of sintering atmospheres; air, Ar, and Ar-H on the synthesis of zirconolite was investigated. In an air atmosphere, (U,Ce)-doped zirconolite was obtained with almost 100% yield. In an Ar and 10%H-Ar atmosphere, perovskite (nominally expressed as CaTiO), which has lower chemical stability compared with zirconolite in SATP, were obtained in 13% and 23% yield, respectively. XRD and EDX analyses revealed that the perovskite phase was formed by partial substitution of reduced cerium cations (Ce) at Ca sites. The results were attributed to the fact that more Ce was reduced in the 10%H-Ar atmosphere than Ar.