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論文

Experimental validation of tensile properties measured with thick samples taken from MEGAPIE target

斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。

論文

Post-irradiation examinations of annular mixed oxide fuels with average burnup 4 and 5% FIMA

Cappia, F.*; 田中 康介; 加藤 正人; McClellan, K.*; Harp, J.*

Journal of Nuclear Materials, 533, p.152076_1 - 152076_14, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

We present post-irradiation examination results on two type of annular mixed oxide fuel pins irradiated in the Fast Flux Test Facility (FFTF) sodium cooled reactor to an average burnup between 4% and 5% fission of initial heavy atom (FIMA). The pins differed only from the initial Pu content, which was 22 wt% and 26 wt%, respectively. The overall performance of the pins was excellent, in line with previous historical results. The pins with higher Pu content experienced higher irradiation temperatures which influenced the fission gas release, fuel swelling, and Cs distribution compared to the other pins. All the post-irradiation examinations results are discussed against the irradiation parameters. In particular, the pins with higher initial Pu content, i.e., 26 wt%, experienced higher power that resulted in enhanced fission gas release compared to the other two pins with 22 wt% initial Pu content. For the pins with higher fission gas release, onset of Cs redistribution was observed. The two pins that had lower initial Pu content and burnup showed a Cs axial distribution similar to the as-produced one.

論文

Investigation of the impact of the prediction accuracy of the burn-up code system SWAT4.0 on neutronics calculation

多田 健一; 崎野 孝夫*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は最も重要な課題の一つである。この燃料デブリの臨界安全解析に燃焼度クレジットを適用することが望まれている。原子力機構では使用済み燃料の核種組成の参照解を与える燃焼計算コードとしてSWAT4.0を開発している。このSWAT4.0を用いた使用済み燃料の核種組成が燃焼度クレジットに適用できるかどうかを検証した。本研究では、福島第二原子力発電所の一号機(2F1ZN2及び2F1ZN3)と二号機(2F2DN23)で取得された照射後試験解析の測定結果とSWAT4.0の解析結果を比較した。解析結果と測定結果を比較したところ、SWAT4.0で得られた核種組成は測定結果とよく一致することを確認した。また、SWAT4.0の核種組成の予測精度が臨界性に与える影響を評価したところ、U-235, Pu-239, Pu-241及びSm-149の差異が臨界性に与える影響が大きいことが分かった。しかし、核種組成の予測精度が臨界性に与える影響は3%以下と小さいことから、SWAT4.0を燃料デブリの燃焼度クレジットの評価への適用が期待できることが分かった。

論文

Analysis of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

多田 健一; 菊地 丈夫*; 崎野 孝夫; 須山 賢也

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.138 - 150, 2018/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.51(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの臨界安全は、最も重要な研究課題の一つである。合理的な燃料デブリの臨界安全のためには、燃焼度クレジットを適用することが求められている。燃焼度クレジットを適用するためには、燃焼計算コードの妥当性検証が必要となる。そこで、日本原子力研究所が1990年代に取得した東京電力福島第二原子力発電所二号機の使用済み燃料のPIEデータを統合化燃焼計算コードシステムSWAT4.0の検証に用いた。実験値との比較結果を見ると、多くの核種で実験値とよく一致したが、$$^{235}$$U, $$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu、及びSmで実験値との差異が大きくなることが分かった。これらの差異は燃料中の初期原子数密度及びボイド率の仮定と、$$^{237}$$Npの捕獲断面積の過大評価が要因であると考えられる。これらの差異はウラン燃料かGd入り燃料かによって変化せず、またPWR燃料の場合とほぼ同程度であった。このことから、SWAT4.0はBWR使用済燃料組成を適切に評価でき、かつ燃焼度クレジットを適用するために十分な解析精度を有していることが分かった。

論文

Application of FE-SEM to the measurement of U, Pu, Am in the irradiated MA-MOX fuel

佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00

高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と$$alpha$$線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。

論文

Development of the prediction technology of cable disconnection of in-core neutron detector for the future high-temperature gas-cooled reactors

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041008_1 - 041008_5, 2016/10

HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。

報告書

使用済燃料直接処分の臨界安全評価; 燃焼度クレジット評価のためのデータの整備(受託研究)

山本 健土*; 秋江 拓志; 須山 賢也; 細山田 龍二*

JAEA-Technology 2015-019, 110 Pages, 2015/10

JAEA-Technology-2015-019.pdf:3.67MB

使用済燃料の直接処分においては、使用済燃料が核分裂性物質を一定量含むことから臨界安全性が重要となる。近年の高濃縮度燃料の導入によって、燃焼度クレジットの採用により得られる利益が高まっている。本報では、PWR燃料の処分容器体系を対象として、燃焼度クレジットを採用した臨界安全評価で重要となる、燃焼計算コードの不確かさ、照射履歴、及び、軸方向ならびに径方向の燃焼度分布の考慮の有無による使用済燃料の反応度への影響について評価した。それぞれの因子の影響評価においては、既往の文献調査結果をふまえ、最新のデータならびに評価手法を採用した。本検討の評価手法を適用することで、PWR使用済燃料の反応度について適切な安全裕度を設定することができる。

論文

Development of the prediction technology of cable disconnection of in-core neutron detector for the future high-temperature gas cooled reactors

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

論文

Corrections to the $$^{148}$$Nd method of evaluation of burnup for the PIE samples from Mihama-3 and Genkai-1 reactors

須山 賢也; 望月 弘樹*

Annals of Nuclear Energy, 33(4), p.335 - 342, 2006/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:46.47(Nuclear Science & Technology)

照射後試験(PIE)サンプルの燃焼度はそれにとってもっとも重要な値の一つである。この研究では、日本原子力研究所で取得された美浜3号炉及び玄海1号炉のPIEサンプルの燃焼度を再評価し、JENDL-3.3ライブラリを用いて SWAT及びSWAT2によって解析を行った。それらのサンプルの燃焼度は再評価によって2-3%の差を生じる。これは反応度差にすると、30GWd/t以上のサンプルで1%程度の中性子増倍率の差となった。再評価された燃焼度を用いて単一ピンセル及び集合体モデルでの計算を行い比較を行った。両者は数パーセントの差で一致し、単一ピンセル体系が適切であり、従来の計算結果でみられたプルトニウム同位体の過小評価は体系モデル化によるものではないことがわかった。

論文

Effect of neutron induced reactions of neodymium-147 and 148 on burnup evaluation

須山 賢也; 望月 弘樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.661 - 669, 2005/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:28.66(Nuclear Science & Technology)

燃焼度は使用済燃料の臨界安全評価上重要な値である。Nd-148法は、照射後試験(PIE)の燃焼度決定のための最も重要な方法であり、良い精度を持っていることが知られている。しかしながら、評価された燃焼度はNd-147及びNd-148の中性子との核反応によって影響をうける。そして、PWRから得たPIEサンプルの解析では、Nd-148の量に1%の差があることがわかっている。本研究では、Nd-147及びNd-148の中性子捕獲反応の影響が議論される。特にNd-147の寄与に関しては、Nd-147の現在の評価済み核データが支持されず、新しい評価がPIEデータの解析整合性を有していることを示す。両核反応によるNd-148の可能な変化量は0.7%以下であり、PWR及びBWRそれぞれの、30または40GWd/tで約0.1%である。最終的に、われわれはNd-148法が良い燃焼度評価表であり、すでに報告されているPIEデータの燃焼度が妥当な値であることを再確認した。

論文

中性子ラジオグラフィによる原子力燃料・材料の内部観察

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 松江 秀明; 中西 友子

第5回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.31 - 34, 2005/02

中性子ラジオグラフィは、照射済燃料・材料の健全性評価を行うための照射後試験の有効な非破壊試験ツールである。特に、中性子CT法,イメージングプレート法は、3次元情報の取得,組成の定量評価等を可能にし、より高次な情報を抽出することができると考えられる。本稿では、中性子CT法及びイメージングプレート法の照射後試験への有効性を検討するために行った未照射の燃料・材料を用いて試験の結果について報告する。

報告書

JENDLによる核種生成量予測精度の検討

奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.

JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB

本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13$$sim$$15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO$$_{2}$$又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。

論文

Development of test techniques for in-pile SCC initiation and growth tests and the current status of in-pile testing at JMTR

宇賀地 弘和; 加治 芳行; 中野 純一*; 松井 義典; 川又 一男; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.319 - 325, 2005/00

ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は軽水炉炉内機器の高経年化における重要な問題となっている。IASCCは中性子照射,応力及び高温高圧水環境が同時に作用して発生する現象であり、IASCCの機構解明のためにはその重畳効果を評価する必要があるが、炉内でのIASCC試験の実施が技術的に困難であるため、従来のIASCC研究は主として中性子照射を受けた材料を用いて炉外における照射後試験により実施されてきた。本研究では、原研大洗研の材料試験炉(JMTR)を用いて、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した水質,温度及び圧力を高度に制御できる高温高圧水供給装置及び荷重負荷機構を有する照射下試験用キャプセルを開発するとともに、同キャプセルに照射済試験片を再装荷する技術を開発して、日本国内で初となる照射下SCC試験(き裂発生試験及びき裂進展試験)を実施している。本会議では、照射下試験のための技術開発及び照射下試験の現況について報告する。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under simulated RIA conditions; Results of the NSRR tests GK-1 and GK-2

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Research 2004-022, 113 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-022.pdf:47.48MB

本報告書は、安全性試験研究炉(NSRR)において実施した反応度事故模擬実験、GK-1及びGK-2の結果についてまとめたものである。実験は、九州電力(株)玄海1号機で燃料燃焼度42.1MWd/kgUまで照射された14$$times$$14型PWR燃料に対して行った。計装を施した試験燃料棒を二重カプセルに装荷し、NSRRにおいて0.1MPa, 293Kの静止水冷却条件下でパルス照射実験を実施した。GK-1実験の発熱量は505J/g、燃料エンタルピは389J/g、GK-2実験の発熱量は490J/g、燃料エンタルピは377J/gに達した。被覆管表面ではDNBが生じ、最高温度はGK-1で589K、GK-2で569Kに達した。パルス照射後の被覆管径方向最大残留歪みはGK-1で2.7%、GK-2で1.2%となったが、燃料棒破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒内自由空間への核分裂ガス放出率はGK-1で11.7%、GK-2で7.0%であった。

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。

論文

Post-irradiation tensile and fatigue experiment in JPCA

菊地 賢司; 斎藤 滋; 西野 泰治; 宇佐美 浩二

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.874 - 880, 2004/00

SINQ加速器照射材の照射後引張り及び疲労試験を行った。580MeVの核破砕反応を伴う照射を2年間実施した後、試験片を原研に輸送し、試験を行った。材料はオーステナイトステンレス鋼のJPCAである。一様歪みは250$$^{circ}$$C試験でも8%以上あり、従来のAPTハンドブックデータとは異なる結果を得た。疲労は高サイクル領域の試験であり、従来報告されていない低応力域の試験である。照射により、ファクターで5から10寿命が低下した。このデータは大強度陽子加速器ターゲット設計に役立つ。

論文

Main results of static and dynamic corrosion tests in oxygen-saturated liquid lead-bismuth

倉田 有司; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信

FZKA-6876, p.190 - 198, 2003/12

MEGAPIE(Megawatt Pilot Experiment)の技術開発会議での報告がFZKのレポートとしてまとめられたものである。静的腐食試験では、ガス拡散法によって作られたAl表面処理層が液体鉛ビスマスに対する耐食性を示すのに対し、液体浸漬法よって作られたAl表面処理層は激しい腐食を受けることがわかった。また、550$$^{circ}$$Cでの腐食でオーステナイト系ステンレス鋼はNi及びCrが溶解し、フェライト化,鉛ビスマスの浸透が起こることが示された。ループ腐食試験では450$$^{circ}$$Cの高温部での主要元素の溶解と400$$^{circ}$$Cの低温部でのFe-Crの析出,酸化鉛の沈着が起こり、電磁ポンプの鉛ビスマス流路の狭隘化が生じた。鉛ビスマスループにおいて、フィルターの設置,電磁ポンプ流路の拡大,腐食試験体の内面研磨は、ループの運転に好影響をもたらした。

論文

Triple ion beam irradiation tests on window materials of spallation targets

二川 正敏; 倉田 有司; Henry, J.*; 井岡 郁夫; 斎藤 滋; 内藤 明

FZKA-6876, p.166 - 171, 2003/12

MEGAPIE(Megawatt Pilot Experiment)の技術開発会議での報告がFZKのレポートとしてまとめられたものである。MEGAPIE液体鉛ビスマスターゲットの窓材として用いるT91鋼(改良9Cr-1Mo鋼)の照射損傷を、原研のTIARAを用いたトリプルイオンビーム照射により評価した。MEGAPIE条件である320$$^{circ}$$Cでの15dpa, 1400appm He, 10000appm Hのトリプルイオンビーム照射とFe, Heのシングル及びデュアルビーム照射の結果を微小押込み試験により、比較した。T91の硬さの増加は、おもに、Feイオンによるはじき出し損傷により、He及びHイオンはわずかな硬さの増加をもたらした。さらに、イオン照射材の微小押込み試験結果から引張特性を評価する手法の開発状況を述べた。

報告書

均圧注入系を模擬した体系に生じるカオスの研究; 受動的安全炉の特性解析,原子力基礎研究 H12-012(委託研究)

班目 春樹*; 岡本 孝司*; 田中 源太郎*; 森元 雄一郎*; 佐藤 聡*; 近藤 昌也

JAERI-Tech 2003-017, 156 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-017.pdf:5.31MB

原子炉圧力容器と格納容器気相部とを加圧管と注入管によって繋いだ均圧注入系の挙動をU字管内の液柱で模擬した実験と解析を行った。実験は、カバーガスをU字管内気相部に一定流量で注入してゆき、水位があるレベルに達するとガスを放出、水位が回復するとガス放出を停止することによって行った。実験の結果、ガス放出の周期は一定間隔とはならず、大きくばらつくことがわかった。そこで、圧力上昇時と下降時それぞれの挙動に対し線形方程式を立て、それをつないだ区分線形モデルを作成した。区分線形モデルは接線分岐,周期倍分岐,周期加算分岐といったカオス特有の性質を示したため、ガス放出の周期がばらついたのはカオスである可能性が高いことを示した。

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