検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 5 件中 1件目~5件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Residence time of crud on surface of channel box in JPDR

星 三千男; 立川 圓造; 諏訪 武; 佐川 千明; 米澤 仲四郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(4), p.297 - 307, 1987/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.75(Nuclear Science & Technology)

JPDRチャンネルボックス付着クラッドの性状を把握するため、組成、化合物、放射能分析を行った。クラッド中の金属元素量の58%をFeが、34%をNiが占め、Mn,Cr,Co,Zn含量は5%以下にすぎない。他のBWR炉に比較して、Ni含量が多いのはJPDRの給水系ヒーター伝熱管に銅-ニッケル合金を使用しているためと考えられる。化合物は、Ni$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{6}$$$$_{5}$$Fe$$_{2}$$$$_{.}$$$$_{3}$$$$_{5}$$O$$_{4}$$,NiO,$$gamma$$-FeOOHで構成される。放射性核種としては$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{5}$$Fe,$$^{6}$$$$^{3}$$Ni,$$^{6}$$$$^{5}$$Znなどが検出されたが、これらの比放射能値からチャンネルボックス上の滞留時間を求めるとCo;230日,Ni;260日,Fe;70日が得られる。CoとNiの滞留時間はJPDR運転時間の2/3ほどになり、非常に脱離しにくいものである。

口頭

Japanese R&D program for development of accident tolerant fuel materials

山下 真一郎

no journal, , 

軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発プロジェクトを実施している。本発表では、現在継続実施中のこのプロジェクトにおいて、平成28年度までに得られた主要な成果である、(1)各新型燃料候補材料の技術成熟度(TRL)整理表、(2)技術課題マップ(AG: Attribute Guide)、(3)各々の新型燃料候補部材の研究開発計画(R&D計画)、(4)基礎データ及び新型燃料導入の影響・効果の評価結果、(5)米国試験研究炉(HFIR)を用いた材料照射試験、について報告する。これらに加え、平成29年度に実施している新型燃料開発状況も紹介する。

口頭

Japanese R&D program for establishing technical basis of accident tolerant fuel materials

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.

no journal, , 

In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.

口頭

Current status and future prospect of light water reactor accident-tolerant fuels R&D in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

no journal, , 

事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。

5 件中 1件目~5件目を表示
  • 1