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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：6 パーセンタイル：59.94(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.
加藤 正人; McClellan, K.*
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.613 - 614, 2015/10
日米協力(CNWG)のもとで先進酸化物燃料に関する共同研究を進めている。共同研究では、サイエンスベース燃料解析コードのためのモデル開発を進めており、本研究は、酸化物燃料の物性モデルに関する報告をする。酸化物燃料の格子定数、熱膨張率、音速の実験データから比熱及び熱伝導率を評価し、実験データとよく一致することを確認した。
油井 三和; 石川 博久; 渡邊 厚夫*; 吉野 恭司*; 梅木 博之; 日置 一雅; 内藤 守正; 瀬尾 俊弘; 牧野 仁史; 小田 治恵; et al.
JAEA-Research 2010-015, 106 Pages, 2010/05
JAEA-Research-2010-015.pdf:13.58MB
本報告書は日米原子力エネルギー共同行動計画廃棄物管理ワーキンググループのフェーズIの活動をまとめたものである。このワーキンググループでは、日米両国間の既存の技術基盤を集約するとともに、今後の協力内容を共同で策定することに主眼を置いている。第一に、両国における核燃料サイクルに関する政策的及び規制の枠組みを概観するとともに、さまざまな先進燃料サイクルシナリオの調査を行い、これらを取りまとめた。第二に、廃棄物管理及び処分システムの最適化について議論を行った。さまざまな区分の廃棄物を対象とした処分システム概念のレビューを行うとともに、最適化において検討すべき要因について議論を行った。これらの作業を通じ、最適化に関する潜在的な協力可能分野と活動の抽出を行った。
角 美香; 影山 十三男; 鈴木 徹; Manson, P.*; Neuhoff, J.*
Proceedings of INMM 47th Annual Meeting (CD-ROM), 7 Pages, 2006/00
JAEAのプルトニウム燃料技術開発センターにおける計量分析は、Pu及びUの標準物質から調製する高信頼性の標準物質を用いた、同位体希釈質量分析(IDMS)によりすべて行われている。現在日本国内にPu標準物質の調製及び供給機関がないため、Pu標準物質は海外からしか入手できず、さらに、これらのPu標準物質の輸入は困難になりつつある。このため、原子力機構(JAEA)はNBLとPu標準物質及びその一種であるLSDスパイクの調製に関する共同研究を開始した。Pu標準物質の原料としては、JAEAで保管されている適切な同位体組成を有するMOX粉末を使用し、それをJAEAにおいて溶解,イオン交換することで、Pu精製溶液を調製した。NBLにて、その溶液に認証値を付与するための分析を行うために、この精製溶液から分取した複数の溶液を乾固し、NBLに輸送した。NBLでの分析後、LSDスパイク調製のために、Pu精製溶液はU標準物質から調製したU溶液と混合する。Pu精製溶液と調製したLSDスパイクの不確かさは、GUMによって評価する。本論文では、共同研究の現状及び今後の計画について報告する。
Sink, C.*; 坂場 成昭; Yvon, P.*; Shin, Y.-J.*; Dominguez, M. T.*; Suppiah, S.*
no journal, ,
第四世代原子力システム国際フォーラム(Generation IV International Forum: GIF)における超高温ガス炉(Very High Temperature Reactor: VHTR)水素製造プロジェクトは、米国(DOE),仏国(CEA),韓国(KAERI),EU(Euratom),カナダ(NRCan),日本(JAEA)が研究課題を分担する国際共同研究であり、プロジェクト取り決めが2008年3月に締結された。主な研究課題(ワークパッケージ)とその主導国(リーダー)は、熱化学法IS水素製造プロセスは日本,高温水蒸気電解法は米国,代替サイクルは仏国,原子炉との接続技術は日本である。本報は、これらワークパッケージの研究開発の現状についてまとめたものである。
堀 啓一郎; Heinberg, C.; Conner, J.*; Browne, M.*; Colin, C.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリの計量管理に適用する核物質測定技術に関して、日米協力により調査検討したプロセスについて報告する。また、日本の燃料デブリの計量管理プロジェクトの状況について報告する。
O溶融塩中における酸素発生陽極の開発坂村 義治*; 飯塚 政利*; 小藤 博英
no journal, ,
酸化物使用済燃料を乾式再処理に適用するための電解還元処理において、従来使用されていた白金等の電極には、耐食性に関する大きな課題があった。本研究では、貴金属電極に代わり、Fe-Ni金属表面を酸化させることによりOガス発生電極として機能させることができることに着目して、その機能を試験により評価している。これまでの研究で酸素発生電極としての有効性が示されており、本報にてその研究成果を発表する。
杉田 裕; 大野 宏和; Beese, S.*; Pan, P.*; Kim, M.*; Lee, C.*; Jove-Colon, C.*; M Lopez, C.*; Liang, S.-Y.*
no journal, ,
本報告は、幌延の地下研究施設で実施している人工バリアを対象とした原位置試験の解析シミュレーションの成果を発表するものである。これは、原子力機構が参画している国際共同プロジェクトDECOVALEXの現フェーズ「DECOVALEX-2023」のタスクのひとつの成果である。このタスクには、原子力機構を含め6つの国と地域から解析チームが参加している。異なる解析のアプローチやそのアプローチによる解析結果への影響等、タスクを通じて得られた人工バリアにおける連成現象の評価に影響する因子について紹介する。
