日本原子力学会　年会・大会予稿集
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2006年秋の大会
選択された号の論文の852件中201～250を表示しています
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水素製造
超臨界圧軽水炉
超臨界圧CO2タービン
各種炉の設計・解析
  • 高性能９×９燃料（Ａ型）の開発
    桝見 亮司, 藤巻 真吾, 木村 次郎, 岩本 優二
    セッションID: O14
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.229.0
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    BWR炉心燃料の改良開発は、高い信頼性を維持しつつ，運転性の向上，燃料体１体当りの取出エネルギーの増大及び運転期間の長期化対応を目標として進めている。燃料製造施設，再処理施設等の現在の燃料サイクル環境（ペレット最高濃縮度<5wt%，燃料体取出燃焼度<55GWd/t）において上記目標を達成すべく高性能9×9燃料(GNF1)を開発してきた。　GNF1は，ステップI,II,IIIと段階的に進めてきたBWR燃料の高燃焼度化（32から45GWd/t）の延長線上に位置する燃料で、取出平均燃焼度50GWd/t，連続運転期間19ヶ月まで対応できる。GNF1の特徴は以下の通りである。(1)高燃焼度化及び燃料スタック密度の向上による燃料体１体当りの取出エネルギーの増大(約10%)*(2)スペーサの増加(7→8)*及びスペーサ間隔の適正化による熱的余裕の増大(約7%)*(3)部分長燃料棒の本数，長さ，配置の適正化及び燃料棒ピッチの適正化による炉停止余裕の増大並びに減速材ボイド係数の絶対値低減 (4)異物フィルター付下部タイプレートによる信頼性の向上GNF1では，燃料体１体当りの取出エネルギーを増大させることにより，使用済み燃料発生量低減とともに，燃料サイクル費低減の効果が得られる。また，熱的余裕の活用による炉出力向上が可能である。注*：9×9燃料（ステップIII）との比較
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  • 放射化検出器を用いたADS体系の測定に関する研究
    郡司 智, 岩崎 智彦, 卞 哲浩, 八島 浩, 志賀 大史, 相場 政光, 佐波 俊哉
    セッションID: O15
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.230.0
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    放射化検出器をADS炉心の高エネルギー中性子の測定に用いることを念頭に，KEKのFFAG加速器を用いたBiの放射化実験を行った。MCNPXによる解析結果をもとに，放射化検出器のADS炉心への応用性について検討した。
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  • Feasibility Study on Water Cooled Thorium Breeder Reactor
    Effect of Different Configurations on Feasible Breeding Regions
    Sidik, Permana NA, Naoyuki Takaki, Hiroshi Sekimoto
    セッションID: O16
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.231.0
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    Several key parameters such as burnup, moderator to fuel ratio (MFR) and enrichment are studied, to show the feasible region of breeding. The different cell geometries are evaluated in order to estimate the effect of different configuration for breeding regions. The results show the feasible regions of breeding with negative void reactivity coefficient.
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  • 核励起レーザー発振用原子炉に関する研究
    （Ｉ）研究の概要
    小原 徹, 竹澤 宏樹
    セッションID: O17
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.232.0
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    核分裂反応はエネルギーが大きいため効率的な核励起レーザー発振が期待できる。核励起レーザーの発振には従来の原子炉とは異なる新しいデザインの原子炉の開発が必要で、またそのためには新たな炉物理解析手法の開発が必要である。
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  • 核励起レーザー発振用原子炉に関する研究
    ( II ) 金属ウランパルス炉心レーザーモジュール結合体系の臨界解析
    竹澤 宏樹, 小原 徹
    セッションID: O18
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.233.0
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    金属ウランパルス炉心と未臨界レーザーモジュールを結合させた核励起レーザー発振実験用原子炉システムの実効増倍率と出力分布をモンテカルロ計算によって評価した。その結果、低濃縮ウランを用いた場合でも臨界を達成することが可能で、複数のパルス炉心を用いることで出力分布を平坦化することが可能であることを確認した。
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ナトリウム冷却炉
小型炉
革新的水冷却炉
  • 革新的水冷却炉（FLWR）の研究
    （４）研究全体の概要
    大久保 努, 内川 貞夫, 岩村 公道
    セッションID: O26
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.241.0
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    革新的水冷却炉（FLWR）は、軽水炉からの移行を容易にするため、２つのステップに分かれた炉心概念によって構築されている。第１ステップは軽水炉からの技術的ギャップの小さい高転換型炉心であり、第２ステップはそれと同じサイズの燃料集合体を使用する増殖型の低減速軽水炉（RMWR）炉心で、将来の燃料サイクル環境等の状況に柔軟に対応しながら、燃料集合体の交換によって第１ステップから移行する。研究の現状としては、高転換型炉心の検討に重点を置いているものの、これまで実施してきたRMWRに関する研究も併せて進めている。
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  • 革新的水冷却炉（FLWR）の研究
    （５）高転換型炉心の核設計
    秋江 拓志, 中野 佳洋, 大久保 努, 内川 貞夫
    セッションID: O27
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.242.0
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    増殖型のFLWR炉心と同じ集合体外形、燃料棒本数、燃料棒ピッチとしながら、燃料棒径を細くして燃料棒間ギャップを大きくし、増殖型炉心よりも容易に実機導入が可能となる高転換型FLWR炉心の核設計を行った。核分裂性Pu 富化度が9%と11%の場合、それぞれ45GWd/t、60GWd/t程度の取出燃焼度となる炉心を設計できた。
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  • 革新的水冷却炉(FLWR)の研究
    （６）高転換型炉心の熱設計
    小林 登, 大貫 晃, 大久保 努, 内川 貞夫
    セッションID: O28
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.243.0
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    稠密炉心である増殖型FLWRと同一のオリフィス設計のもとで準稠密の高転換型炉心を冷却可能とする条件について検討した。除熱的に成立する範囲で炉心平均ボイド率を調整する方法についても検討した。
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  • 革新的水冷却炉（FLWR）の研究
    （７）低減速軽水炉(RMWR)の使用済燃料組成の検討
    深谷 裕司, 大久保 努, 内川 貞夫
    セッションID: O29
    発行日: 2006年
    公開日: 2006/11/06
    DOIhttps://doi.org/10.11561/aesj.2006f.0.244.0
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    低減速軽水炉(RMWR)の使用済燃料組成の検討をおこなうために、RMWR用ORIGENライブラリをSWATコードを用いて作成し、２年から４年冷却時における放射能と崩壊熱について評価した。また、軽水炉やFBRの他の炉型との比較検討も行った。この結果、RMWRの使用済燃料が再処理施設等に与える放射能や崩壊熱の負荷はプルサーマル軽水炉に比べて低く、高燃焼度ウラン燃料軽水炉の場合と同程度であることが分かった。
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BWRの高性能化・小型高速炉
研究炉，中性子応用
放射化分析、反射対要素の発熱
核燃料サイクルと炉型戦略
ABWR高度化
feedback
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