Development of science-based fuel technologies for Japan's Sodium-Cooled Fast Reactors
ナトリウム冷却高速炉のためのサイエンスベース燃料技術の開発
加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
Kato, Masato; Hirooka, Shun; Ikusawa, Yoshihisa; Takeuchi, Kentaro; Akashi, Masatoshi; Maeda, Koji; Watanabe, Masashi; Komeno, Akira; Morimoto, Kyoichi
ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。
Uranium and plutonium mixed oxide (MOX) fuel has been developed for Japan sodium-cooled fast reactors. Science based fuel technologies have been developed to analyse behaviours of MOX pellets in the sintering process and irradiation conditions. The technologies can provide appropriate sintering conditions, irradiation behaviour analysis results and so on using mechanistic models which are derived based on theoretical equations to represent various properties.
使用言語 : English
掲載資料名 : Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive)
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ページ数 : 12 Pages
発行年月 : 2014/08
出版社名 :
発表会議名 : 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014)
開催年月 : 2014/08
開催都市 : Vancouver
開催国 : Canada
特許データ :
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キーワード : no keyword
使用施設 :
広報プレスリリース :
論文解説記事
(成果普及情報誌)
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受委託・共同研究相手機関 :
 
登録番号 : BB20132596
抄録集掲載番号 : 42001480
論文投稿番号 : 15108
Accesses  (From Jun. 2, 2014)
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