「もんじゅ」高度化炉心及び実証炉用のBDI挙動評価,1; 太径ピン仕様炉外バンドル圧縮試験計画等

市川 正一; 芳賀 広行; 勝山 幸三; 上羽 智之; 前田 宏治; 西野入 賢治

JAEA-Testing 2012-001, 36 Pages, 2012/07

JAEA-Testing-2012-001.pdf:11.48MB

高速炉の炉心燃料集合体の寿命を制限する要因の一つとして、燃料ピン束(バンドル)とダクト(ラッパ管)との相互作用(BDI: Bundle-Duct Interaction)が挙げられる。著しいBDIが発生した場合、燃料ピンとダクトの間隔が狭くなる結果(冷却材流路断面積の減少)、被覆管表面積の局所的な温度上昇、機械的接触による応力等により、燃料ピンが変形又は破損する可能性がある。このためBDI挙動を精度よく予測する手法の確立が高速増殖炉の実用化に向けての燃料設計課題の一つとして重要視されている。これまでの炉外バンドル圧縮試験では高速増殖原型炉もんじゅの集合体で使用される6.5mm等の中実燃料ペレット用細径ピンを対象としてきた。さらに「もんじゅ」高度化炉心や実証炉心では中空燃料ペレットが装荷された太径ピンの採用が想定されており、従来の細径ピン主体の炉外バンドル圧縮試験結果からは外挿が困難な太径ピンのBDI挙動データを得るため、太径ピン仕様の炉外バンドル圧縮試験は必要である。本報告では、太径ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験計画、試験手順及び詳細について報告する。

Interrelationship between true stress-true strain behavior and deformation microstructure in the plastic deformation of neutron-irradiated or work-hardened austenitic stainless steel

近藤 啓悦; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 山下 真一郎; 西野入 賢治

Journal of ASTM International (Internet), 7(1), p.220 - 237, 2010/01

https://doi.org/10.1520/JAI102358

軽水炉内構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ機構解明のため、中性子照射したステンレス鋼に特有な変形機構となる転位チャネリングが、材料のマクロな塑性変形挙動に及ぼす影響について詳細な検討を行った。照射したステンレス鋼は延性が低下し加工硬化指数が減少することが報告されている。しかし、中性子照射材の引張試験における真応力-真ひずみ曲線を解析すると、照射によって降伏応力は増加するが加工硬化指数は照射前後で変化することはなかった。同様なマクロ特性の変化は非照射温間加工材においても見られた。一方で、塑性不安定開始直前のミクロ組織を観察した結果、照射材では転位チャンネル構造,非照射材においては転位セル構造であることがわかった。加工硬化は材料中を動く転位同士の切り合いが重要な因子であるが、この異なるミクロ組織であっても転位同士が互いの運動の抵抗になるミクロ変形機構には変化がなかったことが、加工硬化挙動が照射前後で変化しなかった原因であると考えられた。

照射後試験施設における「常陽」照射リグの継続照射技術の確立

西野入 賢治; 永峯 剛; 原田 守; 新谷 聖法; 松島 英哉

動燃技報, (74), p.80 - 85, 1990/06

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN1340-90-002.pdf

長寿命燃料や高性能炉心材料の照射後試験においては、目標照射量に至るまでの中間時点で原子炉から取出し、中間検査によって照射途中での挙動データを継続的に取得することが、燃料や材料の照射挙動評価を行う上で重要である。この観点から、昭和43年より「常陽」を利用した継続照射を実現するため、遠隔操作により解体・再組立の可能な照射リグをはじめ中間検査技術および炉内再装荷技術の開発を進めてきた。本報告では、これらの継続照射技術開発の成果について紹介する。

「常陽」MK-II制御棒(MCR107)の照射後試験; 制御棒及び中性子吸収ピンの非破壊試験

西野入 賢治*; 平沢 久夫*; 石川 敬二*; 松島 英哉*

PNC TN9410 89-176, 27 Pages, 1989/01

PNC-TN9410-89-176.pdf:1.16MB

制御棒の健全性確認及び設計変更の妥当性評価に資するデータを取得するため、積算中性子照射量9.9510の21乗n/平方cm(集合体平均)まで照射されたMCR107の照射後試験を実施した。試験は、集合体及び中性子吸収ピンについて行い、以下の結果を得た。1.今まで保護管表面に認められた周方向の傷は、観察されなかった。2.防振用突起部に、下部案内管との接触跡が観察された。それ以外には、特異な変化は認められなかった。3.中性子吸収ピンに230mの外径増加(外径変化率D/D=1.27%)が測定された。この増加は、B4Cペレットのリロケーションによるものと考えられる。4.中性子吸収ピン内ベント管固定用の中間端栓上端にナトリウム化合物が付着していた。

「常陽」MK-II計測線付C型特殊燃料集合体(PFI010)の照射後試験; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

田地 弘勝; 西野入 賢治; 平澤 久夫; 宇留鷲 真一; 長谷川 正泰

PNC TN9410 88-190, 53 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-190.pdf:3.03MB

計測線付C型特殊燃料集合体(PFI010)の健全性確認及び照射中に計測したデータの精度確認に資するためのデータ取得を目的に照射後試験を実施した。試験は、集合体外観検査を始めとする集合体試験及びスキャン、パンクチャ等燃料ピン試験である。本集合体は、100MW定格出力第8サイクルから第12'''サイクルまで照射され、集合体平均燃焼度32400MWd/tである。本試験により以下の結果を得た。1.集合体及びピン表面に傷、付着物等の異常は観られなかったが、ピンの外れ、ノックバーの変形、計測線の曲りが観察された。2.計測線及び計測機器の外観検査の結果、冷却材温度測定用熱電対とラッピングワイヤとの接合部及び電磁流量計部には、傷及び変形はなく健全であることを確認した。また、パンクチャ試験結果において、照射中のFPガス圧計測データ(約2520 Torr-STP)と照射後の測定データ(約2543 Torr-STP)とが良く一致したことから、FPガス圧力計は正常に作動していたと判断できる。

「常陽」MK-II内側反射体(NFRI09)の照射後試験

西野入 賢治*; 平沢 久夫*; 大原 清海*

PNC TN9410 87-192, 20 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-192.pdf:1.31MB

「常陽」MK-2炉心に装荷された反射体の健全性を確認するとともに、使用寿命評価に資するためのデータを取得することを目的に内側反射体(NFR109)の照射後試験を実施した。本反射体は、「常陽」MK-2第0サイクルから第7サイクルまでの期間炉心位置5C2に装荷され、最大積算中性子束3.4810n/ cm (E0.1MeV)まで照射された。照射後試験の結果以下のことが確認された。(1)集合体表面及びパッド部の状態、内部状況等において、有意な変化はなく健全であった。(2)反射体要素のスエリングによるふくれ(密度変化率 /=0.79%)、伸び(変化量 L=2㎜)が測定された。(3)集合体の上部パッド部において約6㎜の曲りが、測定された。

「常陽」MK-IIC型特殊燃料集合体(PFC010)の照射後試験(I); 集合体及び燃料要素の非破壊試験-

沖元 豊*; 浅賀 健男*; 西野入 賢治*

PNC TN9410 85-145, 51 Pages, 1985/11

PNC-TN9410-85-145.pdf:7.62MB

「常陽」MK―II照射炉心100MW定格出力第1サイクルから第4サイクルの間,照射されたC型特殊燃料集合体「PFC010」(集合体平均燃焼度29300MWD/T)の照射後試験を実施した。本試験の照射燃料集合体試験施設(FMF)における試験の目的は、(1)C型特殊燃料集合体の設計妥当性の評価。(2)「もんじゅ」のP/R(ポロシティ/リング)及びワイヤピッチに相当する燃料ピンバンドルにおけるウエアマーク発生状況の確認。(3)カケ・ワレペット充填ピンの照射挙動把握である。本照射後試験により下記の結果を得た。(1)集合体及び燃料ピンには,キズ等の損傷はなく,異常な変形等も認められず,照射リグの構造体としての健全性が確認された。(2)本照射リグのナトリウム洗浄性は良好であった。遠隔解体性については,若干の問題点はあるものの治具等の使用により十分可能である。(3)P/R比0.1mmの条件下でのウエアマーク発生状況調査の結果棟飾のウエアマークはMK―II炉心集合体で認められた接触跡と比べ,寸法的に大きく,性状も異なり,MK―I時に認められたウエアマークに類似していた。(4)カケ・ワレペレット充填ピンは,炉内において健全に燃焼していることが確認され,非破壊試験の結果ではカケ・ワレペレット充填による照射挙動への影響は,現燃焼度では無視できると言える。(5)「PFC010」の照射後試験を通してC型特殊燃料集合体の遠隔取扱技術を確立することができた。但し,遠隔取扱性の観点から以下の改善が必要であると考える。(i)ハンドリングヘッド部温度モニター取付方法の再検討、(ii)グラディエントモニター取付方法の再検討、(iii)下部支持板と内側ラッパ管の嵌合部寸法及び製造公差への再検討

DECONTAMINATION AND REFURBISHMENT OF ALPHA-GAMMA HOT CELL CONTAMINATED U-Pu IRRADIATED OXIDE FUELS MINOR ACTINIDES FUEL SAMPLE PREPARATION

西野入 賢治; 薄井 啓二; 吉持 宏; 野村 茂雄

International Topical Meeting on Nuclear and Hazardous Waste Management (SPECTRUM '94), , 

近年、マイナーアクチニド(MA)元素の消滅研究に対するニーズが高まりこの研究に供する高線量のMA燃料資料を製造する必要性が生じ、AGFホットセル内に燃料製造設備を設置し、MA燃料試料を作製することとなった。 AGFは1971年以来、2000本を超えるMOX燃料の照射後試験を行ってきており、ホットセル内は100MSV/H程度の高線量であるため、遠隔操作による除染作業を実施しており、この過程で様々な遠隔除染治具、方法を試みまた、独自に開発を行った。この結果、線量が1MSV/H程度となり、作業員による直接除染が可能なレベルまで低減できた。 今回は、これら一連の作業の中で得られた知見と経験をまとめて発表する。

Irradiation effect on microstructure of modified SUS316 stainless steel cladding irradiated at elevated temperature to high dose

山下 真一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治; 高橋 平七郎

no journal, , 

原子力機構では高速炉高燃焼度炉心用材料として改良SUS316鋼(PNC316)を開発した。PNC316とは16Cr-14Ni-2.5Mo-0.25P-0.004B-0.1Ti-0.1Nbの化学組成のもので、通常冷間加工度20%の条件で用いられる。照射特性評価のため、これらPNC316被覆管については、現在までに温度775905Kで最大照射量125dpaまでの照射試験を継続して行ってきている。本研究では、照射後試料の微細組織について注意深く詳細に評価した。針状析出物の幾つかを含む低倍像からは、析出物界面に付着する多くのヘリウムバブルが確認された。一方で、針状析出物の代表的な高分解能組織写真(数十nm長で数nm幅)からは、面心立方格子構造(FCC)の母相と析出物に明確な界面構造が示された。電子回折図形及び高分解能像解析の結果から、この特徴的な析出物はFeP型析出物であると同定された。TEM観察結果をベースに総合考察すると、PNC316内部に安定なリン化物が形成することで、これらリン化物がヘリウムバブルの効果的なトラップサイトとして作用し、バブル-ボイド変換期を遅らせていることで、優れた耐照射特性が発現しているものと考えられる。

重照射した高速炉用改良SUS316鋼のスエリング挙動に及ぼす微細析出物の効果

山下 真一郎; 関根 学*; 舘 義昭; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治; 高橋 平七郎

no journal, , 

PNC316は、耐照射性と高温特性を兼備した材料として高速実験炉「常陽」や高速原型炉「もんじゅ」などで使用されている。本外部発表は、高速実験炉「常陽」で継続的に実施してきた材料照射試験の中で、マクロな寸法変化が現れた試験片の変化前後の詳細なミクロ組織観察と解析の結果を紹介し、ミクロ組織変化とスエリング挙動の関係について検討を進めた結果を報告するものである。高速実験炉「常陽」での照射条件は、照射損傷量83.5125dpa,照射温度502628Cであり、高分解能型と汎用型の二台の電子顕微鏡を用いてミクロ組織観察を、付随のエネルギー分散型X線分光装置(EDS)を用いて析出物等の成分分析を行った。ミクロ組織観察とEDS分析の結果から、マクロな寸法変化の前後ではボイド形成の分布状況に顕著な違いがあることが示された。また、リン化物に代表される微細な析出物が形成している照射条件範囲では、それらの界面がバブルやボイドの有効な捕獲サイトとして作用していることを改めて確認することができ、今後の照射下挙動のモデル化に必要な組織データベースを拡張することができた。