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論文

Alloy design and characterization of a recrystallized FeCrAl-ODS cladding for accident-tolerant BWR fuels; An Overview of research activity in Japan

鵜飼 重治; 坂本 寛*; 大塚 智史; 山下 真一郎; 木村 晃彦*

Journal of Nuclear Materials, 583, p.154508_1 - 154508_24, 2023/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:94.3(Materials Science, Multidisciplinary)

Following the severe accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in 2011, FeCrAl-ODS claddings have been developed in Japan. This paper presents an overview of the alloy design and the process used to manufacture the recrystallized cladding, together with an analysis of the applicability of these alloys as BWR fuel cladding and a summary of the simulated severe accident performance. It was verified that core excess reactivities affected by the increased neutron absorption by Fe, Cr, Al can be compensated by reducing the thickness to half that of Zircaloy cladding, while maintaining mechanical integrity. A simulated design basis LOCA event with assessment of post-LOCA ductility confirmed that FeCrAl-ODS cladding provided a greater safety margin. The SA code analysis indicated that melting of the Zircaloy core could be slightly accelerated due to release of the huge amount of exothermic reaction heat, whilst the water injection always acts toward cooling the FeCrAl-ODS core.

論文

Stability of $$gamma$$' precipitates in nickel based oxide dispersion-strengthened superalloys under high-temperature and heavy irradiation conditions

金野 杏彩; 大野 直子*; 鵜飼 重治*; 近藤 創介*; 橋冨 興宣*; 木村 晃彦*

Materials Transactions, 60(11), p.2260 - 2266, 2019/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:6.23(Materials Science, Multidisciplinary)

次世代高温ガス炉は、過酷な温度・照射条件が想定されており、その炉心材は1000$$^{circ}$$C・100dpaもの条件を満たす必要がある。そこで、更なる高温強度実現のため、Feよりも高温強度に優れるNi基合金が候補材として挙げられている。その中でもNimonicPE16は有力な候補材の一つであるが、650$$^{circ}$$C・50dpaの条件で$$gamma$$'相の溶解・結晶粒界への再析出による強度低下と脆化が生じてしまうため、更なる耐照射性の向上が必要とされている。そこで、本研究では、$$gamma$$'相析出型Ni基超合金に酸化物粒子を分散させることでこれまでのNi基合金を凌駕する$$gamma$$'析出型Ni基ODS超合金(MS4)を開発し、高温重照射影響を評価することを目的とした。イオン照射実験は600$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの温度範囲で100dpaの条件で行われた。照射後、$$gamma$$'相は600$$^{circ}$$CではCuboidalな形状を維持したまま、800$$^{circ}$$Cでは形状が崩れながらも成長していることが判明した。これはNHMモデルに基づく成長速度式から説明されるが、1000$$^{circ}$$Cにおいては、照射全域に$$gamma$$'相が析出しており800$$^{circ}$$Cまでとは全く異なる現象が起こることが明らかとなった。本研究では、新たに$$gamma$$'相の照射下挙動のモデル化を試みた。

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

Ion irradiation effects on FeCrAl-ODS ferritic steel

近藤 啓悦; 青木 聡; 山下 真一郎; 鵜飼 重治*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 木村 晃彦*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 15, p.13 - 16, 2018/05

 被引用回数:18 パーセンタイル:88.27(Nuclear Science & Technology)

核融合炉ブランケット構造材料の候補である酸化物分散粒子(ODS)フェライト鋼の開発とその照射効果に関する基礎的研究を行った。耐食性向上を目的に作製したAl添加フェライト系ODS鋼に対して、温度300$$^{circ}$$Cで最大20dpaまでイオン照射を行い、照射硬化と損傷微細組織発達挙動を評価した。硬化は照射量20dpaまで単調に増加することが明らかとなった。並行して照射損傷微細組織観察を行い、評価された照射欠陥(ドット状欠陥、転位ループ)のサイズおよび数密度を用いて照射硬化量を理論的に計算した結果、5dpa照射量までは測定値と理論値が一致し、硬化の原因が主として照射欠陥によるものであることが明らかとなった。一方5dpa以上の照射量では、実験値が理論値よりも大きくなることが明らかとなった。このことから、照射量が大きくなると照射欠陥だけでなく照射誘起による$$alpha$$'相のような第2相の形成が照射硬化に寄与してくることが推測された。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Welding technology R&D of Japanese accident tolerant fuel claddings of FeCrAl-ODS steel for BWRS

木村 晃彦*; 湯澤 翔*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 草ヶ谷 和幸*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

接合による微細組織変化に焦点を当てた議論では、ODS鋼のPRW接合に及ぼすAl添加の効果がポイントとされている。FeCrAl-ODS鋼製の被覆管に対してSUS430製の端栓を接合する方法として、電子ビーム(EB)接合やタングステン不活性ガス(TIG)接合等を含む通常の接合方法も実施し、端栓を接合したODS鋼管材サンプルを室温で引張試験した。EB接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルは、ODS鋼管の胴体部で破壊した。このことから、接合部はODS鋼管の胴体部よりも強度が高いことが示された。一方、TIG接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルでは接合部で破壊した。接合部に対するX線CTスキャン解析を実施し、事故耐性燃料用ODS鋼被覆管に対する前述した幾つかの接合方法の実用性を評価するために、接合強度とX線CT解析結果の相関関係付けを実施した。

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:37 パーセンタイル:96.77(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

論文

Crosslinking of polysaccharides in room temperature ionic liquids by ionizing radiation

木村 敦; 長澤 尚胤; 島田 明彦; 田口 光正

Radiation Physics and Chemistry, 124, p.130 - 134, 2016/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:64.88(Chemistry, Physical)

天然多糖類は有用な資源循環型材料でありながら、溶媒に難溶であり反応性に乏しいため、放射線架橋を行うためには架橋剤の添加あるいは誘導化等の前処理を必要とした。我々はイオン液体を用いて天然多糖類の一種であるセルロースを溶液化し、放射線を照射することで新規ゲル材料の開発に成功した。本研究では、イオン液体中天然多糖類の架橋反応の挙動解明を目的として、セルロースの架橋反応を誘起する活性種およびゲルの化学構造を調べた。放射線照射によるセルロースゲルの収率は、含水率の増加に伴い増大することから、水添加に伴う放射線誘起活性種の増加により、架橋反応が促進したと考えられる。そこで、含水率の異なるイオン液体にOHラジカル捕捉剤であるフェノールを溶解して放射線照射を行った結果、フェノールのOH付加体の生成量が含水率の増加に伴い増加したことから、OHラジカルが架橋反応に寄与することが示唆された。また、XPSによるセルロースゲルの元素分析により、セルロースには含まれない窒素の存在を確認したことから、イオン液体が架橋反応に関与している可能性が考えられる。さらに、イオン液体にキチンを溶解し、放射線照射によりゲル材料を作製することに成功した。

論文

Direct measurement of nanoscale lithium diffusion in solid battery materials using radioactive tracer of $$^{8}$$Li

石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; Jung, H. S.*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 長 明彦; 乙川 義憲; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 376, p.379 - 381, 2016/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:60.26(Instruments & Instrumentation)

We have developed an in situ and nanoscale Li diffusion measurement method in Li battery materials using an $$alpha$$-emitting radioactive $$^{8}$$Li tracer. In this method, while implanting a low-energy (8 keV) $$^{8}$$Li beam, the $$alpha$$ particles emitted at a small angle (10$$^{circ}$$) relative to the sample surface were detected as a function of time. Measurement for Li diffusion coefficients in a spinel phase LiMn$$_4$$O$$_4$$ (LMO) thin film has been started, which is used as an electrode in a Li ion secondary battery. An obvious Li diffusion effect in LMO was observed at the sample temperature of 623 K, and the further measurement is underway.

論文

Unusual pressure evolution of the Meissner and Josephson effects in the heavy-fermion superconductor UPt$$_3$$

郷地 順*; 住山 昭彦*; 山口 明*; 本山 岳*; 木村 憲彰*; 山本 悦嗣; 芳賀 芳範; 大貫 惇睦

Physical Review B, 93(17), p.174514_1 - 174514_5, 2016/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:5.14(Materials Science, Multidisciplinary)

The Josephson effect between a single crystal UPt$$_3$$ and a conventional superconductor Al has been investigated under pressure. A possible change of the superconducting order parameter has been detected at a critical $$P_c$$ where the symmetry-breaking antiferromagnetic order disappears. The conclusion is also supported by the different behaviors observed in Josephson current and penetration depth.

論文

Overview on recent progress toward small specimen test technique

若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:77.56(Nuclear Science & Technology)

The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.

論文

Nanoscale diffusion tracing by radioactive $$^{8}$$Li tracer

石山 博恒*; Jeong, S.-C.*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 宮武 宇也*; 小柳津 充広*; 片山 一郎*; 長 明彦; 乙川 義憲; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, 53(11), p.110303_1 - 110303_4, 2014/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.17(Physics, Applied)

We have developed a nanoscale diffusion measurement method using an $$alpha$$-emitting radioactive $$^{8}$$Li tracer. In this method, while implanting a pulsed 8 keV $$^{8}$$Li beam, the $$alpha$$ particles emitted at a small angle (10$$^{circ}$$) relative to the sample surface were detected as a function of time. The method has been successfully applied to measuring lithium diffusion coefficients for an amorphous Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$-Li$$_{3}$$VO$$_{4}$$ (LVSO) thin film with a thickness of several hundred nanometers, demonstrating that the present method is sensitive to diffusion coefficients down on the order of 10$$^{-12}$$cm$$^{2}$$/s, which is more sensitive by about two orders of magnitude than that previously achieved.

論文

A Round robin propgram of master curve evaluation using miniature C(T) specimens, 3; Comparison of $$T_{0}$$ under various selections of temperature conditions

山本 真人*; 木村 晃彦*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; Viehrig, H.-W.*; 三浦 直樹*; 曽根田 直樹*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(微小C(T))によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界、産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を進め、微小C(T)の有効性を確認した。本報ではブラインド試験により試験温度の選択を各研究機関が独自に行った結果を取りまとめ、試験温度依存性を比較した。その結果、得られた参照温度$$T_{0}$$には大きな相違はなく、破壊靭性評価にあたって試験温度の選択は大きな影響を及ぼさないことが確認できた。

論文

Josephson effect between UPt$$_3$$ and conventional superconductors under pressure

郷地 順*; 住山 昭彦*; 山口 明*; 本山 岳*; 木村 憲彰*; 山本 悦嗣; 芳賀 芳範; 大貫 惇睦

JPS Conference Proceedings (Internet), 3, p.011067_1 - 011067_6, 2014/06

The Josephson critical current $$I_{rm c}$$ between a single crystal UPt$$_3$$ and conventional superconductors has been measured under pressure. The observation of $$I_{rm c}$$ well above the critical pressure 0.25 GPa, together with a Fraunhofer-like pattern in the magnetic field modulation of $$I_{rm c}$$ indicates that the Josephson effect is allowed in the superconducting state of UPt$$_3$$.

論文

Performance of a total absorption clover detector for $$Q_{beta}$$ measurements of neutron-rich nuclei far from the $$beta$$-stability line

林 裕晃*; 柴田 理尋*; 浅井 雅人; 長 明彦; 佐藤 哲也; 小泉 光生; 木村 敦; 大島 真澄*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 747, p.41 - 51, 2014/05

 被引用回数:10 パーセンタイル:60.98(Instruments & Instrumentation)

短寿命核分裂生成核種の$$beta$$崩壊エネルギー$$Q_{beta}$$を高効率かつ高精度に測定するため、全吸収クローバー検出器を新たに開発し、その性能を評価した。中央に貫通孔がある大型のクローバー型Ge検出器を使うことで、極めて高効率かつ高エネルギー分解能で$$beta$$線と$$gamma$$線の全吸収スペクトルを測定し、$$Q_{beta}$$$$pm$$30keVの精度で決定できることを示した。この装置を用いて$$^{166}$$Eu, $$^{165}$$Gdの$$Q_{beta}$$を初めて決定し、$$^{160-165}$$Eu, $$^{163}$$Gdの$$Q_{beta}$$の精度を向上させた。また、$$^{163}$$Gdの核異性体準位を初めて観測し、そのエネルギーと半減期を決定した。

論文

Application of master curve method to the evaluation of fracture toughness of F82H steels

Kim, B. J.; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 若井 栄一; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S38 - S42, 2013/11

 被引用回数:12 パーセンタイル:67.14(Materials Science, Multidisciplinary)

Fracture toughness data was obtained for the reduced-activation ferritic (RAF) steels F82H with different size of specimens (1 CT, half CT and quactor CT) using the master curve (MC) method in the transition temperature region. Effects of specimen size on the fracture toughness is not observed and the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) is around -108$$^{circ}$$C which has similar values to those (-119$$^{circ}$$C) of other previous works. However, the data are not well represented by a MC, showing a rather large number of data below the lower boundary curve. A new master curve was derived within the framework of the ASTM E1921 standard to apply the MC method to the F82H steel. New master curve analysis can be applicable to RAFS to estimate the reference temperature ($$T$$$$_{0}$$) with proper description of the data scatter in the transition temperature region of fracture toughness than that of the conventional master curve.

論文

Development of high-grade VPS-tungsten coatings on F82H reduced activation steel

徳永 知倫*; 渡辺 英雄*; 吉田 直亮*; 長坂 琢也*; 笠田 竜太*; Lee, Y.-J.*; 木村 晃彦*; 時谷 政行*; 光原 昌寿*; 檜木 達也*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S287 - S291, 2013/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:64.2(Materials Science, Multidisciplinary)

VPS-W coating formed on F82H kept at about 873K in conventional plasma spray conditions has inhomogeneous texture; namely mixture of disarranged area composed of large re-solidified/un-melted grains, fine randomly oriented grains and pores, and well ordered area composed columnar grains. Heat load test indicate that elimination of the disarranged area is necessary to improve the heat load resistance of VPS-W. One can get W coating with texture of homogeneous columnar crystal grains by eliminating the re-solidified/un-melted large particles. Optimization of the W powder size was also effective to reduce number of randomly oriented fine grains and pores.

論文

High temperature reaction tests between high-Cr ODS ferritic steels and U-Zr metallic fuel

大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 木村 晃彦*

Journal of Nuclear Materials, 441(1-3), p.286 - 292, 2013/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.48(Materials Science, Multidisciplinary)

高Cr-ODS鋼とU-Zr金属燃料の高温反応試験を実施した。高Cr-ODS鋼にAlを添加することで、反応開始温度が約50K向上することがわかった。既存の熱力学データに基づく活量計算を行った結果、Al添加による界面のalpha-Zr層の安定化が反応抑制に寄与している可能性が示された。

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