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佐藤 匠; 音部 治幹; 森下 一喜; 丸藤 崇人; 石川 高史; 藤島 雅継; 中野 朋之
JAEA-Technology 2023-016, 41 Pages, 2023/09
JAEA-Technology-2023-016.pdf:2.74MB
本報告書は、2018年8月から2021年3月までに実施した、燃料研究棟における実験済核燃料物質の安定化処理の結果をまとめたものである。2017年6月6日に燃料研究棟において発生した汚染事故後に制定された核燃料物質の取扱いに関する管理基準に基づいて、燃料研究棟内のプルトニウム(Pu)を含む実験済核燃料物質のうち、放射線分解による内圧上昇の原因となる有機物を含有した試料(汚染事故の原因となったエポキシ樹脂とPu粉末を混合したX線回折試料を含む)、空気中で活性な炭化物及び窒化物試料、貯蔵容器の腐食の原因となる塩化物試料を対象として安定化処理を実施した。有機物を含有した試料、炭化物及び窒化物試料については空気気流中で650
C及び950Cでそれぞれ2時間加熱することで有機物を除去してPu及びウラン(U)を酸化物に転換し、塩化物試料は500C以上の溶融状態でリチウム(Li)-カドミウム(Cd)合金との反応によりPu及びUをCd金属中に還元抽出してU-Pu-Cd合金に転換した。対象とした全ての試料の安定化処理を実施し、燃料研究棟の貯蔵設備に貯蔵することで作業を完了した。他の核燃料物質取扱施設における同種の実験済試料の安定化処理についても、本報告書の内容が活用されることを期待する。
海老原 健一; 関根 大貴*; 崎山 裕嗣*; 高橋 淳*; 高井 健一*; 大村 朋彦*
International Journal of Hydrogen Energy, 48(79), p.30949 - 30962, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Physical)鉄鋼材料の応力腐食割れの1つである水素脆化を理解するには、鋼材中の水素分布を知る必要があり、それには昇温脱離スペクトルの数値シミュレーションによる解釈が有効である。溶接金属やTRIP鋼において残留オーステナイト(RA)は昇温脱離スペクトルに顕著な影響を与えるが、明確な水素分布についてはこれまでよく知られていない。本研究では、高炭素フェライト-オーステナイト二相鋼の既報の水素昇温脱離スペクトルを、独自にコード化した二次元モデルによって数値シミュレーションし、水素は、その鋼材に含まれる量が少ないときは炭化物表面に、その量が多くなると二相界面に、主にトラップされることを明らかとした。また、界面トラップの水素の脱離ピークの試料厚さ依存性が、従来とは異なる理由で発現することも明らかとなった。
C thin film乗松 航*; 松田 啓太*; 寺澤 知潮; 高田 奈央*; 増森 淳史*; 伊藤 圭太*; 小田 晃司*; 伊藤 孝寛*; 遠藤 彰*; 舟橋 良次*; et al.
Nanotechnology, 31(14), p.145711_1 - 145711_7, 2020/04
被引用回数：6 パーセンタイル：38.16(Nanoscience & Nanotechnology)炭化珪素(SiC)基板上にエピタキシャル成長した炭化ホウ素(BC)薄膜の熱分解によって、ホウ素をドープしたエピタキシャルグラフェンが成長することを示した。SiC上のBCとBC上のグラフェンの界面は、一定の方位関係を持ち、ダングリングボンドのない安定した構造を局所的に持っていた。BCの最初の炭素層はバッファー層として機能し、その上にグラフェンが積層していた。BC上のグラフェンは、ホウ素が高濃度にドープされており、正孔濃度は2
10
- 210
cm
の広い範囲で制御できた。高濃度にホウ素をドープしたグラフェンはスピングラス挙動を示し、これはスピンフラストレーションシステムにおける局所的な反強磁性秩序の存在を示唆している。炭化物の熱分解は、さまざまな用途向けの新しいの機能エピタキシャルグラフェンをウェーハスケールで得るための技術であると期待できる。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-002, 157 Pages, 2000/02
JNC-TN9440-2000-002.pdf:5.44MB
本報告書は、第33サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第34サイクルの照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第33サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)また、第33サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD516の64,300MWd/t(要素平均)である。
鈴木 康文
日本原子力学会誌, 41(4), p.376 - 377, 1999/04
主に窒化物燃料について、その特長と開発目的を概説するとともに、現在の主要な研究課題である窒素解離現象や乾式再処理への適用に対する考え方などを紹介する。
ウラン濃縮研究棟火災事故調査委員会
JAERI-Review 98-011, 151 Pages, 1998/03
JAERI-Review-98-011.pdf:6.69MB
昨年11月20日に発生したウラン濃縮研究棟の火災について、事故調査委員会が関係者へのインタビュー、試料の分析・評価等を行い、学識経験者等の意見を聴取して、火災事故の原因、連絡通報、初期消火活動の状況を明らかにするとともに、事故の再発防止策並びに的確なる初期対応への改善策をまとめたものである。
鈴木 康文; 荒井 康夫
プルトニウム燃料工学;日本原子力学会「次世代燃料」研究専門委員会, p.260 - 291, 1998/00
高速炉用新型燃料あるいはマイナーアクチニド消滅用ターゲットとして期待される窒化物燃料及び炭化物燃料について、その熱伝導性、蒸発、拡散、機械的性質などの燃料物性、燃料製造技術、照射挙動を概説する。また、これらの燃料の研究開発の動向及び方向性についても述べる。
岩井 孝; 中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文
IAEA-TECDOC-970, 0, p.137 - 153, 1997/10
高速炉用新型燃料として期待されるウラン-プルトニウム混合窒化物及び炭化物燃料をJMTR及びJRR-2で照射し、核分裂ガス放出を調べた。優れた熱的特性を活かしたコールドフューエル概念の採用により核分裂ガス放出を抑制できることが確認された。また、熱安定型ペレットの導入により核分裂ガス放出を5%FIMA燃焼度で2~3%に低減できた。その他、核分裂ガス放出の抑制にも拘らず、燃料と被覆管との機械的相互作用に有意の影響は認められなかった。実験データの解析から、核分裂ガス放出は開気孔率に強く依存することが示唆されている。
中江 延男
PNC TN1102 97-013, 45 Pages, 1997/07
FBR燃料の設計と照射実績について議論を始めるわけであるが、この議論は「核分裂エネルギー利用体系においてFBRは必要である」という命題が正しいとの前提に立つものである。ここでは、当然この命題が正しいことを前提にして議論を進めるが、正しいと考える論拠を多少述べてみたい。まず、核分裂エネルギー利用体系において、open cycle(ワンス・スルー)とclosed cycle(リサイクル)のどちらを選択すべきかについて検討してみる。検討のための前提条件として考えておくべき項目は、例えば、世界人口の増加や生活様式の変化にともなうエネルギー需要の増大とエネルギー安全保障の確保、化石燃料の大量使用による環境への負荷の増大、原子力システム自体の安全性などいろいろあるが、これらを逐一議論することは、この講義テキストの本来の主旨とは異なるのでやめることとする。そして、極めて勝手であるが(但し、良識ある多くの国民の支持を得るであろうと確信しているが)、次の点は正しいと仮定して検討することとしたい。すなわち、「ウラン資源は有限であるが、原子力の利用は必要であり、かつその需要は世界的に増大する」との仮定である。この場合、燃料の燃焼度(600GWd/t以上を達成)および使用済燃料の処分(信頼性の高い処分方法の確立)の技術的課題が解決されれば、システムとして単純なopen cycleを選択すべきである。しかし、この技術的課題を解決する方法が、当分の間は見い出せないであろうため、システムとして多少複雑となるが核燃料をリサイクルするclosed cycleを選択することとなる。closed cycleとした場合、Puの燃焼はもちろんのこと、Np、Am、Cmといったマイナーアクチニド(MA)も効率よく燃焼させることが、環境への負荷を低減する観点から重要である。核分裂エネルギー利用体系では、より多くの中性子が存在し、かつPuやMAがより効率よく燃焼することが必要である。このためには、吸収当りの中性子発生量が大きく、かつ核分裂断面積と捕獲断面積との比(
f/c)が大きいことが望まれる。FBRリサイクル路線を選択することにより、有限なウラン資源を効率よく利用することができ、かつ世界的な原子力エネルギー需要の増大に適切に対応することが可能となる。さらに、MAを効率よく燃焼させることも可能となり、環境へ
鈴木 康文; 荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.522 - 527, 1997/00
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を調べた。SUS316被覆の9本の燃料ピンをJRR-2及びJMTRでキャプセル照射し、線出力42-64kW/mで最高燃焼度は4.7%FIMAに達した。燃料ピンの破損は認められなかった。試験結果からFPガス放出は、燃焼度の他に開気孔率に依存することが確認されたほか、組織再編、FP及びアクチノイドの分布、機械的及び化学的相互作用について知見を得た。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-066, 26 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-066.pdf:1.91MB
照射中の組織の安定性とFPガス放出の抑制を目的として、気孔形成剤を用いて人工的に比較的大きな気孔を導入して製造した熱安定型炭化物燃料のX線微小分析結果をまとめた。JMTRで平均燃焼度約4.4%FIMAまで照射した熱安定型ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウムについて、三二炭化物の析出に伴う偏析が観察された。FP元素については、ネオジム、パラジウム、モリブデン及びセシウムの一部の偏析を示唆する結果を得た。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-065, 47 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-065.pdf:4.1MB
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウム及び核分裂生成物の挙動をX線微小分析により調べた。試験には、JMTRにおいて4.5%FIMA及び3.7%FIMAまで照射した炭素含有量の異なる二種類の炭化物燃料ペレットを用いた。ほぼ化学量論組成をもつ燃料では、燃料と被覆材との化学的相互作用(FCCI)により生成したと考えられる数
m厚さ程度の反応層が確認された。一方三二炭化物を含む燃料ではFCCIの兆候は見られなかった。いずれの燃料においてもクラックの回復現象が観察されたが、照射中のスエリングと再焼結によるものと推定される。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 岡本 芳浩; 塩沢 憲一; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-009, 17 Pages, 1996/02
JAERI-Research-96-009.pdf:1.09MB
原研-動燃共同研究「高速炉用炭・窒化物燃料の基礎照射試験」に基づき、高速実験炉「常陽」で照射試験を行うためのウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン1本及び混合窒化物燃料ピン2本を製作した。本報告書は、共同研究の中で、燃料ピンの設計、燃料ペレットの製造、燃料ピンの製作等において、原研が主に担当してきた項目について結果を整理したものである。
西 宏
JAERI-Research 94-031, 14 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-031.pdf:0.92MB
21/4Cr-1Mo鋼の高温低サイクル疲労試験をひずみ波形の影響を明らかにするため、真空中723Kで行った。ひずみ波形は高速-高速の対称三角波(F-F波)および低速-高速の非対称三角波(S-F波)で、高速波のひずみ速度は0.1%/s、低速波は0.001%/sを用いた。さらに走査型および透過型電子顕微鏡により疲労波面と組織変化を観察した。S-F波の低サイクル疲労寿命はF-F波に比べ低下する。SEM観察の結果、F-F波の疲労波面は粒内破壊で、ストライエーション状の模様が見られた。しかしS-F波ではMnS介在物を起点としたディンプルが観察された。S-F波ではこのディンプル形成によりき裂進展が加速されたと考えられる。疲労中の材料は軟化し、応力振幅は繰返しとともに低下した。TEM観察の結果、疲労により転位のセルサイズと炭化物の析出は増加し、これが疲労軟化の原因である。
荒井 康夫; 岩井 孝; 笹山 龍雄; 中島 邦久; 野村 勇; 吉田 武司; 鈴木 康文
JAERI-Research 94-027, 66 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-027.pdf:4.09MB
本報告書は、混合炭化物燃料ペレットを充填したHeボンド型燃料ピンを組み込んだ87F-2Aキャプセルの照射及び照射後試験結果についてまとめたものである。照射はJMTRにおいて平均線出力60kW/mの条件で行い、燃焼度は4.4%FIMAに達した。照射後の燃料ピンには有害な欠陥も無く健全であった。燃料ピンの断面写真からは、燃料ペレットと被覆管の間のギャップが閉塞されていることが確認された。熱安定型ペレットの採用に起因して、従来の燃料と比較して、極めて低い閉気孔率とFPガス放出率、緩やかな組織変化等が観測された。最大で~0.06mmの被覆管の外径増加が観測されたが、燃料ピンの照射健全性に影響するものではなかった。また、被覆管内面の浸炭現象もみとめられなかった。
岩井 孝; 荒井 康夫; 前多 厚; 笹山 龍雄; 関田 憲昭; 野村 勇; 鈴木 康文
JAERI-M 94-036, 81 Pages, 1994/03
炭素量の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ペレットをそれぞれ充填した2本の燃料ピンを、JMTRを用いてキャプセル照射した。燃焼度は4.5%FIMAに達した。東海研燃料試験施設に搬入して照射後試験を実施した。本報告書は照射後試験の結果および考察をまとめたものである。照射後試験では、4.5%FIMAまでの照射健全性が実証された他、照射挙動として、燃料ペレットからのセシウムの移行、FPガス放出率、気孔分布の変化、被覆材の浸炭現象など、多くの知見を得ることができた。
小嶋 素志; 檜山 敏明; 上村 勝一郎; 山本 純太
PNC TN8420 93-011, 40 Pages, 1993/07
湿式法によるMOX顆粒製造を目的とし、文献調査を行ない、各顆粒製造法の実用性について評価した。現在、湿式法としてはゾル-ゲル法、ゲル化法(内部ゲル化法、外部ゲル化法)により顆粒製造が行なわれており、既に各々の方法によるウラン、トリウム及びMOX燃料製造が報告されている。乾式法と比較し、湿式法は粉末の飛散等が少なく、被曝の低減化に適しているばかりでなく、プロセスが単純なため連続自動化も容易である。従って顆粒製造の技術的な問題点はプロセスの自動化であり、実試験への適用を考え、この報告書ではプロセス及びハードに重点が置かれている。また生成した課粒を用いた燃料の成形法や応用できる化学的形態についてもまとめた。なお、湿式法においては廃棄物発生量が大きい事が欠点である。これはMOX燃料はもちろん、PNCの今後の課題であるTRU燃料に適用した際にも大きな課題となる。そこで今後のまとめで生ずるであろう問題点及び考えられる方策についても言及し、MOX及びTRU燃料製造に向けての足掛りとした。
森平 正之
PNC TN8420 92-011, 42 Pages, 1992/06
動燃事業団・日本原子力研究所の共同研究として平成6年度より「常陽」における炭・窒化物燃料の照射試験が予定されている。筆者は平成3年10月から翌年3月まで、この共同研究の一環として原研大洗研燃料研究棟で照射用燃料の製造に従事すると共に、炭・窒化物燃料の製造、取扱技術並びにこれらの燃料を取扱うための高純度アルゴン雰囲気グローブボックスについての技術調査を行った。本報告はこれらの調査結果をまとめたものである。
岩井 孝; 鈴木 康文; 前多 厚; 笹山 龍雄; 半田 宗男
日本原子力学会誌, 34(5), p.455 - 467, 1992/05
被引用回数：1 パーセンタイル：17.24(Nuclear Science & Technology)高速炉用新型燃料として注目されているウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン4本をJRR-2を用いてキャプセル照射し、破損することなく燃焼度13GWd/tまでの健全性を確認した。42および64kw/mと比較的低い線出力であったにもかかわらず、気孔成長や結晶粒径変化が顕著に観察された。燃料ペレット密度や炭素含有量などの燃料特性の違いは組織再編、クラッキングおよびFPガス放出などの燃料挙動に少なからず影響を及ぼした。ガンマスペクトロメトリによると、セシウムがFPガスに似た挙動を示し一部がプレナム部に凝縮していることが明らかになった。316ステンレス鋼被覆管の内面にわずかな浸炭が認められた。
鈴木 康文; 荒井 康夫; 笹山 龍雄; 前多 厚; 岩井 孝; 大道 敏彦; 半田 宗男
日本原子力学会誌, 34(1), p.66 - 74, 1992/01
被引用回数：1 パーセンタイル：17.24(Nuclear Science & Technology)新型FBR燃料として期待されるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を把握し、その健全性を実証するため、JRR-2およびJMTRを用いた照射試験用の燃料ピン9本を製作した。酸化物を炭素熱還元し、さらに焼結を行うことによって、組成の異なる2種類の燃料、(U,Pu)C
および(U,Pu)C
を調製した。これらの炭化物燃料ピンの基本設計、製作手順ならびに確性試験の結果について報告する。製作された燃料ピンのうち、8本については、燃料破損を起こすことなく、42から64kW/mの線出力で照射が完了し、最高で約5at%の燃焼度を達成している。残りの1本の燃料ピンについては、熱安定型ペレットが装荷されており、JMTRで照射継続中である。
