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論文

Distributions of density and fission products in the reaction product between irradiated MOX fuel and molten zircaloy-2

石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(11), p.1274 - 1276, 2017/11

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

X線CTによってMOX燃料とジルカロイ反応生成物の2次元、3次元画像を取得した。また、Cs-137とEu-154のFP核種とCo-60の放射化核種の$$gamma$$線強度分布を取得した。2次元画像から、金属層領域において燃料と被覆管の平均密度が得られた。また、3次元画像から、燃料片とポアの状況を明確に把握することができた。$$gamma$$線測定より、Cs-137は未反応燃料領域と金属層領域内のポア部分において観察され、Eu-154は全ての領域に観察された。Co-60は金属層領域にのみ観察された。

論文

Fabrication and short-term irradiation behaviour of Am-bearing MOX fuels

木原 義之; 田中 康介; 小山 真一; 吉持 宏; 関 崇行; 勝山 幸三

NEA/NSC/R(2017)3, p.341 - 350, 2017/11

MOX燃料の照射挙動におよぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験とその照射後試験は終了している。本報告では、照射燃料試験施設(AGF)で実施したAm-1用のAm-MOX燃料における遠隔製造の詳細な条件を述べるとともに、10分間及び24時間照射Am-MOX燃料の非破壊及び破壊照射後試験結果について紹介する。

論文

High temperature physicochemical properties of irradiated fuels

石川 高史; 大西 貴士; 廣沢 孝志; 田中 康介; 勝山 幸三

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 10 Pages, 2017/00

Research and development (R&D) of high temperature behavior of irradiated fuels have been conducted for many years in the Alpha-Gamma Facility (AGF) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). An apparatus for measuring melting temperatures for irradiated fuels and an apparatus for the evaluation of radionuclides (fission products; FPs and actinides) release behavior from the irradiated fuels were installed in hot cells in AGF. In this paper, the activities of the R&D of the high temperature behavior of irradiated fuels are reviewed and detailed descriptions of the apparatuses are provided.

論文

Development of advanced PIE technique for fuel debris using X-Ray computer tomography

勝山 幸三; 石見 明洋; 田中 康介; 木原 義之

Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/11

燃料デブリの性状を把握するための分析技術開発の一環として、これまで高速炉燃料集合体の非破壊検査技術として開発してきたX線CT検査技術を燃料デブリの分析に適用するための技術開発に着手した。本報告では、実燃料デブリ分析への適用性を確認するために実施した模擬デブリ試料を用いたX線CT試験結果について報告する。試験の結果、燃料デブリ内の燃料部位の形状や位置が把握でき、さらに臨界評価等で重要となる空隙部の形状等も非破壊により把握できる見通しを得た。

論文

Development of the prediction technology of cable disconnection of in-core neutron detector for the future high-temperature gas-cooled reactors

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2(4), p.041008_1 - 041008_5, 2016/10

HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。

論文

Fuel performance of hollow pellets for fast breeder reactors

石見 明洋; 勝山 幸三; 木原 義之; 古屋 廣高*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(7), p.951 - 956, 2016/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

常陽MK-II炉心にて照射された中空ペレットについて、X線CT検査等の照射後試験を実施した。X線CT検査の結果、燃料スタック中央部付近において中空径が製造時よりも小さくなることを確認した。また、X線CT検査結果より中空ペレットのスエリング率を評価し、金相写真より評価した結果とほぼ一致していることを確認した。さらに、中実ペレットに比べ高い線出力で照射された中空ペレットのスエリング率及びFPガス放出率は、中実ペレットと同等であることを確認した。

報告書

高線量照射済燃料の観察のための走査型電子顕微鏡の整備

磯崎 美咲; 佐々木 新治; 前田 宏治; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2015-058, 28 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-058.pdf:23.51MB

高速炉で使用されるウラン-プルトニウム混合酸化物燃料(以下、MOX燃料)は、照射中のペレット径方向の急峻な温度勾配により中心空孔等の形成を伴う組織変化が生じ、ウランやプルトニウムといった元素の再分布が発生する。高速炉燃料の高性能化では、詳細な照射挙動として、燃料ペレット内の微細部の組織変化やウランやプルトニウムといった元素の再分布挙動を把握しておくことが必要不可欠である。そこで、高い分解能での照射済燃料の微細部の組織観察及び元素分析を行うため、エネルギー分散型X線分光器(EDS)及び波長分散型X線分光器(WDS)を取り付けた電界放射走査型電子顕微鏡(以下、FE-SEM)を、高速炉燃料集合体の照射後試験施設である照射燃料集合体試験施設(以下、FMF)に導入した。今回導入したFE-SEMで測定対象とする試料は、核燃料物質(ウラン, プルトニウム等)、核分裂生成物(セシウム, ロジウム等)、中性子照射による放射化物(コバルト, マンガン等)の放射性物質を含むため、その放射能が非常に高く、その取扱時には放射線による作業者の被ばくの低減と、放射性物質(特に法令上厳しい管理を求められる$$alpha$$放出核種(ウラン, プルトニウム等))の漏えい防止を考慮する必要がある。このため、今回のFE-SEMの整備では、日本電子製のJSM-7001Fを基本機器とし、以下の改造を行った。(1)放射性物質からの放射線を遮蔽するためにFE-SEMの周辺にメンテナンス性を考慮した遮へい体を設置した。(2)放射性物質の漏えいを避けるために金相セルと装置間に試料移送機構を設置及び防振ダンパーの撤去と剛構造による固定をした。本報告書では、FE-SEMの概要と改造内容、導入整備手順、性能試験の結果について報告する。

報告書

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

論文

Early-in-life fuel restructuring behavior of Am-bearing MOX fuels

田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10

高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。

論文

Development of the prediction technology of cable disconnection of in-core neutron detector for the future high-temperature gas cooled reactors

島崎 洋祐; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 鈴木 尚; 篠原 正憲; 本多 友貴; 勝山 幸三; 高田 昌二; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

HTTRを用いたメンテナンス技術の開発は、将来HTGRsの定期点検の期間を短縮し、稼働率90%を達成することを目標の一つとして実施されている。HTTRの広領域中性子検出器(WRM)は原子炉内に設置されていること等により、内部状態を詳細に検査することは困難であることから、断線による故障を予知し、その状態を基にした交換を計画することが重要である。HTTRでは、TDR法による特性インピーダンス波形観察及び静電容量測定法等の電気的検査法により、炉内に設置した状態で異常の有無(状態観察)及び断線箇所の特定をする方法が提案され、この方法の有効性を非破壊及び破壊検査により確認した。HTTRでは原子炉起動前などに上記電気的検査法による測定を実施してデータの蓄積をしていく。これらのデータは、WRMの断線予知などの将来HTGRsのメンテナンス技術の高度化に寄与することが期待される。

論文

Radial density distribution in irradiated FBR MOX fuel pellets

石見 明洋; 勝山 幸三; 中村 博文; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Nuclear Technology, 189(3), p.312 - 317, 2015/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

高解像度X線CT技術を開発し、照射済燃料集合体の高解像度CT画像を取得することが可能になった。さらに、CT値と密度の関係式を用いることで得られたCT画像によりMOX燃料ペレット中の径方向の密度分布を評価し、破壊試験により得られた組織観察結果と比較を行った。その結果、X線CTによって得られた径方向相対密度分布は、破壊試験にて観察された組織変化とよく一致していた。

論文

Verification of the FBR fuel bundle-duct interaction analysis code BAMBOO by the out-of-pile bundle compression test with large diameter pins

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 根本 潤一*; 市川 正一; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.552 - 556, 2014/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

バンドル-ダクト相互作用(BDI)解析コードBAMBOOを、太径ピンの炉外バンドル圧縮試験の結果を用いて検証した。太径ピンの外径は8.5mmと10.4mmであり、原型炉の高度化炉心とFaCTで検討している実証炉や実証炉のピン径に相当する。バンドル圧縮試験では、X線-CT技術により圧縮中のバンドルの横断面CT画像を取得した。このCT画像を解析し、ピン-ダクト間距離やピン-ピン間距離を評価した。検証ではBAMBOOコードの炉外バンドル圧縮試験解析結果とCT画像解析による評価結果とを比較した。比較の結果、BAMBOOコードは、ピン湾曲と被覆管の変形をBDI条件下での主要な変形機構と仮定することにより、太径ピンのBDI挙動を適切に予測できることが分かった。

報告書

X線CT検査技術による燃料集合体に発生する欠陥(傷,混入異物等)の撮像データ集

石見 明洋; 舘 義昭; 勝山 幸三; 三澤 進*

JAEA-Data/Code 2014-012, 72 Pages, 2014/08

JAEA-Data-Code-2014-012.pdf:82.93MB

日本原子力研究開発機構の集合体試験課(FMS)では、X線CT検査技術を用いて高速実験炉「常陽」等で照射された燃料集合体内部の健全性について確認を行ってきた。本技術は非破壊で欠陥等を観察することが可能であることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において福島第一原子力発電所から取出された燃料集合体の健全性を確認するための手法としてX線CT検査技術の適用を検討している。本報告では、燃料集合体の健全性確認として燃料集合体内の異物検知や燃料ピンの腐食(酸化)検知と欠陥検知へのX線CT検査技術の適用性を確認する基礎データを取得するために実施した模擬試験体等の撮像結果について取りまとめた。

論文

Investigation of strand bending in the He-inlet during reaction heat treatment for ITER TF Coils

辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 奥野 清; 小泉 徳潔; 石見 明洋; 勝山 幸三

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802704_1 - 4802704_4, 2014/06

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

原子力機構はITER計画において9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線はNb$$_{3}$$Sn超伝導導体、ジョイント部及び冷媒入口部等から構成される。冷媒入口部近傍の超伝導導体は7Tの磁場中で68kAの電流容量が求められ、高い超伝導性能が要求され、Nb$$_{3}$$Sn素線の曲げ等による劣化を避ける必要がある。冷媒入口部では、超伝導体を生成するための熱処理において、ステンレス鋼製のジャケットとNb$$_{3}$$Sn撚線の熱膨張率の違いにより、圧縮方向の熱残留歪が生じる。また、ヘリウムを導入するために撚線とジャケットとの間に隙間が生じるが、熱残留圧縮歪により、この隙間においてNb$$_{3}$$Sn素線が座屈して曲げが生じ、超伝導性能が劣化する可能性がある。そこで、Nb$$_{3}$$Sn素線に曲げが生じた場合に変化する熱処理中の冷媒入口部の伸び及び熱処理後のジャケットの熱残留歪を測定し、素線の曲げの発生状況を調査した。加えて、原子力機構(大洗)の照射燃料集合体試験施設(FMF)に設置された高解像度X線CTを用いた非破壊検査による詳細な素線の曲げ観察を実施した。以上をまとめて、冷媒入口部近傍のNb$$_{3}$$Sn素線の曲げの発生状況を調査した結果について報告する。

報告書

炉外バンドル圧縮試験による太径ピンバンドルのBDI評価

上羽 智之; 市川 正一; 勝山 幸三

JAEA-Research 2013-039, 25 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-039.pdf:19.15MB

高速増殖炉の炉心燃料集合体における燃料ピンとダクトとの相互作用:BDI(Bundle-Duct Interaction)は、燃料燃焼度を制限する因子の一つである。したがって、高燃焼度化を指向する「もんじゅ」高度化炉心やFaCT(高速増殖炉サイクル実用化研究開発)プロジェクトの高速実証炉では、BDIが重要な評価項目となる。これらの炉心燃料には、太径仕様の燃料ピンを用いることから、そのBDIの評価を目的として$$phi$$8.5mmと$$phi$$10.4mm仕様の太径ピンの炉外バンドル圧縮試験を実施した。試験ではX線CT(コンピュータ・トモグラフィ)技術を適用し、BDI発生時のバンドル横断面画像(CT画像)を取得した。本研究は、このCT画像を数値解析しBDIが生じた太径ピンバンドルの変形を評価することにより、太径ピンバンドルの変形は、現行の細径ピンバンドルの場合と同様に、ピンの湾曲と被覆管の扁平化に支配されることを明らかにした。また、太径ピンバンドルにおいても細径ピンバンドルと同様に、被覆管の扁平化がピン-ダクトの接触時期を遅らせるBDI緩和の主要機構となることを確認した。

論文

Upgrading of X-ray CT technology for analyses of irradiated FBR MOX fuel

石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛; 浅賀 健男; 古屋 廣高

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(12), p.1144 - 1155, 2012/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

照射された燃料ペレット内の状態を把握するため、原子力機構で開発してきたX線CT技術の改良を行った。本技術の改良では、高感度Si半導体検出器の導入、コリメータスリットの微細化及びX線線源形状の最適化を行った。また、画像解析コードについても中心空孔解析手法の改良や密度識別手法を新たに導入した。本改良によって、照射済燃料集合体等の高解像度X線CT画像を取得することに成功した。また、中心空孔の解析精度が向上し、燃料ペレット内の密度識別についても可能になった。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; サンプル試験及び破壊試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 芳賀 広行; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 高田 清志*; 東村 圭祐*; 藤井 淳一*; 鵜飼 隆由*; et al.

JAEA-Technology 2012-032, 29 Pages, 2012/11

JAEA-Technology-2012-032.pdf:6.57MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、動作不能箇所の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、組立に起因する強度低下及び熱サイクルによる強度低下試験並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にてWRMの破壊試験を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及び破壊試験結果をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; 原因調査及び照射後試験

篠原 正憲; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 石見 明洋; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2012-026, 21 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-026.pdf:2.31MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの使用期間を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、製作メーカにてWRM模擬試験体を製作し、短絡状態を模擬した特性インピーダンス波形測定並びに照射燃料集合体試験施設(FMF)にて高エネルギーX線CT検査装置を用いた照射後試験(PIE)を実施した。本報告書は、WRMの動作不能の原因調査及びPIE結果をまとめたものである。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)の使用済広領域中性子検出器の動作不能調査; 原因調査及び輸送作業

篠原 正憲; 澤畑 洋明; 川本 大樹; 茂木 利広; 齋藤 賢司; 高田 昌二; 吉田 直昭; 磯崎 涼佑; 勝山 幸三

JAEA-Technology 2012-025, 31 Pages, 2012/08

JAEA-Technology-2012-025.pdf:4.69MB

2010年3月の原子炉停止中に、広領域中性子検出器(WRM)が開発時の動作実績期間より短い使用時間で動作不能となる事象が発生した。本事象の原因調査を行い、WRMの寿命を向上させることは高温ガス炉の基盤技術開発において重要である。そこで、事象発生部位の特定及び破損原因を調査するため、照射燃料集合体試験施設(FMF)にてX線CT装置を用いた照射後試験を計画した。本報告書は、WRM動作不能の原因調査、当該WRMのFMFへの輸送方法の検討及び輸送作業の結果をまとめたものである。

報告書

「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$$phi$$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。

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