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

https://doi.org/10.1080/00223131.2017.1365024

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。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。

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

http://hotlab.sckcen.be/proceedings

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.

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

https://doi.org/10.1115/1.4032597

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。

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。

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。

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

https://doi.org/10.13182/NT14-34

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。

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。

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8.5mmと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。

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。

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。