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小澤 隆之
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/07
廃棄物減容・有害度低減に向けたマイナーアクチニド(MA)リサイクルシステムにおいて、再処理で分離されたMAはプルトニウム(Pu)やウラン(U)とともに混合酸化物(MOX)として高速炉で照射される。このような将来のリサイクルシステムでのMA含有率は約5wt.%となることが想定され、MAがMA含有MOX燃料の照射挙動に影響を及ぼすことが考えられる。MA含有による主な影響は燃料温度や被覆管応力の増加で、MA含有MOX燃料の照射挙動のうち、燃料組織変化、再分布、He生成及び被覆管腐食が重要であると考えられる。本研究では、常陽で実施した高Am含有MOX照射試験であるB8-HAMの結果を用い、MA含有MOX燃料の照射挙動を評価するために燃料物性や解析モデルを組み込んだCEPTAR.V2で照射挙動を評価した。その結果、Am含有MOX燃料の照射挙動を精度よく解析でき、Am含有による影響が明らかとなった。
前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。
小澤 隆之; 生澤 佳久; 加藤 正人
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.622 - 624, 2015/10
廃棄物減容・有害度低減を目指したリサイクルシステムにおいてはMAを高速炉でMA-MOX燃料としてリサイクルする研究開発を進めており、MA含有率は約5wt%と想定されている。このため、MA含有が燃料物性だけでなく燃料挙動に及ぼす影響ついて研究する必要がある。高速炉においてMOX燃料は比較的高い線出力で使用されることから、燃料組織変化が生じ、その結果、中心空孔が形成される。この中心空孔形成は燃料中心温度を低減する効果があるため、燃料溶融防止の観点で重要な燃料挙動である。ここでは、常陽で実施したMA-MOX燃料の照射試験であるB11とB14の結果を用いて、MA含有が燃料組織変化挙動に及ぼす影響を評価した結果について報告する。
河野 史明; 十亀 求; 山田 知典; 菖蒲 敬久; 永沼 正行; 小澤 隆之; 村松 壽晴
JAEA-Technology 2015-004, 57 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-004.pdf:20.87MB
高速炉燃料集合体の内部ダクトとラッパ管の溶接技術開発に関し、レーザー溶接の適用性を確認するため、それらを模擬した厚さ2mmと5mmのフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)板材を用いてレーザー溶接試験を実施した。その結果、スポット溶接とビード溶接それぞれについて、溶接欠陥が少なくかつ十分な溶込み深さが得られる見通しを得た。スポット溶接については、溶接時の冷却速度を低下させることで、また、レーザーをパルス照射にすることで、溶接部の割れや空孔の発生を抑制できることが分かった。また、690
C
103minの溶接後熱処理により、溶接部のひずみはほぼ除去され、硬さも母材と同程度まで回復した。さらに、せん断試験の結果、溶接部は十分なせん断強度を有していることを確認した。これらの結果から、PNC-FMSラッパ管と内部ダクトの接合方法として、レーザー溶接は有望な手段と考えられる。
亀井 美帆; 小澤 隆之
JAEA-Technology 2014-033, 36 Pages, 2014/11
JAEA-Technology-2014-033.pdf:3.93MB
高速炉燃料の高線出力や高燃焼度化を図るためには中空燃料の採用が有望であり、高燃焼度化に対してPCMI発生時における中空部変形によるPCMI応力の緩和効果が期待されている。このような照射挙動を踏まえた中空燃料設計に適用するため、従来から中空燃料設計コード「CEPTAR」の開発・整備を進めてきている。CEPTARコードでは燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似に基づき解くとともに、燃料組織変化モデルにボイド移動モデルを用いている。一方で、燃料設計に適用している高速炉用燃料設計コードでは許認可設計に対応するため、燃料組織変化モデルに三領域モデルを採用している。本研究では高速炉燃料の高燃焼度化に係る許認可設計でのPCMI評価に対応するため、CEPTARコードに三領域モデルを適用したCEPTAR-Dコードを開発し、常陽・海外炉における短期照射データ及び長期照射データを用いて熱的解析機能と機械的解析機能の検証を行った。その結果、従来の検証結果とほぼ同程度の精度を有し、燃料組織変化モデルに三領域モデルを適用した場合においても燃料ペレット及び被覆管の応力・歪を一般化平面歪近似で解くことによって、PCMI応力を適正に評価できることがわかった。
生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎
Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07
MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。
加藤 正人; 前田 宏治; 小澤 隆之; 鹿志村 元明; 木原 義之
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.646 - 653, 2011/04
高速炉リサイクルの実用化に向けてマイナーアクチニド含有MOX燃料の物性値と照射挙動が評価された。物性値は、マイナーアクチニド含有率や
/
比などをパラメータとして物性式を作成し、照射挙動評価に用いた。マイナーアクチニド含有MOX燃料は/比をパラメータとして、常陽で照射試験が行われ、照射後試験において、組織変化及びアクチニド元素の再分布挙動が評価された。物性式を用いて燃料の温度解析を行い、燃料は到達線出力430W/cmで、2680Kまで達したと評価された。
小澤 隆之; 生澤 佳久
Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance Meeting/TopFuel/WRFPM (CD-ROM), p.72 - 81, 2010/09
エネルギー資源の有効利用のため、軽水炉(LWR)の使用済燃料の再処理によって取り出したプルトニウムを再利用しており、このような核燃料サイクルでは、プルトニウムをウラン-プルトニウム混合酸化物として用いている。日本においては、2003年の運転終了までFUGENにおいて772体のMOX燃料集合体が健全に使用され、これは熱炉でのMOX燃料利用実績として世界最多となっている。FUGENで照射したMOX燃料集合体に対して、MOX燃料挙動評価に必要な照射後試験を実施し、有用なデータを得ることができた。また、ノルウェーのハルデン炉(HBWR)において、炉内計装を取り付けたMOX燃料集合体を用いた幾つかの照射試験(定常照射試験,ランプ試験,負荷追従試験)を実施した。このようなFUGEN及びHBWRで得られた経験を、将来のLWRにおけるMOX燃料利用の信頼性向上に資するため、MOX燃料データベースを構築した。
生澤 佳久; 森本 恭一; 小澤 隆之; 加藤 正人
Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.341 - 342, 2010/09
酸化物燃料の熱伝導度は、挙動評価,燃料設計において重要な物性である。ウラン酸化物燃料や混合酸化物燃料(MOX燃料)は軽水炉燃料として使われており、これら酸化物燃料の熱伝導度はさまざまな研究施設で測定がなされている。燃料物性の研究によると、酸化物燃料の熱伝導度は燃焼とともに減少する。本研究では、MOX燃料の熱伝導度の燃焼度依存性について評価,検討を行った。
小澤 隆之; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2036 - 2044, 2009/09
マイナーアクチニドのひとつであるアメリシウムはMOX燃料中でプルトニウムとともに径方向に再分布することが、照射後MOX燃料の照射後試験で確認されている。このようなアメリシウムやプルトニウムの再分布挙動をモデル化することは、MOX燃料の熱伝導度や融点といった熱物性に影響を及ぼすことから燃料設計上重要である。そこで、ここでは、固相内の熱拡散と気泡内の蒸気輸送を考慮した再分布モデルを開発し、常陽で行った2%Np-2%Am-MOX燃料の照射試験結果を用いて検証した。その結果、ここで開発したアメリシウム及びプルトニウムの再分布モデルによる径方向分布の計算値は、照射後試験結果として得られている実測値とよく一致する結果が得られることを確認した。
生澤 佳久; 小澤 隆之
JAEA-Technology 2007-070, 27 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2007-070.pdf:46.26MB
日本原子力研究開発機構におけるATR-MOX燃料開発の一環として、ハルデン炉(HBWR)においてIFA-554/555日負荷追従試験を実施した。IFA-554/555は燃料要素内圧測定計装,燃料中心温度測定計装,燃料スタック伸び測定計装及び被覆管伸び測定計装を装備した照射リグであり、日負荷追従運転時の照射挙動の解明を目的とした試験である。原子力発電の日負荷追従運転は経済性向上に有用なオプションの一つであるが、このような運転下では、短期間での出力変動に起因する機械的,熱的な照射条件が変化することになる。本報告書では、IFA-554/555日負荷追従試験時の出力変動による燃料要素内圧上昇に着目し、日負荷追従運転がMOX燃料からのFPガス放出挙動に及ぼす影響について検討を行った。過渡時FPガス放出挙動の評価が可能なFASTGRASSコードを用いた解析評価の結果、日負荷追従運転時には、温度が高くなる燃料ペレット中心部で燃料ペレット内結晶粒界に残留しているFPガスが、燃料ペレットの温度や内部応力の変化によって放出されるが、結晶粒界に残留しているFPガス量が一定量まで低下すると、FPガスが放出しなくなることがわかった。また、日負荷追従運転により定格運転時のFPガス放出量が減少するため、全照射期間を通じたFPガス放出率は日負荷追従運転による影響をほとんど受けないことがわかった。
小澤 隆之
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.404 - 408, 2007/09
将来の高速炉燃料として考えられている中空燃料の設計を合理的に行うため、確率論的中空燃料設計コード"BORNFREE-CEPTAR"を開発した。確率論的燃料設計手法では、照射挙動に則したかたちで、燃料中心温度,被覆管温度,被覆管応力等の設計評価指標をモンテカルロ法で評価し、設計裕度についても定量的に評価することが可能である。本コードを用いた確率論的評価の結果、将来の高速炉燃料の高性能化について実現の可能性が定量的に示された。
生澤 佳久; 小澤 隆之
JAEA-Technology 2007-013, 38 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-013.pdf:4.14MB
高速増殖炉もんじゅにおける次期炉心燃料の候補として高密度中実ペレットが検討されている。中空燃料設計コード「CEPTARコード」はおもに高密度中空ペレット燃料を対象に整備検証されており、高密度中実ペレットへの適用性については必ずしも確認されてきていない。本報告書では、高密度中実ペレットを使用している常陽Mk-II炉心燃料照射データを用いて、CEPTARコードの高密度中実ペレットの適用性について検証を行った。検証作業を行うにあたり、以下の物性式をCEPTARコードに組み込んだ。(1)PNC316鋼について新たに報告されている被覆管物性式(スエリング式及びクリープ式)を解析オプションとして追加した。(2)常陽Mk-II炉心燃料のPIE結果より高密度中実ペレットのスエリング式を作成した。新たに組み込んだ被覆管物性式とペレットスエリング式を用いることにより、高密度中実ペレットを用いた常陽Mk-II炉心燃料の挙動を再現することができ、CEPTARコードがピーク燃焼度約76,000MWd/tまでの高密度中実燃料を従来の精度で解析できることを確認できた。
生澤 佳久; 小澤 隆之
JAEA-Technology 2007-010, 44 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-010.pdf:6.43MB
新型転換炉原型炉ふげん及びハルデン炉(HBWR)で実施されたさまざまなMOX照射試験のデータベースを開発した。データベースには、ふげんで照射された燃料集合体(P06, P2R, E03, E06, E07, E08、及びE09)の製造データ,照射データ及び照射後試験データが含まれている。このうちE09燃料集合体はPu富化度約6wt%で、ふげんで照射されたMOX燃料集合体で最も燃焼の進んだものでありペレットピーク燃焼度48GWd/tまで健全に照射された。一方、HBWRではBWR-MOX燃料の定常運転時の挙動評価(IFA-514/565, IFA-529),ATR-MOX燃料の日負荷追従時の挙動評価(IFA-554/555)及び過出力時の挙動評価(IFA-591)の試験が行われた。IFA-565は定常状態で照射され、最高燃焼度約56GW d/tに達している。また、IFA-591は最高線出力58.3-68.4kW/mまで破損することなく照射され、IFA-554/555では出力変動に伴う被覆管・スタック伸び,燃料中心温度,要素内圧などのデータが取得された。データベースには、これらHBWRで照射された燃料の製造データ,照射データ及び照射後試験データ及び炉内計装データも格納している。
小澤 隆之
JAEA-Technology 2007-009, 18 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-009.pdf:3.73MB
将来の高速炉実用化のため、高線出力化や高燃焼度化が一つの方策として考えられているが、この際、中空燃料の採用が検討されている。このような中空燃料の設計に対応するため、日本原子力研究開発機構では中空燃料設計コード"CEPTAR"の開発を行ってきている。また、安全性を確保した合理的な燃料設計及び設計裕度の定量的評価のため、確率論的燃料設計コード"BORNFREE"を開発してきた。ここでは、中空燃料を対象とした合理的な設計手法の一環として、BORNFREE-CEPTARコードの開発・整備を行い、確率論的設計手法の開発を行った。本コードを用いた試計算として行った出力上昇時における過出力時燃料溶融確率評価の結果、中空燃料では中実燃料に比べて溶融確率が約2桁小さくなる結果が得られ、中実燃料では出力上昇時間の増加に伴い燃料組織変化の効果で顕著な溶融確率の低下がみられたが、中空燃料では比較的小さい結果が示された。また、中実燃料と同様の溶融確率条件下において、中空燃料では中空径の増加とともに許容線出力が増加する傾向があり、低密度中実燃料に比べて高密度中空燃料では高線出力化が可能となる見通しが得られた。
加藤 優子; 梅林 栄司; 沖元 豊; 奥田 英一; 高山 宏一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 松崎 壮晃; 吉田 英一; 前田 宏治; et al.
JAEA-Research 2007-019, 56 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-019.pdf:6.79MB
「もんじゅ」の運転再開にあたって、今後新たに製造する燃料に加え、平成7年に実施した性能試験で燃焼を経験した燃料及び本格運転以後に使用する予定で保管されている燃料についても利用する計画である。これらの燃料については、製造後、既に10年を越えてナトリウム中(原子炉容器及び炉外燃料貯蔵槽)、あるいは大気中に保管された状態にある。これら燃料の保管中における経年的影響について燃料の機械的な健全性の確保の観点から、技術的検討・評価を行った。具体的には、これら長期保管状態にある燃料集合体について、経年的な影響を放射線による影響,環境による影響,機械的な影響等に着目して、熱,流動,構造強度,材料等の観点から、網羅的に整理して考察した。その結果、長期保管状態にある燃料集合体が有する機械的健全性は損なわれておらず、使用上での要求機能,性能を確保していることが明らかとなった。
Bart, G.*; Bakker, K.*; Hellwig, C.*; 木原 義之; 小澤 隆之; Wallin, H.*; 重留 義明
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.329 - 336, 2007/03
被引用回数：4 パーセンタイル：65.75(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構がPaul Scherrer Institute(PSI,スイス)及びNuclear Research and Consultancy Group(NRG,オランダ)と実施したFUJI共同研究では、20%のPuO
,5%NpOの組成の混合酸化物燃料を、スフェアパック燃料,バイパック燃料,ペレット燃料の3つの形態で製造し、照射初期の組織変化挙動と溶融限界評価を行った。これらの燃料ピンは旧JNCの協力の下でPSIが製造したもので、オランダのHigh Flux Reactor(HFR)において照射及び照射後試験を実施した。照射挙動にかかわるモデリングはPSIと旧JNCが実施した。本論文は共同研究にかかわる計画立案,照射挙動にかかわる予備評価及び照射燃料ピン製造の経過についてまとめたものである。
小澤 隆之
JAEA-Technology 2006-051, 278 Pages, 2006/11
JAEA-Technology-2006-051.pdf:140.62MB
IFA-514照射試験は、軽水炉用MOX燃料の照射特性を把握することを目的として、ノルウェー国ハルデン炉(HBWR)で実施した。燃料要素の仕様はBWR 88燃料に準じ、PuO富化度を5.8wt.%としたMOX燃料を用いた。本照射試験では、ペレットの形状(中実/中空)や表面粗さ(研磨/未研磨)をパラメータとした6本の燃料要素が集合体平均燃焼度約45GWd/tまで照射され、その間の炉内挙動データ(被覆管伸び,燃料スタック伸び,燃料中心温度,燃料要素内圧)を取得するとともに、燃料要素に顕著な腐食,変形等は認められなかった。IFA-565照射試験は、IFA-514照射試験で用いた6本の燃料要素のうち3本を集合体平均燃焼度約56GWd/tまで継続照射したものであり、燃料要素に顕著な腐食,変形等は認められなかった。一連の照射後試験結果から、FPガス放出挙動はBWR UO燃料及びATR MOX燃料のそれと類似しており、FPガス放出挙動に差は認められなかった。また、中空ペレットのFPガス放出率(約13%)は中実ペレット(約16%)より低かった。さらに、金相試験結果及び燃料スタック伸び量から、いずれの燃料要素でも顕著なPCMIは生じておらず、ペレット形状(中実/中空)がPCMI挙動に及ぼす影響に明確な差は認められなかったが、中空ペレットの方が中実ペレットに比べて被覆管外径変化率はやや小さく、外径変化の抑制効果があるものと考えられる。
小澤 隆之; 安部 智之
Nuclear Technology, 156(1), p.39 - 55, 2006/10
被引用回数：13 パーセンタイル：29.85(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料の高出力化及び高燃焼度化を実現するためには中空燃料の採用が有効であると考えられている。高燃焼度まで照射された中空燃料は照射中で変形と組織変化による中空部の潰れが観られるが、この挙動は燃料設計において許容最大線出力を決定する際の溶融限界線出力に大きな影響を及ぼす一つの要因でもある。このような中空燃料挙動を精度よく予測するためにCEPTARコードを開発し、照射試験結果を用いて検証した。本コードでは、ボイド移動で計算した径方向密度分布を用いた質量保存則に則って中心空孔径を評価し、熱膨張,スエリング及びクリープ変形については平面歪近似の応力・歪解析で評価する。さらに、本コードは高燃焼度燃料の被覆管-ペレットギャップ部に観察されるJOGの燃料スエリング抑制及びギャップ部熱伝達の改善といった効果についても考慮することが可能である。本稿ではCEPTARコードの概略と検証結果について報告する。
小澤 隆之; 安部 智之
JAEA-Technology 2006-026, 300 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-026.pdf:117.55MB
新型転換炉(ATR)MOX燃料の過渡時挙動及びMOX燃料要素の破損限界を把握するため、ハルデン炉(HBWR)でIFA-591出力急昇試験を実施した。出力急昇試験に先立ち、ATR原型炉ふげんにおいて燃焼度18.4GWd/tまでベース照射した。ベース照射後及び出力急昇試験前の非破壊試験で、燃料ピン又は燃料集合体の健全性に問題のないことを確認した。マルチステップ試験とシングルステップ試験からなる出力急昇試験に供したすべてのセグメントには被覆管長さもしくは内圧計装が装備されており、最大到達線出力58.3
68.4kW/mまで破損はなかった。出力急昇試験の主な結果は以下のとおりである。(1)Zry-2被覆管及びZrライナー管でPCMI挙動に違いは観られなかった。(2)被覆管伸び及び内圧の計算結果は計装による炉内測定値より若干低めとなったが、出力保持期間における被覆管伸びの緩和はほぼ一致し、また、炉内測定で観察されたFPガス放出挙動とほぼ一致した傾向を有する計算結果が得られた。(3)最大到達線出力がUO燃料ピンの破損しきい値を超えていたにもかかわらず、出力急昇試験中に燃料破損はみられなかった。(4)マルチランプ試験の各出力レベルにおいて、高温でのMOX燃料のクリープ変形による被覆管リラクゼーションを確認することができた。(5)ランプ試験後の出力低下時に、PCMI拘束の解除に伴うFPガス放出が観察された。(6)FPガス放出しきい線出力の燃焼度依存性が確認された。
