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加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05
被引用回数：4 パーセンタイル：34.13(Materials Science, Ceramics)Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.
Bess, J. D.*; Chipman, A. S.*; Pope, C. L.*; Jensen, C. B.*; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人*
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.1845 - 1872, 2023/08
日米共同研究の一環として、アイダホ国立研究所の過渡照射試験炉TREATにおいて、過去にEBR-IIで照射したMOX燃料を用いた過渡照射試験を計画している。EBR-IIで約134.4GWd/tを達成したMOX燃料ピン3本の内、2本を過渡照射試験に用いることを計画しており、残りの1本について照射試験のための事前解析を行った。事前解析では、燃料ペレットの特性と照射履歴を整理するとともに、崩壊計算や非破壊分析を行った。得られたデータを元に炉心解析を行い、照射試験条件の検討を進めた。
高野 和也; 大木 繁夫; 小澤 隆之; 山野 秀将; 久保 重信; 小倉 理志*; 山田 由美*; 小山 和也*; 栗田 晃一*; Costes, L.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.35_1 - 35_9, 2022/12
日仏高速炉協力を通じ、仕様共通化タンク型高速炉に係る技術検討を進めている。仏実証炉ASTRID600の設計をベースに、ODS鋼被覆管を用いた高燃焼度化炉心や自己作動型炉停止機構といった日本の高速炉実用化に向けた技術の実証が可能である見通しを得た。また、コアキャッチャ等により炉容器内事象終息を目指すASTRID600におけるシビアアクシデント緩和策は、日本における安全設計方針とも整合している。ASTRID600をベースに仕様共通化を図ることで両国の炉心燃料及び安全設計分野の高速炉技術の実証に有用であることを示した。
加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.
Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10
プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
Jensen, C. B.*; Wachs, D. M.*; Woolstenhulme, N. E.*; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
The ARES project is planned to re-establish capabilities for transient testing SFR fuels at the TREAT facility. A full suite of complementary in-pile capability will be available for future users with devices to suit a variety of testing objectives ranging from analytical experiments to highly prototypic experimental simulations. These capabilities extend from fresh to irradiated fuels leveraging a large library of irradiated SFR fuels from EBR-II and FFTF experimental programs. The fresh fuel commissioning tests on metallic fuels will support detailed understanding of the performance of the experimental platform while adding relatively large amount of data to the existing experiment database. High burnup experiments on irradiated metallic and MOX specimens will aid to expand the existing performance envelope of advanced designs to support current and future reactor design and optimization to maximize the performance potential of these already successful fuel types.
小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Novascone, S.*; Medvedev, P.*
Journal of Nuclear Materials, 553, p.153038_1 - 153038_16, 2021/09
被引用回数：8 パーセンタイル：62.34(Materials Science, Multidisciplinary)MA含有MOX燃料の照射挙動は燃料組成に依存し、照射初期における燃料組織変化挙動に係るポア移動に及ぼすO/M依存性を評価するため、米国INLと共同でBISONコードをMOX燃料挙動解析に適用するよう、燃料組成に応じた蒸気種毎の蒸気圧やMOX燃料熱伝導度を考慮するポア移動モデルの開発・整備を行った。本コードを用い、常陽でのMA含有MOX燃料の照射試験で観察された燃料組織変化のO/M依存性について2次元解析を行った。常陽での照射試験では、それぞれ異なるO/M比とペレット/被覆管ギャップ幅を有する4本の燃料ピンを照射した。これらのうちO/M=2.00のMA含有MOX燃料で顕著な燃料組織変化がPIEで観察され、この挙動は蒸気圧に及ぼすO/M比の影響を考慮することで評価することができた。また、ペレットが偏心した場合に中心空孔形成の偏りが発生することが考えられるが、PIEで観察された中心空孔の形成はペレット偏心方向と矛盾していることがペレット横断面の2次元解析で明らかとなった。
菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 河野 史明*; 村松 壽晴; 山田 知典; 永沼 正行; 小澤 隆之
Quantum Beam Science (Internet), 5(2), p.17_1 - 17_9, 2021/06
自動車産業は、照射面の反対側に照射痕を発生させることなく高エネルギー密度を実現するため、レーザービーム溶接を採用している。ひずみゲージや管球X線などの一般的な測定手法では、接合部の溶接部での局所的なひずみを評価できない。本研究では、高エネルギー放射光X線回折を使用して、高温かつ荷重下でのレーザー重ね継手PNC-FMS鋼(厚さ2および5mm)の内部ひずみ分布を計測した。その結果、引張荷重が増加すると、局所的な引張ひずみと圧縮ひずみが界面近くで増加した。これらの分布は、有限要素解析の結果とよく一致した。ただし、当該分布はレーザー加工によって発生する欠陥に依存するため、X線透過イメージングによる内部欠陥観察を補完的に利用することが不可欠であることもわかった。
Rodriguez, G.*; Varaine, F.*; Costes, L.*; Venard, C.*; Serre, F.*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; Dechelette, F.*; Hourcade, E.*; Plancq, D.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 7, p.15_1 - 15_8, 2021/00
フランス(CEAおよびFRAMATOME)と日本(原子力機構、三菱重工業および三菱FBRシステムズ)は、ナトリウム冷却高速炉の概念に関する共通の技術的知見を確立するための研究開発協力を実施した。これは、フランス/日本の両方で利用し得る実現可能な共通の設計コンセプトを開発する方法について日仏共同で検討を進めたものである。本論文は、これらナトリウム冷却高速炉の設計コンセプトに関する共同設計検討の概要をまとめたものである。
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。
