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報告書

放射性試料対応型電子プローブマイクロアナライザの遮へい評価

松井 寛樹; 鈴木 美穂; 小畑 裕希; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2014-017, 57 Pages, 2014/06

JAEA-Technology-2014-017.pdf:20.43MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、発電炉で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。この照射後試験において、燃料ペレット内の核分裂生成物の分析や被覆管の内外面酸化膜の詳細観察等に電子プローブマイクロアナライザ(EPMA)が利用されている。このEPMAは、放射性試料に対応できるよう、市販型の装置をベースに、その内部の検出器に試料から放出される$$gamma$$線が入射するのを防ぐ遮へい体を設ける改造を行ったものである。遮へい設計を適切に行うことは、分析精度を維持する上で重要であり、設計・評価を確実に実施する必要がある。本報では、現在燃料試験施設に設置されているEPMAの遮へい評価を粒子・重イオン輸送総合コードシステムPHITSにより再検討した結果、及び実際に放射性試料を用いて標準試料測定データへの$$gamma$$線の影響を調べた結果について報告する。

報告書

結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-022, 35 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-022.pdf:3.58MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、被覆管材料の微細組織の違いが事故時の燃料挙動に及ぼす影響を簡便かつ定量的に把握、評価するために結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザを開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性及び放射性物質の閉じ込め機能を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した結晶方位解析装置付遠隔操作型電子プローブマイクロアナライザの仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

報告書

遠隔操作型イオンミリング装置の開発

本田 順一; 松井 寛樹; 原田 晃男; 小畑 裕希; 冨田 健

JAEA-Technology 2012-021, 17 Pages, 2012/07

JAEA-Technology-2012-021.pdf:4.17MB

我が国において発電コスト及び放射性廃棄物の低減を目的とした軽水炉燃料の高度利用が進められている。電力事業者は、さらなる高燃焼度化,高出力化に対応するための改良型燃料の開発を進めてきており、国は、これら改良型燃料の申請にかかわる安全規制を行ううえで必要とされる安全基準,指針等を整備するために、常に最新の技術的知見を蓄積することが重要となる。日本原子力研究開発機構では、これらの被覆管材料の微細組織を調べるために遠隔操作型イオンミリング装置を開発した。本装置は、高放射性物質を対象試料として使用するため、遠隔操作型とし、設置する施設の規制及び放射性物質取り扱い上の観点から耐震性を考慮した構造とした。本報告書は、照射後試験装置として開発した遠隔操作型イオンミリング装置の仕様と、その特性試験結果をまとめたものである。

口頭

Mechanical properties of W alloys and pure Ta irradiated at SINQ target 4

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 鈴木 和博; 遠藤 慎也; 小畑 裕希; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川合 將義*; Yong, D.*

no journal, , 

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からW合金とTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が6.5-19.5dpaであった。引張り試験の結果、W合金のうちW-TiC, W-poly, W-SUSは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-sinは7.1dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、7.3 dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

口頭

2段階加熱抽出法によるジルカロイ被覆管の水素の定量

小畑 裕希; 豊川 琢也; 冨田 健; 木村 康彦

no journal, , 

軽水炉燃料の高燃焼度化により、燃料被覆管に吸収される水素量が増加する。吸収された水素は、被覆管の脆化による破損の原因となる。そのため、被覆管母材中の水素量を正確に測定することは、被覆管の安全裕度を知るうえで非常に重要である。従来の高温抽出法による測定では、酸化膜とともに被覆管全体を高温溶融させて発生した水素を測定するため、被覆管の脆化と強い相関を持つ母材中の水素量のみを測定することができなかった。2段階加熱法は、酸化膜と被覆管母材の水素を分離測定することが可能である。分離抽出温度条件を含む測定手法について、非照射被覆管を用いた試験で得られた知見を報告する。

口頭

1F4未照射燃料から採取した燃料部材の詳細検査,1; 検査対象部材の概要と検査方法

本岡 隆文; 遠藤 慎也; 薗田 暁; 大木 恵一; 上原 寛之; 小畑 裕希; 塚田 隆

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所4号機(1F4)の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取されたロックナット等の部材について、原子力機構において、付着物及び表面状態等の詳細な検査を実施した。本報告はシリーズ発表とし、最初に検査対象とした燃料部材の概要と検査方法及び付着物の核種分析結果等を紹介し、次に表面状態の分析検査結果を詳しく報告する。

口頭

1F4未照射燃料から採取した燃料部材の詳細検査,2; 顕微鏡観察及びSEM/EPMA試験結果について

上原 寛之; 小畑 裕希; 遠藤 慎也; 川又 裕; 本岡 隆文; 塚田 隆

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所4号機(1F4)の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取されたロックナット等の部材について、原子力機構において、付着物及び表面状態等の詳細な検査を実施した。本報告はシリーズ発表とし、デジタル顕微鏡と走査型電子顕微鏡(SEM)による表面観察、電子線マイクロアナライザ(EPMA)による元素分析結果について、報告する。

口頭

実用燃料被覆管中の水素濃度測定技術

小畑 裕希

no journal, , 

軽水炉燃料の高燃焼度化により、燃料被覆管に吸収される水素量が増加する。吸収された水素は、被覆管の脆化による破損の原因となる。そのため、被覆管の局所領域や母材中の水素量を正確に測定することは、被覆管の安全裕度を知るうえで非常に重要である。従来の測定では、被覆管全体を高温溶融させて発生した水素を測定するため、局所領域における水素量や被覆管の脆化と強い相関を持つ母材中の水素量のみを測定することができなかった。そのため、画像解析より被覆管の局所領域の水素量を測定するBEI法や2段階の加熱により酸化膜と被覆管母材の水素を分離測定する2段階加熱法を開発した。本報告では燃料試験施設で実施しているこれらの試験技術を報告する。

口頭

Determination of hydrogen concentration in Zircaloy cladding using hot vacuum extraction method with two-step heating

小畑 裕希; 豊川 琢也; 冨田 健; 木村 康彦

no journal, , 

軽水炉燃料の高燃焼度化により、燃料被覆管に吸収される水素量が増加する。吸収された水素は、固溶限度を超えると水素化物として析出し、被覆管の脆化による破損の原因となる。そのため、被覆管母材中の水素量を正確に測定することは、被覆管の安全裕度を知るうえで非常に重要である。水素は被覆管母材のみならず酸化膜にも吸収されるため、それぞれの水素量を分けて定量する必要がある。従来の高温抽出法による測定では、酸化膜とともに被覆管全体をインパルス炉で瞬時に溶融させて 発生した水素を測定するため、被覆管の脆化と強い相関を持つ母材中の水素量のみを測定すること ができなかった。そこで、加熱温度の設定が可能な水素分析装置を導入し、2段階加熱法により酸化膜と被覆管母材の水素の分離測定を可能とした。本報告では、分離抽出温度条件の決定方法を含む測定手法について紹介する。

口頭

1F4未照射燃料から採取した燃料部材の詳細検査,3; 光学顕微鏡観察及びSEM/EPMAによる断面観察結果について

遠藤 慎也; 本岡 隆文; 上原 寛之; 小畑 裕希; 川又 裕; 上野 文義

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所4号機の使用済燃料プールから取り出された未照射燃料集合体より採取した3種類の部材について、原子力機構において詳細検査を実施した。本報では、光学顕微鏡及びSEM/EPMAによる部材の断面観察の結果について報告する。

口頭

燃料デブリの性状把握(27'A),9; 模擬燃料デブリとTMI-2デブリの微小硬さ

高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しの検討に必要な基礎機械特性として、種々の方法で作製した(U,Zr)O$$_{2}$$模擬デブリとTMI-2デブリの微小硬さを測定し、元素組成・組織とともに比較検証した。TMI-2デブリの代表的な組織は、立方晶単相(主に上部クラスト部)、Zrリッチな正方晶及び単斜晶、及び両者が微細に入り交じった2相分離組織(主に溶融プール部)の3種類に分類され、立方晶単相組織が12$$sim$$13.5GPaで最も硬かった。溶融固化過程を経た単相の(U,Zr)O$$_{2}$$模擬デブリは、13$$sim$$14.5GPaの硬さであり、急冷・徐冷による差はほとんど見られなかった。またTMI-2デブリの単相組織と大きな差は見られなかったことから、硬さに関しては模擬性を有していることを確認した。一方、模擬デブリを酸化雰囲気で焼鈍して得た、組成の異なる複数の斜方晶が微細に入り交じった組織では、TMI-2デブリの2相分離組織と同様に、硬さが顕著に低下した。このような組織では、構成する各相の硬さ以外に、粒界すべりの効果による硬さの低下が示唆された。

口頭

Revisiting the TMI-2 core melt specimens to verify the simulated corium for Fukushima Daiichi NPS

高野 公秀; 小野澤 淳; 鈴木 美穂; 小畑 裕希

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生じたコリウム(燃料デブリ)取り出しに向けて、その性状を予測するために種々の手法・条件で模擬コリウムを実験室規模で作製して生成相、組織、機械特性等のデータ取得と整理を進めている。一方で原子力科学研究所の燃料試験施設には、米国TMI-2事故で生じた炉心溶融物の試料が保管されており、これを再度観察、分析することで模擬コリウムの模擬性を検証するために用いた。急冷及び徐冷条件で作製した模擬コリウムと、TMI-2の上部クラスト部(急冷)及び熔融プール部(徐冷)をそれぞれ比較した結果、急冷条件では緻密な立方晶単相組織ができやすいのに対し、徐冷条件では高ウラン濃度の立方晶と低ウラン濃度の正方晶がミクロンサイズに分離した組織ができやすいという共通の傾向を確認した。

口頭

高燃焼度改良型燃料の反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)条件下における挙動,6; 高燃焼度改良被覆管の高温酸化挙動

垣内 一雄; 成川 隆文; 小畑 裕希; 天谷 政樹

no journal, , 

高燃焼度改良型燃料被覆管に対し冷却材喪失事故を模擬した高温酸化試験を実施した。その結果、燃焼の進展及び被覆管材質の変更に伴う酸化速度の著しい変化は見られなかった。

口頭

Decontamination work in the Reactor Fuel Examination Facility

井田 祐馬; 小畑 裕希; 木村 康彦; 小野澤 淳

no journal, , 

Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) is one of the largest hot laboratories in Japan. This lab is dedicated to perform the post irradiation examinations of spent fuel and has 8 concrete cells and 5 lead cells. There are many kinds of the contaminated equipment in the hot cells, therefore, it is very important to prevent the exposure of the workers who maintain and inspect those equipment. In this presentation, explaining about typical decontamination work in RFEF which is included air dose rate reduction trend, required period and required worker, etc to share the way of hot cell maintenance and to discuss how efficient cell maintenance.

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