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論文

Oxidation of fuel rod under dry storage condition

中村 仁一; 大友 隆; 菊池 輝男; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(4), p.321 - 332, 1995/04

 被引用回数:10 パーセンタイル:29.33(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の乾式貯蔵時の酸化挙動を明らかにするため、人工欠陥を付加した未照射燃料棒及び照射済燃料棒の酸化試験を、空気中及びアルゴン-空気混合ガス中(空気1-5%)、200-240$$^{circ}$$Cで行った。空気中での酸化試験では、UO$$_{2}$$の酸化に伴う体積膨張により、被覆管の直径増大及び破損が生じた。金相試験及びX線回折により、直径増大部ではU$$_{3}$$O$$_{8}$$の生成が確認された。照射済燃料では結晶粒界から酸化が進行し、初期酸化速度は未照射燃料に較べて大きかった。照射済燃料では、未照射燃料で観察されなかったU$$_{4}$$O$$_{9}$$に対応するX線回折のピークが確認されたが、これは照射済燃料中ではFPの影響でU$$_{4}$$O$$_{9}$$が安定化するためと推定される。また、混合ガス中の酸化速度は、空気中に較べて小さく、低酸素分圧下での貯蔵では、燃料貯蔵の許容温度を空気中に較べて高く設定できる可能性が示された。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-4

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-013.pdf:24.22MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は235$$pm$$12cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高177$$pm$$9cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。

報告書

出力過渡条件下におけるステンレス鋼被覆燃料の挙動; NSRR SC-1実験結果

片西 昌司; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 落合 政昭

JAERI-Research 94-039, 54 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-039.pdf:5.2MB

本報告書は、JMTRにおいて前照射されたステンレス鋼被覆燃料(燃焼度4.0GWd/t)をNSRRにおいて過渡出力照射し、健全性を調べた結果についてまとめたものである。実験では、舶用炉の定格13%から130%出力まで5秒間で出力を上昇させた。この実験により、舶用炉の運転条件を大きく上回る急激な出力上昇を与えたときの燃料挙動を調べた。NSRRにおける過渡照射時のデータ及び照射後検査の結果から、このような急激な出力上昇によっても、DNBの発生や被覆管とペレットとの化学的あるいは機械的相互作用は起きず、燃料の健全性は十分保たれることが明らかになった。

報告書

OGL-1第6次$$sim$$第12次燃料体の照射試験

林 君夫; 湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 猿田 徹; 北島 敏雄

JAERI-Research 94-017, 250 Pages, 1994/10

JAERI-Research-94-017.pdf:17.08MB

本報告書は、JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第6次~第12次燃料体の製造、照射および照射後試験の結果をまとめたものである。第6次~第8次燃料体は、小規模被覆装置で製造した燃料を用いたものであり、FPガス放出率($$^{88}$$KrのR/B)は1$$times$$10$$^{-6}$$以下の良好なレベルであった。一方、第9次~第12次燃料体では、建設中のHTTR用量産試作燃料を用いた。第9次燃料体では、$$^{88}$$KrのR/Bは1.5$$times$$10$$^{-5}$$と比較的高く、被覆層に種々の欠陥が認められた。その後、製造時の被覆燃料粒子の貫通破損率の低下に伴って、$$^{88}$$KrのR/Bは2$$times$$10$$^{-6}$$まで低下した。以下の照射試験を通じて、種々の条件下におけるHTTR用燃料の照射挙動についての知見を蓄積すると共に、燃料の量産製造技術の基盤の構築と、量産試作燃料の照射健全性の実証を行った。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-3

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07

JAERI-Research-94-006.pdf:6.19MB

本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量174$$pm$$6cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高130$$pm$$5cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150$$^{circ}$$Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。

報告書

第11次および第12次OGL-1燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物の分布

林 君夫; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 菊池 輝男

JAERI-M 94-075, 90 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-075.pdf:2.41MB

JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第11次および第12次燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物(FP)の分布を、ガンマ線スペクトル分析法によって求めた。第11次燃料体の黒鉛スリーブでは、軸方向に種々のFPの濃度ピークが見られた。燃料コンパクトの外観検査では破損粒子は観察されなかったが、黒鉛マトリックスのオーバーコート境界に隙間の発生が見られた。このことから、コンパクト内部の破損粒子から放出されたFPが、この隙間を移行してスリーブに到達したものと推定した。第12次燃料体の黒鉛スリーブでは$$^{110m}$$Agが検出された。その濃度分布は、溶融した熱電対シース材から移行したと思われる。$$^{60}$$Coの濃度分布に対して負の相関を示した。このことから、$$^{110m}$$Agの黒鉛中の移行挙動は、Coを含む金属による共収着効果または黒鉛構造変化の影響を受けるものと推測した。

報告書

Experimental data report for test TS-4, Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-030.pdf:10.15MB

本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は110$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ89$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Experimental data report for test TS-3; Reactivity initiated accident test in the NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-183.pdf:13.73MB

本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は94$$pm$$4cal/g・fuel(ピークエンタルピ88$$pm$$4cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

報告書

Experimental data report for test TS-2; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男

JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-006.pdf:11.47MB

本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は72$$pm$$5cal/g・fuel(ピークエンタルピ66$$pm$$5cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

論文

Performance of ZrC-coated particle fuel in irradiation and postirradiation heating tests

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 小林 紀昭; 角 重雄; 宮西 秀至; 高橋 五志生; 菊池 輝男

Journal of the American Ceramic Society, 75(11), p.2985 - 2990, 1992/11

 被引用回数:37 パーセンタイル:15.93(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆UO$$_{2}$$粒子は有望な高温ガス炉用燃料である。熱分解炭素とZrCとによって多層被覆を施した粒子燃料を最高約4%FIMAまで照射した。高速中性子照射量は2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{2}$$を越えた。寿命末期の核分裂生成物放出量は極く僅かであって、黒鉛マトリックスのU汚染で説明できた。照射後の破損率は実質的に0であった。最高2400$$^{circ}$$Cまでの照射後加熱試験では、同温度で約6000秒保持してようやく破損が発生した。

報告書

模擬高レベル廃棄物燐酸ガラスに対する17年にわたる浸出試験の結果について

菊池 輝男; 岩本 多實*

JAERI-M 92-146, 14 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-146.pdf:0.77MB

高レベル模擬廃液35wt%(酸化物換算)に対し、正燐酸を65wt%(酸化物換算)添加し、蒸発、仮焼に続いて、1100$$^{circ}$$Cに2時間加熱して燐酸廃棄物ガラスを調製した。廃棄物ガラスは室温まで放冷したあと、めのう乳鉢で粉砕し、45~65メッシュのものを銀網の篭に入れ、1966年3月から1983年3月までの17年間、室温の蒸留水、水道水および海水に浸出させた。17年後、燐酸廃棄物ガラスを浸出液から取出し、浸出液については燐及びセシウムの分析をおこなって、これら3浸出液に対する浸出量を求めた。燐及びセシウムのこれら3浸出液に対する17年間の平均浸出速度は、10$$^{-8}$$g/cm$$^{2}$$dayのオーダーであった。

論文

遮蔽窓の除雲

菊池 輝男; 黒羽根 史朗; 伊藤 忠春

デコミッショニング技報, (5), p.60 - 66, 1992/06

ホットセルの遮蔽窓は、その内部を透視するための設備である。遮蔽ガラスはホットセルでの長時間の使用により、放射線の照射による着色に加えて、ガラス表面へのごみやほこり等の付着によるくもり及びカラス表面のアルカリ成分と大気中の水分や二酸化炭素との反応によるヤケ等が生ずる。これらはいずれもホットセル内部を見えにくくする要因であり、ホットセル内での作業を効率よく確実に実施する上で好ましくない。東海研ホットラボは、建設以来26年以上経過しているために、遮蔽窓のくもりやヤケが目立ってきている。そこで、遮蔽窓の透明度を回復させるために、除雲を実施した。本報告は、この度実施した除雲作業の概要をまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Experimental data report for test TS-1; Reactivity initiated accident test in NSRR with pre-irradiated BWR fuel rod

中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 山原 武; 市橋 芳徳; 菊池 輝男

JAERI-M 91-217, 76 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-217.pdf:4.58MB

本報告書は、1989年10月に実施した照射済BWR燃料を用いた最初の反応度事故模擬実験であるTS-1について、実験データをまとめたものである。TS-1実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR7$$times$$7型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tであった。NSRRにおける照射実験は、新たに開発した専用の2重カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量61cal/g・fuel(ピークエンタルピ55cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。

論文

Capability of energy selective neutron irradiation test facility(ESNIT) for fusion reactor materials testing and the status of ESNIT program

野田 健治; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 菊池 輝男; 薄井 洸; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1367 - 1371, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.58(Materials Science, Multidisciplinary)

重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射実験装置(ESNIT)は高中性子エネルギー・高中性子束の照射場での材料試験が可能な施設であり、しかもこの中性子源がつくる照射場における中性子エネルギースペクトルが約5~15MeVの間でピーク性とピークエネルギーの選択性とを有している。このエネルギー領域の中性子による材料重照射試験が核融合炉材料開発にとって必須の手段として期待され、現在の要素技術検討が進められている。本稿ではESNITを用いる核融合炉材料研究とその特徴、ESNITの技術的検討の現状についてのべる。

報告書

高温工学試験研究炉用被覆燃料粒子の被覆層の照射応力解析

林 君夫; 佐藤 貞夫; 豊田 純二*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 鹿志村 悟*; 菊池 輝男; 福田 幸朔

JAERI-M 91-111, 38 Pages, 1991/07

JAERI-M-91-111.pdf:1.41MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料について、HTTR条件下での照射に伴なう被覆燃料粒子の被覆層応力の解析をMICROSコードを用いて行なった。改良型SiC被覆粒子燃料(B-1型燃料)は、標準燃料(A型燃料)に比べて第1層(低密度熱分解炭素層)および第3層(SiC層)を厚くしているため、被覆層の応力は緩和される。ZrC被覆粒子燃料(B-2型燃料)については、ZrC層の照射寸法変化がないと仮定したことから、B-1型燃料の場合と殆んど同一の結果が得られた。以上の結果は、被覆層の照射応力による破損に対して、B-1型およびB-2型燃料がA型燃料に比べて、より健全性を保ちうることを示している。最後に、燃料挙動解析コードの開発に向けての課題について述べた。

論文

コンクリートケーブ遮蔽扉駆動装置の改修

菊池 輝男; 塚田 久; 三村 謙; 富田 衛; 足立 守

デコミッショニング技報, (3), p.37 - 44, 1991/02

日本原子力研究所東海研究所のホットラボは、建設以来25年以上経過しているため老朽化がすすみ、コンクリートケーブの遮蔽扉のヒンジ部や駆動装置の故障が度々起こっている。そこで扉の駆動部の分解、点検及び改修を、建設以来初めて実施した。ホットラボの遮蔽扉の開閉方式には、ヒンジ式、上昇式及び下降式の3種がある。ヒンジ式扉の駆動装置は、圧縮空気駆動とギヤ駆動の2種であったが、いずれもリング式電動駆動に変えた。上昇式扉の駆動はスクリュウシャフト駆動で、下降式扉のそれは油圧駆動であったが、両者ともボールスクリュウシャフト駆動に変えた。遮蔽扉はいずれも10トン以上の重量物で、その取扱いには細心の注意が必要であったが、特に問題もなく、改修工事を無事に終了することができ、改修前にみられた開閉の不円滑さやノイズによる誤動作を、完全に解消することができた。

論文

Characteristics of an energy selective neutron irradiation test facility(ESNIT) for material irradiation studies

野田 健治; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 酒井 陽之; 菊池 輝男; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1147 - 1150, 1991/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.51(Materials Science, Multidisciplinary)

D-Liストリッピング反応を利用したエネルギー選択型中性子源(ESNIT)とモジュール型照射後試験施設(MODULAB)を中心とした新しい原子力材料研究施設構想についてまとめたものである。本論文では主に下記の点について述べる。1.材料照射研究のための中性子源の要件,2.ESNITを用いた研究項目,3.ESNITによる核融合炉材料研究,4.スポレーション中性子源とESNITの比較,5.高エネルギー中性子(14MeV以上)が与える材料照射損傷への効果

報告書

高温ガス炉用燃料に関する試験研究

福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 林 君夫; 飛田 勉; 小林 紀昭; 湊 和生; 菊地 啓修; 村上 裕彦*; 菊池 輝男; et al.

JAERI-M 89-007, 603 Pages, 1989/02

JAERI-M-89-007.pdf:17.98MB

本報告書は、燃料照射研究室で進めてきた高温ガス炉燃料開発について総括的にまとめたものである。内容は、製造した燃料の特性、照射挙動、FP挙動、SiC破損率、アメーバ効果、Pd/SiC反応、燃料コンパクト照射健全性、超伝導、燃料棒照射挙動等、広範なデータを含んでいる。

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