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論文

Experimental validation of tensile properties measured with thick samples taken from MEGAPIE target

斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。

報告書

3Dプリンタによる照射後試験治具の造形

宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2016-041, 46 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-041.pdf:5.54MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所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。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。

論文

Fabrication techniques of the sample supporting jigs for post irradiation examination with 3 dimension printer

宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 4 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所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。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。

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

地質環境の熱履歴推定手法に関する調査

富山 眞吾*; 松尾 重明*; 松永 絹子*; 鈴木 美穂子*

JNC-TJ7420 2005-054, 295 Pages, 2004/02

JNC-TJ7420-2005-054.pdf:17.76MB

地質環境の熱履歴を把握する手法構築するための基礎資料として、現在用いられている地質温度計に関する研究事例の収集・整理を行なった。

口頭

BWR燃料被覆管の強度特性に及ぼす温海水浸漬の影響評価

鈴木 和博; 豊川 琢也; 本岡 隆文; 塚田 隆; 上野 文義; 寺川 友斗; 鈴木 美穂; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

no journal, , 

80$$^{circ}$$C人工海水を用いた浸漬腐食試験で耐食性を確認した照射済BWR燃料被覆管を用いて、温海水浸漬履歴による強度特性変化の有無を引張試験で調査した。温海水非浸漬の燃料被覆管の引張強度データとの比較により、温海水浸漬履歴による強度特性変化はなかった。

口頭

人工海水に浸漬した使用済被覆管の断面観察

本岡 隆文; 鈴木 美穂; 冨田 健; 木村 康彦; 上野 文義

no journal, , 

使用済燃料被覆管への海水成分の移行の有無を調査するため、80$$^{circ}$$Cの8倍希釈人工海水に300時間浸漬した使用済燃料被覆管の断面をEPMAで観察した。クラッド(鉄さび)層と酸化ジルコニウム層を有する使用済燃料被覆管は、クラッド層に海水成分(Mg, Cl)の付着はあったが、被覆管内部に海水成分は認められなかった。

口頭

Corrosion behavior and mechanical property of spent fuel cladding tube immersed in warm artificial seawater

本岡 隆文; 鈴木 和博; 鈴木 美穂; 豊川 琢也; 木村 康彦

no journal, , 

福島事故時に1F4燃料プールに保管されていた燃料について、海水注入による使用済燃料被覆管への腐食影響を調査する目的で、事故当初の燃料プール環境を模擬した80$$^{circ}$$Cの人工海水に300時間浸漬した使用済被覆管に対して、外観検査・金相試験・機械的強度試験を実施した。外観検査および金相試験で、海水浸漬による腐食影響は認められなかった。また、引張強度は、未浸漬のものと同等であった。

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

Post irradiation examination of the MEGAPIE samples at JAEA, 2

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 遠藤 慎也; 鈴木 美穂; 大久保 成彰; 近藤 啓悦

no journal, , 

世界初のメガワット級鉛ビスマス核破砕ターゲットであるMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットは運転終了後、解体され照射後試験用の試料が作製された。原子力機構の試料はビーム窓(T91)及びフローガイドチューブ(SS316L)から切り出された。照射条件は、陽子エネルギーが580MeV、照射温度は251-341$$^{circ}$$C、はじき出し損傷は0.16-1.57dpaであった。SP(small punch)及び3点曲げ試験は室温、大気中で実施された。直径2.4mmの鋼球を用いたSP試験では8mm角で厚さ0.5mmの試験片を用いた。T91試料はビーム窓部から、SS316L試料はフローガイド管からそれぞれ採取した。3点曲げ試験の試料はSS316Lのみで、ノッチ無し試験片を用いた。SP試験の結果より、照射によるSP破壊エネルギーや推定破壊靱性値の変化が明らかになった。また、3点曲げ試験の結果より照射の影響は、引っ張り試験よりも顕著には表れないことが分かった。表面観察で見られたピットの断面観察の結果、亀裂などは見られなかった。TEMによる微細組織観察の結果も併せて報告する。

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

Sample preparation techniques for post irradiation examinations in the Reactor Fuel Examination Facility

鈴木 美穂; 木村 康彦; 高野 公秀; 三田 尚亮

no journal, , 

Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) is one of the largest hot laboratories in Japan. In RFEF, several kinds of PIEs are performed to evaluate the safety and reliability of spent nuclear fuels, and the data from PIEs is provided to the customers such as nuclear researchers and fuel vendors. In these years, the requirements from our customers become more complicated and more accurate, so that the sample preparations such as cutting, holding or defueling prior to PIE itself must be improved to meet their requirements. In this report, several sample preparation techniques for PIEs are described.

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,2; 高燃焼度改良型燃料のRIA時挙動

宇田川 豊; 村尾 裕之; 鈴木 美穂; 天谷 政樹

no journal, , 

原子力機構安全研究センターが規制庁受託事業として取り組んでいる高燃焼度改良型燃料の事故時挙動研究の内、改良合金被覆管を採用した燃料を対象に原子炉安全性研究炉NSRRで実施した反応度事故模擬実験及び燃料試験施設で実施した照射後試験の成果について報告する。本事業で実施した実験は、M-MDA(応力除去焼鈍材), M5, 低スズZIRLO等改良合金被覆管について現行のペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)破損しきい値が適用可能であること、また被覆管水素濃度や燃料初期温度の影響等、PCMI破損限界に関する従来の理解とこれに基づく評価手法の妥当性を示した。本報では、上述の成果に基づき原子力機構が検討を進めているRIA基準案とその考え方についても併せて紹介する。

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