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廣岡 瞬; 堀井 雄太; 林崎 康平; Mohamad, A. B.
核燃料, (60-1), p.17 - 20, 2025/02
NuMatは2010年に開催されて以来、2年ごとに開催される国際会議である。核燃料・材料に特化した国際会議としては非常に規模が大きく知名度も高く、Elsevierが主催しJournal of Nuclear Materialsと連携して開催されることも本会議の特徴である。本件はNuMat2024(2024.10.14
17、シンガポール)の参加報告を行うものである。
Mohamad, A. B.; 宇田川 豊
Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02
被引用回数：2 パーセンタイル：46.61(Nuclear Science & Technology)In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO
liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.
CMohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
Corrosion Science, 224, p.111540_1 - 111540_15, 2023/11
被引用回数：5 パーセンタイル：55.06(Materials Science, Multidisciplinary)The steam oxidation test on the Cr-coated Zry cladding was studied up to 1400C to understand the oxidation behavior under the accidental conditions. The double-sided oxidation test study showed that Cr coating can protect Zry cladding at 1200C within 5 min. Cr coating has a protective effect on the Zry cladding up to 1200C in a steam environment. However, in the oxidation test up to 1200C/30 min and 1300C/5 min, Cr coating can no longer protect Zry cladding. Furthermore, at 1300C, the intermetallic phase of the Zr(Cr, Fe) phase that precipitated within the Zry substrate formed as globule microstructures with Fe enrichment. In addition, the transition of the intermetallic phase within the Zry substrate from the solid to the pre-liquid and liquid phases was observed, where it was determined at 1350C/60 min and 1400C/30 min within the ZrO phase (outer side region). The oxidation of the Zr(Cr, Fe) interlayer was also determined in this study, where it resulted in the formation of the oxide phase of Cr, Zr, and Fe. It is worth mentioning that further experiments, such as mechanical testing and modeling, should be considered to support the degradation of the Cr-coated Zry cladding mainly when the liquid phase of the intermetallic phase is obtained for beyond design-basis accident environment.
Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.215 - 222, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The distribution of Sr in the reactor would be influenced by a chemical reaction of Sr vapor species with a structural material of internal reactor and fuel cladding materials; stainless steel (SS) or Zircaloy (Zry) cladding during 1F-NPS accident. The chemical interaction between Sr-Zry and Sr-SS has been described. The reaction tests have been performed to investigate the chemical interaction behavior under possible severe accident conditions. The tests have been conducted up to 1523 K under steam atmosphere. It was confirmed that Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds were formed through 2 kinds chemical interactions; gas-solid reaction and liquid-solid reaction. The gas and liquid species of Sr in a good contact with the solid Zry and SS to form Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds, respectively. Sr was deposited onto the Zry and SS surfaces and lead to the formation of reaction product. Thus, this study highlights the possibility that Sr was deposited and retained in the core structure where the temperature was elevated during the accident in the 1F-NPS.
Mohamad, A.*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 黒崎 健*
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05
福島原子力発電所事故では、炉心への海水注入により揮発性のSrClが生成し、不揮発性グループに分類されていたSrが、燃料から放出され、ステンレス鋼やジルカロイ(Zry)のような原子炉構造材と化学反応を引き起こした可能性がある。そして、このような反応は、炉内のSr分布に変化をもたらすと考えられたため、SrとZryとの化学反応に関する実験を行った。その結果、燃料からの放出直後にSr蒸気が化学的にジルカロイ被覆管にトラップされ、デブリの酸化物相中に優先的に保持される可能性のあることが分かった。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
It is widely recognized that the Cr coating on Zry cladding has shown an improvement in the behavior under accident conditions and normal operation. Many research groups around the world have conducted the high-temperature oxidation and LOCA tests on Cr-coated Zry under accident conditions and explained the degradation phenomena from these tests. Although many literatures have revealed the mechanism and phenomena of the degradation of the Cr-coated, there is still a lack of data on the Zr-Cr-Fe phase or intermetallic phase behavior when the temperature reaches and exceeds the eutectic temperature of Zr-Cr (1332C). In the present study, a high temperature steam oxidation test is carried out from 1100 to 1400C in order to understand the behavior of Cr-coated Zry as it approaches the eutectic temperature. Fromelectron probe microanalysis, the Fe enrichment of the Zr(Cr,Fe) phase is identified for the sample tested at 1300C. In addition, the liquid formation of the Zr(Cr,Fe) phase is observed at 1300C.
Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバルーニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。
阿部 陽介; Mohamad, A. B.; 佐々木 泰祐*; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 鵜飼 重治
no journal, ,
軽水炉の事故耐性燃料被覆管として開発中のFe-Cr-Al(ODS)合金では、Crリッチ脆化相(
'粒子)形成による脆化が危惧されるものの、脆化が発現するCrとAlの組成範囲は未確定で、照射の影響も十分理解されていない。本研究では、Fe-Cr-Al合金を拡散対とした相互拡散熱処理により、連続濃度傾斜を有するコンビナトリアル(コンビネーション(組合せ)とマテリアル(材料)の合成語)試料を作製し、熱時効前後での組成と硬さのハイスループット測定を行うことで、固溶強化や'粒子生成に対する組成の影響を検討した。SEM/EDSによるCrとAlの2次元濃度測定の結果、得られた傾斜濃度がカバーする組成範囲が、'粒子の析出境界の決定に必要な組成範囲を概ね満たすことを確認した。拡散熱処理後の硬さデータから固溶強化を検討した結果、冷却速度が遅い場合にスピノーダル分解やAl析出物の形成が示唆された。また、熱時効後の硬さデータから'粒子の析出境界を精緻に評価した。
Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎
no journal, ,
ATF概念の一つであるCr-coated Zry被覆管は、現行のZry被覆管外表面に厚さ10
m程度のコーティングを施すことで事故時の耐水蒸気酸化特性の改善による安全性の向上のみならず、通常運転時の耐食性改善により経済性も向上することが期待されている。しかしながら、Zry被覆管とCrコーティング層の照射下での界面組織の安定性については、不明な点が多く残されているのが現状である。本研究では、Cr/Zry界面における組織安定性と機械的特性の把握を目的に、QST高崎研のTIARA施設でイオン照射したCrコーティング被覆管断面サンプルの微細組織観察と硬さ測定を実施した。透過型電子顕微鏡観察及び元素マッピングの結果から、Cr/Zry界面にはイオン照射によりFe原子が偏析することが確認された。また、機械的特性評価として実施した硬さ試験からは、コーティングしたCr層の方で著しい照射硬化が確認された。今後は、これらの照射データ等を基に、Cr/Zry界面での照射下事象をモデル化し、燃料ふるまいコードにモデル導入を行っていく予定である。
Mohamad, A. B.; 古本 健一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 佐藤 大樹*; 岡田 裕史*; 山下 真一郎; 逢坂 正彦
no journal, ,
Chromium (Cr) coated zirconium (Zr) based alloy cladding is the promising material for a near term accident tolerant fuel (ATF). Cr-coated Zr based cladding was fabricated by sputtering technique and HT oxidation tests were conducted up to different high temperatures (1100C to 1400C). The present work aims to investigate the metallography of Cr-coated Zr cladding after HT steam test. The result showed CrO
layers were formed as a protective oxide layer at the outmost layer for all samples. However, Cr-Zr-Fe phases were observed In particular, the main phases observed in the cross-sectional area were CrO, Cr, ZrO, Cr-Zr, and Zr situated from outer to inner of the sample after HT test. The details of the microstructure and mechanism of these samples will be discussed in the presentation.
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 逢坂 正彦; 加治 芳行
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の研究開発が進められている。国内におけるATF開発は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて共通基盤技術開発を担う原子力機構と、各ATF候補材料の要素技術開発を担うプラントメーカ、燃料メーカのコンソーシアムが、密接に連携協力しながら進めてきている。本講演では、各ATF要素技術の進捗状況報告に先立ち、本邦で進められているATF開発の状況について、国内でのATF開発における原子力機構の役割等の説明を基盤研究の成果を交えながら概要を説明する。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 逢坂 正彦; 村上 望*; 大脇 理夫*; 佐々木 政名*; et al.
no journal, ,
日本の事故耐性燃料(ATF)研究開発プログラムは、軽水商用炉の炉心、燃料の評価及び実際の設計、研究開発の経験等を最大限に利用するために国内のプラントメーカ、燃料製造メーカ、大学などと協力し2015年より進められてきている。現在国内で検討されているATF候補材料は、潜在的にPWR及びBWRへの適用が期待できる炭化ケイ素/炭化ケイ素(SiC/SiC)複合材料、BWR向けに開発が進められている酸化物分散によって強化されたFeCrAl鋼、PWR向けCr-コーティングジルカロイ被覆管である。また、被覆管材料に加えて、SiC製のBWR用チャンネルボックスや事故耐性制御棒に関する研究開発も行われている。本講演では、ATFプログラムにおけるJAEAの役割を含めて、現在までの研究開発の進捗状況を概説する。
intermetallic phase up to the eutectic temperatureMohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
The development of Accident Tolerant Fuel (ATF) had been started by conducting the investigation on new concepts to improve the safety of Light Water Reactors (LWRs). It is well known that the Cr coating on Zry cladding has shown an improvement in behavior under accident conditions and normal operation. In the Cr-Zr system, the eutectic phase of ZrCr is present at 1332C and forms as intermetallic compounds. There is still lack of data on the evolution of the intermetallic phase when the oxidation temperature reaches the eutectic temperature of Cr-Zr. Therefore, the purpose of this study will be to understand the solid-to-liquid phase transition of Zr(Cr, Fe). High temperature oxidation tests were performed in a steam atmosphere to the target temperature (i.e., 1100C, 1200C, 1300C, 1350C, and 1400C) for different exposure times of 5, 30, and 60 min. From the tests, the transition of Zr(Cr, Fe) that formed at the Cr-Zr interface and also that precipitated in the Zry cladding were studied with varied oxidation time and temperatures. The microstructural evolution of the intermetallic phase was observed in the Zr substrate within the progress of the oxidation of Cr-coated Zry. A dendritic structure was observed at 1400C, indicating the formation of the Zr(Cr, Fe) liquid phase when the oxidation temperature is above the eutectic temperature.
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
The development of Accident Tolerant Fuel (ATF) started with the investigation of new concepts to improve the safety of Light Water Reactors (LWR). It is well known that the Cr coating on Zry cladding has shown improved behaviour under accident conditions and in normal operation. However, many questions remain about the oxidation behaviour of Cr-coated Zry cladding as it approaches the Cr-Zr eutectic temperature. In the present study, the steam oxidation tests were carried out under different oxidation conditions in order to understand the oxidation behaviour of the Cr-coated material mainly above the eutectic temperature. The results obtained showed that the Cr coating can protect the Zry substrate at 1100C to 1200C/5min. However, at 1200C/30min, the Cr coating no longer protected the Zry substrate. This is due to the formation of Zr at the Cr grain boundary where it becomes a short path for O diffusion and reacts with the Zry substrate.
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; et al.
no journal, ,
原子力機構(JAEA)では事故耐性の向上を目指した燃料被覆管の各種コーティング技術の研究を行っている。講演では全体概要の他、それらの研究に用いることを目的としたJAEAでの新規の装置開発について紹介する。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 井岡 郁夫; 加治 芳行; 逢坂 正彦
no journal, ,
2015年以降、日本の事故耐性燃料(ATF)研究開発プログラムは、国内商用炉の燃料や炉心の設計・評価、研究開発における経験を最大限に活用するため、発電プラントメーカ、燃料メーカや大学と連携し進められてきている。本講演では、同プログラムにおける原子力機構の役割を含めて、現在の研究開発について進捗状況の概要を紹介する。
Journeau, C.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; 倉田 正輝; 多木 寛; 松本 俊慶; Mohamad, A. B.; Barrachin, M.*; Quaini, A.*; Gu
neau, C.*; et al.
no journal, ,
Within the second phase of the OECD/NEA project on Thermodynamic Characterisation of Fuel Debris and Fission Products Based on Scenario Analysis of Severe Accident Progression (TCOFF-2), a Systems Identification and Ranking Table (SIRT), has been derived from the usual PIRT and adapted to chemical thermodynamics and material science. Firstly, a draft list of systems of interests has been distributed to TCOFF-2 partners. After review, a final list of 154 systems has been considered. Then system ranking has been carried out. Two series of figures of merit have been considered: importance for safety including the contribution to severe accident phenomena and to fission product behaviour and source term as well as needs for further R&D, based on the lack of existing data and the needs to improve relevant existing thermodynamic databases (mostly NUCLEA and TAF-ID). Each participating organization provided ranking of the systems for these Figure of Merits. Relevance to safety has been organized in 10 columns: Classical LWR / High BU, High enrichment fuel/ Fukushima Daiichi, TMI2, Chornobyl/Near-term ATF cladding (Cr-coated Zry)/ Near-term ATF cladding (FeCrAl) /Long-term ATF cladding (SiC) /Advanced fuels (UN, U-Si) /Advanced Modular Reactors / Post-Accident Leaching). Received rankings have then been agglomerated and averaged. A dedicated finalization meeting has been held in June 2023 in which the systems having the highest relevance and the largest needs for improvement have been considered. It must be noted that some systems for which there is a rather good knowledge, like (U,O, Zr) have not been selected, nor systems in which thermodynamic results are very hard to attain due to kinetics effect such as (U,H,O). After some system grouping, consensus have been reached on a list of 20 systems (13 linked to current or near-term fuels and 7 linked to longer-term fuels) having the highest priority.
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
The development of Accident Tolerant Fuel (ATF) was initiated to search for better and new materials to improve the safety of Light Water Reactors (LWRs). It is widely recognized that the Cr coating on Zry cladding has shown an improvement in behavior under accident conditions and in normal operation. However, some issues have been pointed out by experts in the development of Cr coatings: eutectic temperature of Cr-Zr, brittleness of the intermetallic phase, ductility limit after quenching and cracking of the Cr coating. In this presentation, the oxidation behavior of Cr-coated Zr cladding above the eutectic temperature and the mechanical behavior of the intermetallic phase obtained from the small-scale tests are elucidated in detail. From the JAEA high temperature oxidation test, the liquid fraction of the intermetallic phase did not melt the cladding itself, although it was tested above the eutectic temperature. In addition, the hardness of the intermetallic phase is slightly lower than that of the oxygen-stabilized zirconium phase. In the near future, it will be necessary to carry out large scale tests on the Cr-coated Zry cladding in order to better understand the integrity of this cladding material under accident conditions.
Mohamad, A. B.; 山下 真一郎; 相馬 康孝; 根本 義之; Pham, V. H.; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; et al.
no journal, ,
Accident tolerant fuel, ATF, development has become one of the interest topics in the nuclear field recently. In the 4th ATF Workshop, the purpose is to have a technical discussion with a view to domestic readiness by obtaining suggestions among nuclear related organisations including NRA in domestic ATF development. JAEA, as the project coordinator in Japan, will provide an overview of the ATF development currently underway overseas, e.g. the readiness of Cr-coated Zry cladding developed by Framatome and Westinghouse, where the lead test assembly has been completed. An overview of the Japanese ATF development will be given, highlighting the current status and the issues we are currently facing in the development such as the readiness of irradiation testing at Japan. In addition, JAEA, a part of the project coordinator, JAEA also conducted research and development with the cooperation of stakeholders. An overview of R&D under different phenomena with a final goal of transferring experimental data into modelling will be an example of the ongoing work at JAEA. Finally, JAEA hopes to accelerate the development of ATF in Japan with the full cooperation of all members.
根本 義之; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 鈴木 恵理子
no journal, ,
従来のジルコニウム合金製被覆管の外表面にクロム(Cr)等のコーティングを施し、事故時高温水蒸気中での耐酸化性を向上させた事故耐性燃料(ATF)被覆管の開発が進められている。本研究ではCrコーティング被覆管の事故時挙動について評価し、今後の開発に資する知見を得るため、酸化挙動の評価を行った。酸化挙動に関しては、LOCA時の被覆管破裂後を想定した両面酸化条件での酸化試験を行った。その結果、6501150Cの温度域ではいずれの場合もコーティングなしの場合に比較して、コーティングありの場合に、酸化量が低く抑えられて推移する傾向が見られた。
