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三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA
cladding at room and high (
280
C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.
篠崎 崇*; 宇田川 豊; 三原 武; 杉山 智之; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1426 - 1434, 2016/09
被引用回数：14 パーセンタイル：79.24(Nuclear Science & Technology)In order to investigate the failure behavior of fuel cladding under a reactivity-initiated accident (RIA) condition, biaxial stress tests on unirradiated Zircaloy-4 cladding tube with an outer surface pre-crack were carried out under room temperature conditions by using an improved Expansion-Due-to-Compression (improved-EDC) test method which was developed by Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The specimens with an outer surface pre-crack were prepared by using RAG (Rolling After Grooving) method. In each test, a constant longitudinal tensile load of 0, 5.0 or 10.0 kN was applied along the axial direction of specimen, respectively. All specimens failed during the tests, and the morphology at the failure opening of the specimens was similar to that observed in the result of post-irradiation examinations of high burnup fuel which failed during a pulse irradiation experiment. The longitudinal strain (
) at failure clearly increased with increasing longitudinal tensile loads and the circumferential strain (
) at failure significantly decreased in the case of 5.0 and 10.0 kN tests, compared with the case of 0 kN tests. It is considered that the data obtained in this study can be used as a fundamental basis for quantifying the failure criteria of fuel cladding under a biaxial stress state.
山本 風海; Saha, P. K.; 青木 正治*; 三原 智*; 中津川 洋平*; 清水 宏祐*; 金正 倫計
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.012004_1 - 012004_5, 2015/09
ミュオン電子転換過程は、標準理論を超えた多くの理論ではその存在が自然と考えられているが、発生確率は非常に小さく、未だ発見されていない。DeeME実験では、このミュオン電子転換過程を探索するが、信号とノイズの識別のためには10
のバックグラウンドプロトンを検出する必要がある。そこで、このような微小の陽子がターゲットに入射しているかどうか検出する測定システムの検討を行い、評価した結果測定可能であることを確認した。
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 杉山 智之
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2015), Part.2 (Internet), p.10 - 18, 2015/09
高燃焼度領域での燃料性能を向上させるとともに既設の原子炉の安全性を向上させるため、高耐食性被覆管や核分裂生成ガス放出を抑えたペレットで構成された改良型燃料が事業者や燃料メーカによって開発されてきた。このような改良型燃料の現行の規制基準や安全裕度の妥当性を評価するため、またこれらに係る将来の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構はALPS-IIと呼ばれる新しい研究プロクラムを開始した。このプログラムは、欧州から輸送された高燃焼度改良型燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬試験及び冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験から主に構成されている。本論文では、このプログラムの概要及び現在までに得られているRIA及びLOCA模擬試験結果について述べる。
篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12
JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB
EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。
宇田川 豊; 三原 武; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(2), p.208 - 219, 2014/02
被引用回数：9 パーセンタイル：57.19(Nuclear Science & Technology)In order to investigate the detailed processes of pellet cladding mechanical interaction (PCMI) failure, a continuum damage mechanics model using FEM calculations was proposed to be applied to analyses of the RIA-simulated NSRR tests with unirradiated and pre-hydrided claddings. The simulation made reasonable prediction regarding with cladding fracture strain in hoop direction and reproduced the typical fracture behaviour under PCMI loading characterized by a ductile shear zone. The effect of a local temperature rise in the cladding inner region on the failure strain was found to be less than 5%. Failure strains predicted under a plane strain loading were smaller by 20-30% than those predicted under equi-biaxial tensions between the hoop and the axial directions.
梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.
JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12
JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB
本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。
大井 貴夫; 高瀬 博康*; 稲垣 学; 小山田 潔*; 曽根 智之; 三原 守弘; 江橋 健; 仲島 邦彦*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.985, p.129 - 134, 2007/00
放射性廃棄物の地層処分の安全評価の信頼性を得るためには、多様な不確実性の影響を考慮する必要がある。本研究では、統計的手法に基づいて不確実性の観点から決定論的影響解析を補完することができる包括的感度解析手法を開発した。この手法は、キーパラメータや任意の目標値を下回るためのパラメータ値の組合せである成立条件を抽出することができる手法である。このアプローチを日本のTRU廃棄物の地層処分の安全評価に適用し、システムの安全性に対する不確実性の影響を包括的に評価するとともに、システムの性能の特性や今後の重要な研究課題をわかりやすく示した。
大井 貴夫; 曽根 智之; 稲垣 学; 三原 守弘
サイクル機構技報, (25), p.69 - 84, 2004/00
重要度が高いパラメータの同定及びその影響特性に基づき処分が安全に成立する条件(成立条件)を抽出することが可能な包括的感度解析手法を構築し、この手法を用いて,広範な地質環境条件と多様な不確実性に対応したTRU廃棄物の地層処分に対する予察的統計解析を実施した。
永瀬 文久; 杉山 智之; 天谷 政樹; 宇田川 豊; 福田 拓司; 三原 武
no journal, ,
原子力機構は、軽水炉におけるRIA及びLOCA時の高燃焼度燃料挙動に関する研究計画を進めている。RIA時にはペレットと機械的に相互作用した被覆管が破損し、破損限界は燃焼度とともに低下する。NSRRを用いて破損限界に関する知見を蓄積するとともに、機械特性試験や解析コードを用いて破損メカニズムに関する知見を得ている。また、LOCA時挙動については、酸化試験やLOCA条件を模擬した試験により酸化速度や酸化した被覆管の破断限界に関する知見の取得や高燃焼度化の影響に関する評価を行っている。事故時燃料破損メカニズム解明及び解析コードを用いた安全評価手法の高度化に今後も取り組んでいく。
三原 武; 福田 拓司; 宇田川 豊; 杉山 智之; 永瀬 文久
no journal, ,
被覆管外周部に水素化物が集積した高燃焼度PWR燃料被覆管の水素化物リムはRIA時の破損挙動における初期クラック(き裂)の役割を果たしていることが照射済燃料のNSRR実験などにより示されている。水素化物リムより内面側の水素化物がRIA時破損挙動に与える影響を調べるために表面予き裂導入(RAG)被覆管に水素を添加した後EDC(Expansion Due to Compression)試験を実施した。一般には予き裂長さに対する応力拡大係数で被覆管の破損が整理できたことから、内面側の水化物が破損挙動に及ぼす影響は小さいと考えられる。ただし、予き裂先端に径方向成分を持つ水素化物が析出する場合は、応力拡大係数による評価において内面側水素化物の影響を考慮する必要があることがわかった。
福田 拓司; 杉山 智之; 三原 武; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼度燃料では酸化とそれに伴う水素吸収・水素化物析出が被覆管に生じる。被覆管の外表面近くに密に析出した水素化物は機械的に脆いためRIA時の被覆管肉厚貫通き裂進展の起点になりうると考えられる。き裂の起点となる外表面への水素化物析出を模擬するため、機械加工の影響を与えず予き裂を導入する方法として切削後圧延(Roll After Grooving:RAG)を開発し、被覆管の破損挙動に与える影響をEDC(Expansion Due to Compression)試験を用いて調べ切削加工によりき裂を導入した被覆管と比較した。RAGを施した被覆管は、高燃焼度燃料被覆管と同様に、比較的少ない周方向ひずみでき裂進展,破損に至り、RAGにより導入されたき列が貫通破損の起点として外表面近くに存在する水素化物を模擬できることが示された。
福田 拓司; 杉山 智之; 三原 武; 天谷 政樹; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼燃料のRIA条件下では被覆管と燃料ペレットのボンディングが生じており、多軸応力状態となる。このような応力状態を炉外で模擬するために被覆管試験片に対して、内圧と軸力の荷重負荷を独立して制御できる試験機を開発した。本報告では本試験装置を用いて実施した常温の特性試験結果について報告する。
宇田川 豊; 三原 武; 福田 拓司; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 永瀬 文久
no journal, ,
In order to investigate the detailed processes of pellet cladding mechanical interaction (PCMI) failure, a continuum damage mechanics model on FEM calculations has been applied to analyses of the RIA simulated NSRR tests with unirradiated and pre-hydrided claddings. The simulation gave reasonable prediction regarding with cladding fracture strain in hoop direction and reproduced the typical fracture behaviour under PCMI loading characterized by ductile shear zone. The effect of temperature gradient in cladding radial direction on cladding fracture strain was found to be at most 10%. The sensitivity analysis with respect to cladding stress biaxiality showed that plane-strain condition is the more severe stress state, leading to smaller fracture strain by at most 20-30%, than the stress state of equal tensions between hoop and axial directions, for unirradiated cladding with 50-100 micron pre-crack.
三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼度PWR燃料被覆管の水素化物リムより内側の水素化物がRIA時の破損挙動に与える影響を調べるため、予き裂導入被覆管に水素を吸収させ周方向応力付加実験を実施した。破損時の周方向ひずみは水素濃度増加に伴い低下し、予き裂先端周辺すなわち水素化物リムより内側の水素化物もRIA時破損に影響する可能性が示された。
山本 風海; Saha, P. K.; 青木 正治*; 三原 智*; 金正 倫計
no journal, ,
荷電レプトン・フレーバ保存則を破る反応(CLFV)の一つであるミュオン電子転換過程は、標準理論を超えた多くの理論でその存在が自然と考えられている。DeeMe実験は、上記ミュオン電子転換過程の探索を目的として、J-PARC RCSとMLF内のミュオンターゲットを使用し、陽子ビームが直接生成するミュオンが転換した電子を検出する。このためDeeMe実験では、陽子ビームのバンチが取り出されたのちに遅発の陽子(以後、After protonと呼ぶ)が一つでもターゲットに入射すると、それがバックグラウンドを生成する。陽子ビームのバンチは設計上最大8.3
10
個の陽子で構成されており、after proton測定のためにはそのような大量の陽子通過後にたった一つの陽子を測定する必要がある。DeeMe実験のバックグラウンド評価に必要な微量のafter protonを検出するシステムを検討のため、まずRCSの出射スキームとDeeMeの要求を確認し、どのような粒子がafter protonとなりうるか評価した。その後、そのようなafter protonを測定する手法を考案し検出効率を評価した。また実際に検出器を設置した結果、after protonをDeeMe実験の要求精度で測定できることを確認した。
三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
no journal, ,
反応度投入事故(RIA)時の燃料ペレット温度の上昇は、燃料棒の破損をもたらす原因となる。特に、高燃焼度燃料被覆管は水素化物の析出により脆化するため、RIA時のペレット温度上昇に伴う熱膨張に起因するペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損する可能性がある。この破損挙動に関しては被覆管外面近傍の水素化物リムに発生した初期き裂の進展開始条件が重要である。水素化物リム内側には一様に析出した脆性な水素化物が存在していることから、その水素化物が初期き裂進展開始条件に及ぼす影響を調べた。予き裂入り被覆管に水素を吸収させ、EDC試験装置により内側から周方向応力を負荷し破損させ、破損時周ひずみを評価した。破損時周ひずみは水素濃度増加に従い、単調に減少した。破断時周方向ひずみは、CW及びSR材では単位断面積あたりの水素化物の長さ、RX材では全水素化物の応力垂直方向への長さの和の増加とともに線形に低下した。これらのパラメータにより、高燃焼度燃料被覆管のRIA時破損限界をより高精度化できる可能性を示した。
篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
no journal, ,
高燃焼度燃料の反応度事故時における燃料挙動を理解するため、未照射の予き裂入りジルカロイ-4被覆管を用いて、軸方向引張荷重を負荷したEDC(Expansion Due to Compression)試験を実施した。この結果、従来のEDC試験のように周方向のみに荷重を与えた場合に比べて、小さい周方向ひずみで破損する傾向が見られた。当該試験においては、外径と軸方向ひずみの負荷荷重に対する応答を取得しており、二軸応力状態における被覆管の破損条件を定量化するための基礎データを取得することができた。
三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
no journal, ,
高燃焼度PWR燃料被覆管のRIA時破損におけるき裂進展開始条件に水素化物が及ぼす影響を明らかにするため、水素を吸収させた外面予き裂入り被覆管に対して拡管試験であるEDC試験を実施した。破損時周方向ひずみの素管からの変化を外面予き裂の進行方向領域(領域H)における塑性挙動及び水素化物面積割合で表す式を導出し、EDC試験で得られた破損時周方向ひずみと比較した結果、水素吸収させた外面予き裂入り被覆管の破損条件を領域Hにおける水素化物面積割合で表現できると考えられた。
山口 正秋; 加藤 智子; 鈴木 祐二*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史
no journal, ,
陸域における隆起・侵食の影響を評価するために開発した地形・処分深度変遷解析ツールを拡張し、陸域での河川による侵食等に加えて、沿岸域で想定される汀線の移動や、隆起・沈降・堆積による地形変化を同時に考慮できるようにすることで、処分場の位置や隆起速度等のさまざまな仮定に対して、汀線、地形、処分場深度の変化を同時に迅速に計算できるようにした。さらに、拡張したツール(TARTAN-II)を用いて、処分場位置(沖合,沿岸,内陸等)や隆起速度の分布(陸側から海側への隆起(沈降)速度の変化のパターン)の異なる想定における、汀線の位置,地形勾配,処分場深度の変化やそのタイミングの評価を試行し、違いの有無や特徴を分析した。
