廃棄物安全試験施設(WASTEF)におけるガンマ線照射利用

佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.

JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵されるCo線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。

Improvement of fission gas analyzer

上原 寛之; 小椋 数馬; 宇佐美 浩二; 二瓶 康夫; 仲田 祐仁

Proceedings of 52nd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2015) (Internet), 5 Pages, 2015/09

RIA時のガス放出挙動を評価するため、GCのソフト及びハード両面からの改良を行った。ハードにおける改良として、PDDを用いることでTCDに対して50倍の感度での検出が可能となった。ソフトにおける改良では、オーバーラップしたKrとNのピークに対してETG関数を用いた解析により測定条件の変更を供わずに、Krの評価が可能となった。

Improvement of the center boring device for the irradiated fuel pellets

豊川 琢也; 宇佐美 浩二; 椎名 秀徳; 小野澤 淳

Proceedings of 49th Conference on Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2012) (Internet), 6 Pages, 2012/09

http://hotlab.sckcen.be/en/Proceedings

The power ramp test will be performed at Japan Materials Testing Reactor (JMTR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to study the safety margin of high burnup fuels. The commercial fuel rods irradiated in Europe (approx. 70 GWd/t) will be refabricated as the test rods with the several instrumentations to observe the fuel behavior under the transient condition. One of the important parameters to be measured during this test is the center temperature of the fuel pellet. For this measurement, a thermocouple is installed into the hole bored at the pellet center by the center boring device, which can fix the fuel pellet with the frozen CO gas(dry ice) during its boring process. At the Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) in Tokai Research and Development Center, several improvements were applied for the previous boring device to upgrade its performance and reliability. The major improvements are the change of the drill bit, modification of the boring process and the optimization of the remote operability. The improved boring device was installed into the hot cell in 2010, and the mock-up test was performed with the dummy pellets to confirm the benefit of the improvements.

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

Proton irradiation effects on tensile and bend-fatigue properties of welded F82H specimens

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 遠藤 慎也; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.49 - 58, 2010/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2009.10.009

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、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)が立ち上がった。本プログラムは1996年に始まり、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。本発表では照射後試験の結果からF82H鋼溶接材の引張り試験及び曲げ疲労試験の結果を報告する。引張り試験結果より、F82H鋼TIG及びEB溶接材は10dpa以上照射後も延性を保っていた。曲げ疲労試験の結果、F82H鋼母材は照射前後で疲労寿命はほとんど変化しなかった。F82H鋼溶接材は、疲労寿命が増加するものと10の7乗サイクル内で破断しないものがあった。

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

PIE technique of fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之

HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

Tensile properties of austenitic stainless steels irradiated at SINQ target 3

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.253 - 261, 2005/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2005.02.010

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子と核破砕中性子の双方の照射を受ける。しかし、照射データは極めて乏しく、特に、核変換反応によって生じる大量のガス原子の影響は十分にわかっていない。そこで、スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で、各種材料について590MeVプロトンの照射試験を行い、原研に輸送して照射後試験を行った。本発表では、3種類のオーステナイト鋼(SA-JPCA, SA-316F及びCW-316F)の引張り試験の結果について報告する。その結果、照射後の0.2%耐力は未照射材の3倍以上に増加し、破断歪みも未照射材の50%以上から20%前後へと低下したが、試験後の破面はいずれも延性破面であり、照射後も延性を維持していることがわかった。

Post-irradiation tensile and fatigue experiment in JPCA

菊地 賢司; 斎藤 滋; 西野 泰治; 宇佐美 浩二

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.874 - 880, 2004/00

SINQ加速器照射材の照射後引張り及び疲労試験を行った。580MeVの核破砕反応を伴う照射を2年間実施した後、試験片を原研に輸送し、試験を行った。材料はオーステナイトステンレス鋼のJPCAである。一様歪みは250C試験でも8%以上あり、従来のAPTハンドブックデータとは異なる結果を得た。疲労は高サイクル領域の試験であり、従来報告されていない低応力域の試験である。照射により、ファクターで5から10寿命が低下した。このデータは大強度陽子加速器ターゲット設計に役立つ。

Damage structures and mechanical properties in high-purity Fe-9Cr alloy irradiated by neutrons

若井 栄一; 菱沼 章道; 宇佐美 浩二; 加藤 康*; 高木 清一*; 安彦 兼次*

Materials Transactions, JIM, 41(9), p.1180 - 1183, 2000/09

中性子照射した高純度と低純度のFe-9Cr合金の微細組織と引張及び衝撃特性が調べられた。照射はJRR-3M(Modified Japan Research Reactor-3)炉にて、255または290で0.3dpaまで行った。照射による降伏応力の増分は高純度と低純度材料でそれぞれ225MPaと170MPaとなり、それは高純度材料の方が大きくなった。また、それらの延性の低下は高純度材で著しい低下が見られた。衝撃特性に関しては、高純度材料は低純度材料に比べて、延性脆性遷移温度の上昇が大きく、175であった。透過型電子顕微鏡観察ではこれらのFe-9Cr合金に転位ループが形成していて、その数密度は低純度材料の方がやや高かった。また、高純度材料では、ループ上に'相に類似した析出物が観察された。降伏応力の増加に対する転位ループの障壁力を分散型障壁物のモデルで評価すると、その強度因子は高純度材の方がやや大きいことがわかったが、これは転位ループ上に形成した析出物が起因していると考えられる。以上のような照射による機械的特性の変化は、転位ループの硬化だけでは説明できず、ループ上の析出物の形成がそれらに大きな影響を及ぼしていると考えられる。