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。

ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の中線出力、第2回; 照射及び照射後試験

岩井 孝; 笹山 龍雄; 前多 厚*; 相沢 作衛; 川崎 公靖; 相沢 雅夫; 半田 宗男

JAERI-M 89-186, 101 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-186.pdf:5.22MB

化学量論組成の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料、(U,Pu)C及び(U,Pu)Cを充填した2本の太径燃料ピン(外径9.4mm、長さ170mm)を1体のキャプセルに組み込んでJRR-2で、線出力640W/cmで1.5at%燃焼度まで照射した。東海研燃料試験施設で実施した照射後試験では、低密度(83~84%T.D.)の燃料ペレットを用い、低燃焼度であったため、燃料ピンの寸法変化は観察されなかった。FPガス放出率は2本の燃料ピンとも約9%であり、ペレットの開気孔率と関連していた。燃料ペレット中の気孔の数が中心部では大幅に減少した。被覆材の内面腐食は、(U,Pu)C燃料ピンで観察され、燃料の炭素ポテンシャルに依存していた。線スキャニングにより、Csの一部が燃料ペレットから温度の低いプレナム部へ移行していることが確認される。

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop, phase two A, part 3, chapter VIII; Blanket and first wall

小林 武司*; 飯田 浩正; 阿部 忠*; 安達 潤一*; 相沢 雅夫; 海老沢 克之*; 藤井 政治*; 深谷 清; 福原 昌志*; 福原 由雄*; et al.

JAERI-M 87-219, 336 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-219.pdf:8.39MB

この報告書はIAEA主催のINTORワークショップ、フェーズIIA、パート3の日本の報告書の第VIII章(ブランケット/第一壁)に相当するものである。ここではトリチウム増殖ブランケット、第一壁、ダイバータ板、遮蔽体設計に係わる技術的重要検討課題の検討結果及びこれらに係わる新データベースについて述べてある。データベースとしてはセラミック増殖材、高熱負荷材、高熱負荷試験結果及び製作試験結果が含まれている。ブランケット概念の選定に当たっては幅広いスコーピング・スタディを実施し、その結果、優れたトリチウム増殖性能とトリチウム放出挙動よりLiOを増殖材とする概念を標準案に採用した。第一壁に関しては、弾塑性破壊力学による寿命評価を行なうと共にアーマ無し概念とアーマ付き概念の構造検討を行なった。現在の不確かなディスラプション条件を考慮して修理交換が容易な部分的保護リミッタを第一案として提案した。ダイバータ板アーマ材は優れた熱衝撃特性と低スパッタリング特性よりタングステンを採用した。遮蔽検討としては鋼材及びタングステンについて内側遮蔽層を出来るだけ薄くするための最適化の検討を行なった。

The time dependence of in-situ tritium release from lithium oxide and lithium aluminate(VOM-22H experiment)

倉沢 利昌; 渡辺 斉; Hollenberg, G. W.*; 石井 慶信; 西村 昭彦; 吉田 浩; 成瀬 雄二; 相沢 雅夫; 大野 英雄; 小西 哲之

Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.265 - 270, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80048-4

固体増殖材からのトリチウム放出は照射試料の置かれた環境やトリチウム測定装置の性能によって正確に測定できるかどうかが左右される。特にLiOの場合には前回実験のVOM-15Hの結果からもスイープガス中の水分濃度に強く影響されることがわかっている。したがってVOM-22Hでは装置の改良を行った。特にトリチウムの還元については固体電解質セルの採用により応答性をよくした特長をもつ。本実験では試料温度を変えた時のトリチウム放出の時間依存性を調べた。その結果低い温度ではトリチウム放出は拡散のみに支配されていることが明らかになった。一方、より高温で変化の早い場合には電離箱等による遅れ時間を補正してやることが必要であることがわかった。 LiOとLiAlOのトリチウム放出を比較した時、同じ大きさの結晶程度をもつ試料では約300C低い温度でLiOからのトリチウム放出がおこることが明らかになった。これはLiOがトリチウム増殖材として優秀であることを明確にしている。

照射用ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの製作

半田 宗男; 大道 敏彦; 福島 奨*; 笹山 龍雄; 鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 岩井 孝; 相沢 雅夫; 金田 義朗; et al.

JAERI-M 83-206, 34 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-206.pdf:1.28MB

高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の健全性を評価するために、58年度にJRR-2で照射する2本のヘリウムボンド炭化物燃料ピンを製作した。燃料としては、化学量論組成及び超化学量論組成の炭化物ペレットを用いた。本報告書では、炭素熱還元法による炭化物燃料の製造から316ステンレス鋼被覆管へのペレットの封入までの過程と、ペレット及びピンに関する各種試験について記述する。

PCMI実験用キャプセル(76F-1A,2Aおよび3A)の設計,製作および照射

中田 宏勝; 相沢 雅夫

JAERI-M 8837, 84 Pages, 1980/05

JAERI-M-8837.pdf:6.66MB

軽水炉燃料ピンのペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する知見を得るため、3本の特殊仕様燃料ピンを1本づつ同一構造のキャプセル(76F-1A,76F-2A,および76F-3A)に封入してJMTRで照射した。キャプセルには燃料ピンの照射中変形を阻害せず被覆管の温度を低く保つためNaKを熱媒体として使用するとともに、燃料ピンの発熱量を正確に測定するため燃料ピン周囲に電気ヒーターを巻きつけ計算によらず熱媒体温度と発熱量の関係を求め得るようにした。この結果、照射中の最高発熱量は76F-1Aキャプセルの場合で342w/cm、76F-2Aの場合で386w/cm、更に76F-3Aキャプセルの場合で397w/cmであることがわかった。本報告では、これらキャプセルの設計、製作、および検査、発熱量の測定法を確認するために行った実験の結果などとともに、キャプセルの発熱量を含む照射履歴についてのべる。

反応度事故時における高燃焼度燃料の挙動,2; 被覆管における水素化物析出状態がPCMI破損に及ぼす影響

杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 宇田川 豊; 更田 豊志; 相沢 雅夫

no journal, , 

NSRR実験により、我が国の現行の安全基準に定められたPCMI(燃料被覆管機械的相互作用)破損しきい値が約80GWd/tという高い燃焼度域においても適切な安全余裕を有すること、また、PCMI破損に至る燃料エンタルピを決定する主要因が、被覆管に析出する水素化物の量及びその形態であることを明らかにした。