Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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
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.
松井 寛樹; 豊川 琢也; 本田 順一; 原田 晃男; 黒崎 健*; 小無 健司*
no journal, ,
「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速実験炉「常陽」で照射された水素化物に関し、原子力科学研究所燃料試験施設に受け入れ、照射後試験を実施した。本報告では、当施設で実施した熱拡散率測定結果を報告する。
杉山 智之; 宇田川 豊; 福田 拓司; 永瀬 文久; 村尾 裕之; 豊川 琢也
no journal, ,
NSRRでは海外で高燃焼度まで使用された軽水炉燃料を対象としたRIA模擬実験を実施している。近年開発した約280
Cまで達成可能な高温実験カプセルを用い、室温での実験に供した試料と同一の燃料棒から採取した試料に対して高温実験を行って結果を比較した。PWR燃料及びBWR燃料のそれぞれについて、燃料がペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)により破損に至る際の燃料エンタルピー増分が高温条件では室温条件より高くなることを示した。PWR燃料(又は応力除去焼鈍)被覆管については、これまでに得た破損過程に関する知見に基づき、高温が及ぼす影響について解釈を与えた。しかし、BWR燃料(又は再結晶焼鈍)被覆管の破損については、被覆管断面の観察などから、破損過程が応力除去焼鈍被覆管とは異なることが明らかになった。
豊川 琢也; 松井 寛樹; 本田 順一; 菊池 博之
no journal, ,
燃料試験施設で実施される照射後試験に伴い、大量の放射性廃液が発生しその処理が問題となっている。特に、
核種の増大が問題である。照射後試験に伴って排出される廃液には、Cs-137を主成分とし、Am-241, Cs-134, Eu-154等の多様な放射性核種が含まれている。本施設内での廃液の組成を把握し、簡易にかつ効率的に処理することで、廃液処理及び運搬コストの低減化を図り、処理した廃液の照射後試験への再利用をすることを目的とし、処理装置の製作を行った。
小畑 裕希; 豊川 琢也; 冨田 健; 木村 康彦
no journal, ,
軽水炉燃料の高燃焼度化により、燃料被覆管に吸収される水素量が増加する。吸収された水素は、被覆管の脆化による破損の原因となる。そのため、被覆管母材中の水素量を正確に測定することは、被覆管の安全裕度を知るうえで非常に重要である。従来の高温抽出法による測定では、酸化膜とともに被覆管全体を高温溶融させて発生した水素を測定するため、被覆管の脆化と強い相関を持つ母材中の水素量のみを測定することができなかった。2段階加熱法は、酸化膜と被覆管母材の水素を分離測定することが可能である。分離抽出温度条件を含む測定手法について、非照射被覆管を用いた試験で得られた知見を報告する。
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, ,
80C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。
小畑 裕希; 豊川 琢也; 冨田 健; 木村 康彦
no journal, ,
軽水炉燃料の高燃焼度化により、燃料被覆管に吸収される水素量が増加する。吸収された水素は、固溶限度を超えると水素化物として析出し、被覆管の脆化による破損の原因となる。そのため、被覆管母材中の水素量を正確に測定することは、被覆管の安全裕度を知るうえで非常に重要である。水素は被覆管母材のみならず酸化膜にも吸収されるため、それぞれの水素量を分けて定量する必要がある。従来の高温抽出法による測定では、酸化膜とともに被覆管全体をインパルス炉で瞬時に溶融させて 発生した水素を測定するため、被覆管の脆化と強い相関を持つ母材中の水素量のみを測定すること ができなかった。そこで、加熱温度の設定が可能な水素分析装置を導入し、2段階加熱法により酸化膜と被覆管母材の水素の分離測定を可能とした。本報告では、分離抽出温度条件の決定方法を含む測定手法について紹介する。
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80C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。
