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三島 良績*; 大久保 忠恒*; 大石 政夫*; 青木 利昌*; 児玉 敏夫; 八巻 治恵; 高橋 宏美*; 井上 伸*; 近藤 吉明*; 永野 彰*; et al.
日本原子力学会誌, 31(10), p.1129 - 1143, 1989/10
被引用回数：6 パーセンタイル：59.75(Nuclear Science & Technology)我が国のPWR燃料の信頼性を実証するために、国の計画に基づいて行った試験結果をまとめたものである。標準的な製造工程で作られた10体の燃料集合体を照射し、燃焼度8.4、17.6及び31.4GWd/tの3体について、昭和55年から61年の間に照射後試験を実施した。得られたデータを解析・評価し、PWR燃料集合体の信頼性を実証することができ、また、PWR燃料の安全性研究の基礎となる膨大なデータを収集することができた。
青木 利昌*; 成木 芳; 坂本 和男*; 鈴木 正啓*; 川崎 緑*; 横沢 直樹; 真鍋 元禄*; 金田 健一郎
PNC TN841 76-06, 295 Pages, 1976/02
「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造開始の当たり、プルトニウム燃料部第2開発室ATRラインで製作される燃料集合体の炉内燃料特性および健全性を確認するため、SGHWRにおける28本組クラスタのFuO/SUB2-UO/SUB2燃料集合体(Type D)の照射試験が計画された。本報告書はこの計画の燃料設計書につぐ第2報として、Type D集合体の製造、加工、組立、およびこれらの検査、梱包出荷に関する事項についてとりまとめた。1.7w/ofiss.Puペレットの製造を50年4月に開始し、同ペレトを含む燃料要素28本組のType D集合体をほぼスケジュールどおり、8月上旬に組立終了した。Type D集合体は輸送容器に梱包後、10月5日に東海事業所を英国SGHWRに向けて出荷された。
青木 利昌*; 朝日 和美*
PNC TN842 76-01, 55 Pages, 1976/01
最近、二酸化ウラン・ジルカロイ被覆燃料棒の破損原因として、核分裂生成物であるよう素によるジルカロイ被覆管の応力腐食割れ現象が注目されている。応力腐食割れ現象は、一般に腐食性環境中にある金属に引張り応力が作用している状態で発生し、腐食性物質が関与しない条件下では割れが生じないような応力でも割れが発生する。従って、ジルカロイ被覆燃料棒の安全性を評価する上で、よう素による応力腐食割れは十分に検討しておく必要がある。以上のような背景を考慮して、現在この応力腐食割れ現象に関して世界各国でどの程度研究が成され、また理解が成されているのかを知るため、本文献調査を実施した。本報告では、主に応力腐食割れに影響すると思われる環境因子、応力因子、金属固有の因子および中性子照射効果などの各因子を個別に取り上げてまとめる。また、炉外における実験方法および、この応力腐食割れの金相上の特徴も合わせて述べる。
青木 利昌*; 湯本 鐐三; 笹島 秀吉*; 福田 章二*
PNC TN841 75-37, 61 Pages, 1975/09
PURSEは主としてプルトニウム燃料の各放射線強度およびガンマ線エネルギ分布を計算するためにプログラムされた。このコードは同時にウラン燃料についても計算できる。対象とした崩壊系列はプルトニウムの娘核種が存在するウラン系列、プルトニウム系列、トリウム系列およびネプツニウム系列の全崩壊系列を包含している。これら4崩壊系列内の全72核種からのアルファ、ベータ、ガンマ線のキュリー数、放出エネルギを時間の関数として計算する。ガンマ線に関してはエネルギを最大15群まで取ることができ、各群ごとの全エネルギおよび平均エネルギが計算される。また、中性子発生数に関しては、自発核分裂および酸素との(アルファ.n)反応からの中性子発生の和として計算される。PURSEはCDC6600用に作成され、計算時間は1ケース約1分弱である。
青木 利昌*; 水田 浩; 大竹 俊英*; 工藤 祐幸*; 平沢 正義; 高橋 三郎*; 宇留鷲 真一*
PNC TN841 75-03, 203 Pages, 1975/01
溶融燃料と冷却材との熱的作用によって発生する機械的エネルギを火薬によって模擬し,常陽燃料集合体を模擬したラッパ管の変形量を単体,7体について調べた。本試験は原子力安全研究協会を通して,高速実験が耐衝撃構造試験の一連の試験の一つとして1971年9月30日からl0月15日まで大分市の旭化成板ノ市工場久土作業場で行ったものである。
青木 利昌*; 湯本 鐐三; 鈴木 征雄*; 平沢 正義; 金田 健一郎
PNC TN841 75-01, 79 Pages, 1975/01
本報告書は,核燃料開発本部側が担当する新型転換炉原型炉「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造に当って,その品質保証システムを確立するために,核燃料開発本部,プルトニウム燃料部,技術部の関係者が日本エヌ・ユー・エス(JANUS)を通じて米国エヌ・ユー・エス社(NUS)の「ふげん」燃料品質保証に関するコンサルティションを受けた経過および内容を本コンサルティションの窓口となった事務局でまとめて記述したものである。NUSのコンサルティションは,William L. Fauthによって行なわれたが,その内容は2段階にわかれており,第1段階ではInitial Reportが提出され,第2段階では相互の討論とFinal Reportの提出が行なわれた。コンサルティションの結果指摘された事項は,核燃料開発本部側および新型転換炉開発本部内に品質保証に関する部門を設置すること,両本部の品質保証部門が品質保証計画書を作成すること,品質保証および品質管理の要領書を作成すること,要員の教育・訓練計画を確立することなどであった。
青木 利昌*; 安久津 英男*; 安孫子 進朗*; 宮脇 良夫; 湯本 鐐三; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*
PNC TN841 74-13, 65 Pages, 1974/06
核分裂性プルトニウムの存在比が約75%であるため高次化プルトニウムを用いた3%富化混合酸化物燃料を使って、H/Puが295
922の範囲で、一連の臨界実験が行なわれ、臨界量、中性子束分布、出力分布、
eff/l等が測定された。PuO2-UO2燃料一領域炉心の材料バックリングBm2はH/Puが530で最大となり、eff/lはUO2系のそれの約1/2となった。また、高次化プルトニウム燃料に特微的なこととして、241Puの崩壊による反応度減少が1年間で約1ドルにも達すること、および自発中性子源レベルが高いので、反応度測定上に注意を要すること等が判明した。実験解析では、群定数コードとして、LASER-PNCおよび、UGMG42-THERMOSが使用され、2次元臨界計算コードとしてPDQ-5が使用された。計算値は測定値と良い一致を示し、燃料設計コードの精度の良さが検証された。本実験および解析は、原研との共同研究として実施されたものであり、さらに複雑な炉心体系についての実験と解析も進んでおり、幅広い実験データと計算手法の蓄積がなされている。本報告書は、JAERI-memo5745と同一内容である。
青木 利昌*; 三浦 信; 永木 裕; 小原 勝昭; 神谷 和明
PNC TN841 74-08, 85 Pages, 1974/03
管製造時の肉厚減少率対外径減少率の比,焼鈍温度を変えたジルカロイ-2管について原子力安全研究協会燃料安全専門委員会が実施した共同研究とも関連して,応力条件の異なる内圧破裂試験を行い次の知見を得た。1)単軸応力試験(オープン・エンド法)では高い延性が生じるが,2軸応力条件では延性が低くなり内圧破裂強度が高くなる。軸方向変形を拘束した固定端法ではさらに延性が低下し,内圧破裂強度は最大となる。2)端栓と管に絞り加工を施すことによって端栓溶接部を管の縮み変形から保護することができ,管の軸方向縮み変形を0.3%程度に制限できる固定端内圧破裂試験を実施できた。
青木 利昌*; 立石 嘉徳*; 小原 勝昭; 太田 猛男*
PNC TN841 73-20, 423 Pages, 1973/08
新型転換炉開発本部の燃料・材料研究開発グループが中心となって昭和43年度以来試作購入を行った原型炉用圧力管およびカランドリア管などについてその製造者側試験データの集約,および受入検査によって行った非破壊検査結果および炉外試験結果についてとりまとめたものである。なお本報告の作成にあたっては,新型転換炉開発本部 林清純,角田直巳,佐藤務,真鍋勝美,佐藤健治 および技術部検査開発課 三浦信,永木裕,松井洋正,稲田栄一,柏原文夫,小野雅章,小幡真一,後藤明,柴田照夫,近藤吉隆,川崎道隆,野口雅彦,五十嵐幸,横山昭,沢山幸夫,神谷和明,植野重男,柴田隆昭,大森拓郎,横沢直樹,中沢文夫,小松田宰,一関強,宇井正泰,大高甲子男,宮島勇夫,宮本文雄,小山武衛,石橋隆,館野久夫,石川一夫をはじめとする多くの諸氏の協力があった。
青木 利昌*; 宇井 正泰*; 神谷 和明; 柴田 照夫*; 横山 昭*; 小山 真弘; 川崎 道隆; 小原 勝昭
PNC TN841 73-15, 66 Pages, 1973/07
大洗工学センターナトリウムループ中で流動試験したのちの高速実験炉用ブランケット燃料集合体の被覆管及びラッピングワイヤについて一連の評価試験を行ない,ナトリウム流動による性質の劣化を調べた。燃料棒の外観は総じて褐色を呈したが,局部的に白色,金属光沢を呈していたものがあった。ナトリウム流動試験により被覆管,ワイヤの引張性質や耐圧性質などの強度において著しい性質劣化は生じていなかった。被覆管,ワイヤおよび端栓溶接部とも素材の溶体化処理による溶解炭素がナトリウム中で長時間加熱されたために炭化物として析出していた以外変化は認められなかった。
青木 利昌*; 宇井 正泰*; 小原 勝昭; 川崎 道隆; 神谷 和明; 柴田 照夫*
PNC TN841 73-25, 45 Pages, 1973/04
ATR燃料第5次照射として,燃料集合体の照射試験を実施した。SGHWR照射集合体に用いた国産のジルカロイ-2被覆管について炉外評価試験を行ない,主として常温450度Cの高温強度などを検討した。各種の破壊試験を実施した結果は被覆管の購入仕様値をすべて満足している。なお合わせて製造者側検査結果や非破壊検査結果なども添付した。
安孫子 進朗*; 打越 肇*; 青木 利昌*
PNC TN841 72-41, 26 Pages, 1972/12
燃料集合体の組立および輸送用梱包は動燃事業団プルトニウム燃料第一開発室のRoom120の一画において昭和45年7月下旬から8月上旬にかけて実施された。この作業はウエスチングハウス社の下請として三菱原子力工業によって行われた。この間の安全管理は動燃事業団によって行なわれ三菱原子力工業が協力した。完成集合体の品質は、ウエスチングハウス社の担当者が動燃事業団において検査を行ない承認された。集合体の輸送は、昭和45年12月下旬動燃事業団東海事業所から出荷し、羽田空港からニューヨーク空港を経てピッツバーグ空港に空輸し、サクストンへ輸送された。この間の輸送はFissile ClassIIIの基準に従って実施された。輸送は三菱原子力工業の下請けとして三菱商事によって行なわれた。サクストンへ輸送された燃料は、(1)燃料集合体...1本(燃料棒68本入り)(2)集合体組入用燃料棒...4本であった。また、燃料被覆管の製作と試験・検査についても記述した。
吉田 進*; 田中 千秋*; 青木 利昌*; 小原 勝昭
PNC TN241 72-43, 94 Pages, 1972/11
PNC-TN241-72-43.pdf:4.4MBPNC-TN241-72-43T.pdf:5.5MB
動力炉核燃料開発事業団が現在建設中である高速実験炉「常陽」の燃料被覆管としてオーステナイトステンレス鋼管(AISI 316)が使用される事が決定しており,数次にわたる試作を経て,現在実機用被覆管が製造されつつある。この鋼種を使用するにあたっては,(1)高温強度特性,(2)照射特性,(3)Na中腐食特性,等を把握しておく事が必要であり,(2)および(3)項については現在実験が進行しつつある。(1)項のうち特に重要なクリーブ特性については,燃料事業団に燃料構造設計委員会(主査:鵜戸口英善)クリーブサブグループ(主査:吉田 進)を組織し,金属材料技術研究所,神戸製鋼所,住友金属工業,日立製作所,東京芝浦電気および動燃事業団が参画して各種の試験を分担している。第1次試験計画では,「常陽」用第1次試作炉心燃料被覆管(6.3
0.35t:A材,B材の2種類)について,内圧クリーブ破断試験,単軸クリーブおよびクリーブ破断試験を実施した。そして,600
,650,700および750の試験温度において得られた最長約10,000hrまでのデータについて綜合的な検討を加え,すでに報告(SN 241,71,55)した。本報告は前記サブグループにおける第2次計画の結果に関するものである。すなわち,「常陽」用第2次試作炉心燃料被覆管(A,Bの2種)について,内圧クリーブおよびクリーブ破断試験,単軸クリーブおよびクリーブ破断試験を実施した。試験温度は600,650,700および750であり,最長試験時間は10,000hrを目標とした。試験結果については第1次計画と同様に統計的手法による検討を加えた。
青木 利昌*; 宇井 正泰*; 小原 勝昭; 神谷 和明
PNC TN841 72-36, 57 Pages, 1972/10
原子力安全研究協会燃料安全専門委員会の共同実験を分担し、軽水炉用燃料被覆管の耐圧挙動を調べ、燃料の安全審査上の資料とする。軽水炉用燃料被覆として使用されるジルカロイ管の挙動を調べるために、ジルカロイ管に燃料使用寿命を考慮した水素を吸収させ水素添加したジルカロイ管についてその耐圧性能を観察した。この結果次の知見を得ることができた。1)水素化物の影響の少ないところでは管の破裂圧は試験温度の上昇とともに減少し、300度Cでは常温強度のおよそ60%となる。2)外層部に半径方向水素化物を有する管材では水素量が100PPMになると常温で円周伸びはほとんど生じなくなるが、円周方向水素化物を有する管材では水素量300PPMまで水素化物の影響を受けない。しかしいずれの場合にも温度が300度Cなると延性の回復がみられる。また水素化物の量が多くなり温度が低下するほど脆性的破壊を生ずる。
青木 利昌*; 宇井 正泰*; 小山 真弘
PNC TN841 72-28T, 70 Pages, 1972/08
None
青木 利昌*; 宇井 正泰*; 小山 真弘
PNC TN841 72-28, 59 Pages, 1972/08
PNC-TN841-72-28.pdf:8.39MBPNC-TN841-72-28T.pdf:8.44MB
国内で試作した高速増殖実験炉"常陽"用燃料被覆管と日米情報交換協定により米国側から入手したFFTF用燃料被覆管についておもに金属組織上の固溶体化処理による組織変化、加熱による組織変化を調べた。この結果炭素含有量の多い試料については固溶化処理によって結晶粒界に炭化物の析出が認められ、また炭化物が完全にオーステナイトに固溶した後に結晶粒成長が始まることが認められた。再結晶温度について観測した結果では2時間加熱保持の場合には神戸製鋼所製のものが約900度C、住友金属工業(株)製のものが約950度C、米国から入手したものは約800度Cであった。また800900度Cで100時間保持することによりシグマ相と思われる析出物を観察した。なお得られた結果を整理して炭素の溶解度曲線を作成した。
吉田 進*; 田中 千秋*; 青木 利昌*; 小原 勝昭
PNC TN241 71-55, 85 Pages, 1971/11
PNC-TN241-71-55.pdf:3.86MBPNC-TN241-71-55TR.pdf:4.71MB
高速実験炉(常陽)用燃料被覆管はAISI 316鋼よりなっている。これを使用するに際しては、(1)高温強度特性、(2)照射特性、(3)Na中の挙動の3点について、総合的な解析を行ない信頼性を高める必要がある。なかでも、(1)の高温強度特性については、炉心設計上緊急性を要し、かつ上記(2)、(3)の2つの要因解析を行なううえでもこのデータが基礎となるため、信頼のおけるデータが要求される。一般にAISI 316鋼に関する高温強度データは数多く提示されているが、被覆管のような薄肉細管そのもののデータはほとんどない現状なので、許容応力をどのように設定するかはかなり難かしい問題である。そこで動力炉・核燃料開発事業団に燃料構造設計委員会(主査:鵜戸口英善)を設置し、(1)炉心設計の基本条項の決定、(2)高温強度特性の検討を行なうこととした。(3)項に関しては、被覆管自身についてクリーブ試験と疲労試験を行なうこととし、試験実施にあたっては各々サブグループを設け、昭和44年に計画をたて試験を開始し、昭和46年3月に第1次試験が終了した。本報告はクリーブについての第1次試験に関するもので、クリーブサブグループ(主査: 吉田 進)の試験には金属材料技術研究所、神戸製鋼所、住友金属工業、日立製作所および動力炉・核燃料開発事業団が参画し、「常陽」用第1次試作被覆管(A、B2種類)について、内圧クリーブ破断試験と単軸引張クリーブ破断および単軸引張クリーブ試験を実施した。試験条件は試験温度が600
C、650C、700Cおよび750C、最長破断時間は3,00010,000hr目標とした。そして、得られたデータを統計的に解析し、10,000hrにおける破断試験と単軸引張クリープ試験を実施した。試験条件は試験温度が600C, 650C, 700Cおよび750C、最長破断時間は3,00010,000hr目標とした。そして、得られたデータを統計的に解析し、10,000hrにおける破断強さ、クリープ限度およびクリープ制限応力を推定した。そのほか、内圧クリープ破断と単軸引張クリープ破断の比較や類似鋼材のデータとの比較も行った。なお、これらの試験につづいて、第2次試作被覆管についての試験を現在行っており、ここでは内圧クリープ試験におけるクリープ速度も求める計画である。
