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飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生
JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03
JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB
破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び
線測定を行った。SiC層破損粒子では、
Ce、
Ru及び
Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、
Cs、
Cs及び
Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。
C湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; H.Nabielek*; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 224, p.85 - 92, 1995/00
被引用回数：57 パーセンタイル：97.16(Materials Science, Multidisciplinary)ZrC被覆UO
燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動について、1600C、4500時間の照射後加熱試験により調べた。核分裂ガスの放出の監視及び加熱後の粒子の試験結果から、加熱中の粒子の内圧破損は生じていなかった。粒子研磨面観察では,ZrC層のパラジウム腐食及び熱的劣化は観察されなかった。核分裂生成物のCs、Cs、Ru、Ce、Eu、及び
Euは、照射後加熱中に被覆層を通って粒子外へ放出された。ZrC被覆層におけるCsおよびRuの拡散係数を放出曲線から評価した。ZrC層のCs保持能は、SiC層よりも、たいへん優れていることが明らかになった。
fuel particles湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 208, p.266 - 281, 1994/00
被引用回数：43 パーセンタイル：94.61(Materials Science, Multidisciplinary)照射済Triso被覆UO燃料における核分裂生成物の挙動を電子線プローブマイクロスコープにより調べるとともに、核分裂生成物-UO-C系の熱力学的解析を行なった。UO核においては、Mo-Tc-Ru-Rh-Pd合金の他に、Mo,Pd-Te、およびPd-Mo-Snの析出物が観察された。被覆層においては、パラジウム、テルル、セリウムおよびバリウムがしばしば観察された。バリウムおよびセリウムは酸化物であり、テルルはおそらく単体であろう。CeOの蒸気圧計算結果は、希土類元素を含む化学種の中で最も大きかった。バリウムを含む主要なガス化学種は、BaOであった。高温においては、層間化合物であるC
Csが、CsMoO
に代わって、セシウムの主要な化学種であることが熱力学的解析により示された。
C湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00
被引用回数：60 パーセンタイル：96.94(Materials Science, Multidisciplinary)Triso被覆UO粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、Cs,Cs,
Ag,EuおよびEuが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。AgのSiC中の拡散係数はCsの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義
JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11
原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.
JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11
平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7
10
n/cm
まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。
小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 小林 紀昭; 角 重雄; 宮西 秀至; 高橋 五志生; 菊池 輝男
Journal of the American Ceramic Society, 75(11), p.2985 - 2990, 1992/11
被引用回数：40 パーセンタイル：84.42(Materials Science, Ceramics)ZrC被覆UO粒子は有望な高温ガス炉用燃料である。熱分解炭素とZrCとによって多層被覆を施した粒子燃料を最高約4%FIMAまで照射した。高速中性子照射量は210
/mを越えた。寿命末期の核分裂生成物放出量は極く僅かであって、黒鉛マトリックスのU汚染で説明できた。照射後の破損率は実質的に0であった。最高2400Cまでの照射後加熱試験では、同温度で約6000秒保持してようやく破損が発生した。
柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
實川 資朗; 海野 明; 高橋 五志生; 飯田 省三; 足立 守; 鈴木 建次*; 菱沼 章道
Effects of Radiation on Materials, p.1083 - 1094, 1992/00
照射した冷間加工材の316ステンレス鋼について、疲労亀裂の成長速度に対する保持時間及び荷重の周波数の効果を評価した。照射は高速炉にて400Cで20dpaまで行った。その結果、高温域での保持時間効果は、保持時間の0.7乗に比例し、またヘリウム量に比例することがわかった。この結果、1023Kで50秒の保持時間を与えると、照射量が20dpaの材料では亀裂成長速度が40倍近くに増加するのである。一方、荷重の周波数効果は低温度域で大きく、これは低周波数域では照射材に特徴的なチャンネル破壊現象が生じたためである。チャンネル破壊は、疲労亀裂の発生を助けるため変化が生じたのである。
小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生
Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12
被引用回数：12 パーセンタイル：76.66(Nuclear Science & Technology)仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UOの定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 松島 秀夫; 高橋 五志生; 園部 清美; 小松 俊雄
JAERI-M 91-024, 29 Pages, 1991/03
軽水炉の炉心で使用される構造材料(主にオーステナイト系ステンレス鋼)は中性子線の照射を受けて金属組織的変化を生じ、その結果として高温水中における耐食性が非照射材に比べ変化することが予想される。また、炉心内の線は水環境に放射線分解などの影響を与え、材料の腐食挙動に対し影響を及ぼす。近年、このような炉内での照射を原因とする構造材料の環境劣化の研究が行われている。ここではこのような研究に関連して、中性子照射を受けた材料の腐食特性を電気化学的に測定することを目的とし、ホットセル内で遠隔操作により測定するための技術を開発した。これにより重照射材の電気化学的腐食測定が可能となり、この装置を用いて照射材の測定を行った結果、非照射材とは腐食挙動に違いがあることがわかった。
湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 高橋 五志生; 清水 道雄; 田山 義伸
J. Mater. Sci., 26, p.2379 - 2388, 1991/00
被引用回数：15 パーセンタイル：61.58(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、一酸化炭素(CO)ガスによる炭化ケイ素(SiC)被覆層の腐食を観察した。観察には光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。SiC層が腐食されている領域では、内側高密度熱分解炭素(IPyC)層の機械的破損がしばしば観察された。反応の初期においては、SiCの結晶粒界が選択的に腐食されていた。粒子の低温側のバッファー層とIPyC層の間およびIPyC層とSiC層との間には、二酸化ケイ素またはより安定な(Si、Ce、Ba)酸化物が蓄積していた。燃料核内では、(Pd、Rh、Ru、Tc、Mo)ケイ化物が観察された。これらの反応生成物は、一酸化ケイ素が腐食領域から気相輸送された結果であると考えられる。
鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 深谷 清; 西山 裕孝; 古平 恒夫; 奥 達雄; 足立 守; 海野 明; 高橋 五志生; 三沢 俊平*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.441 - 444, 1991/00
被引用回数：29 パーセンタイル：92.44(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した21/4Cr-1Mo鋼(焼ならし-焼もどし材)微小試験片(
3mm0.25mm、10100.5mm)のスモールパンチ(SP)試験を行い、得られた各種の値と通常の方法によって得た照射後機械的性質とを比較した。照射はJRR-2で300C、110
n/m(E
1MeV)なる条件で行なった。SP試験の温度範囲は約-100Cから室温とした。SP試験によって得た弾塑性破壊じん性値J
は0.4及び0.7DCT(ディスコ型コンパクト試験片)を用いて得たJ
と良い一致を示した。
湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 172, p.184 - 196, 1990/00
被引用回数：68 パーセンタイル：97.81(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、核分裂生成物パラジウム(Pd)による炭化ケイ素(SiC)被覆層の腐食を観察した。観察には光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。SiC層は局所的に腐食されていた。反応に関与していた元素は主としてPdであったが、いくつかの粒子では、Pdの他にロジウムおよびルテニウムが腐食領域で検出された。Pdは粒子の高温側および低域側の両方で検出されたが、Pdによる腐食領域およびPdの蓄積は低温側で多く見られた。観察されたPd-SiC反応深さは、燃料核からのPdの放出が反応全体を支配するという仮定のもとに、整理された。
湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生
Journal of Nuclear Materials, 175, p.14 - 19, 1990/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.34(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、金属不純物と炭化ケイ素被覆層との反応を観察した。観察には、光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。炭化ケイ素被覆層は、粒子の外側から腐食されていた。この反応に関与していた主たる元素は、場合によって異なっていたが、鉄または鉄とニッケルであった。これらの元素は、被覆粒子を分散させている黒鉛マトリックスに不純物として混入していたと考えられる。これらの元素は、照射温度のもとでは炭化物よりもケイ化物を形成した方が熱力学的に安定であるので、炭化ケイ素被覆層と反応しケイ化物を形成したと考えられる。燃料の製造工程においては、炭化ケイ素と反応する元素が不純物として燃料に混入しないように、細心の注意が払われるべきである。
神永 敬久; 二瓶 康夫; 木村 康彦; 菊池 博之; 高橋 五志生; 松浦 孝信; 鈴木 和博; 北村 敏勝; 佐藤 泰雄; 畑中 一男*
no journal, ,
原子力船「むつ」使用済燃料集合体(1111型、バーナブルポイズン棒9本含む。濃縮度3.24%, 4.44%の2種類)は通常の軽水炉燃料集合体と構造,寸法,濃縮度が異なりそのままでは再処理施設での受入・再処理ができないため、(1)バーナブルポイズン棒及び側板がないこと,(2)形状がPWR型と同等であること,(3)燃料集合体1体あたりの濃縮度が4.0%未満であることの受入条件に見合うよう、燃料試験施設において再組立用スケルトン(PWR1515型相当)に燃料棒(
10.581123mm)を軸方向に3段重ねて挿入した。また、シンブル管内にも燃料棒を挿入して効率化を図り、使用済燃料集合体全34体(全燃料棒3,808本)を挿入し、再組立集合体6体を完成させた。再組立集合体は外観検査,寸法・重量測定等を実施し、異常のないことを確認後、燃料貯蔵プールで保管・管理している。今後、核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センター再処理施設へ輸送し、再処理する計画である。
