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論文

Support system for training and education of future expert at PIE Hot Laboratories in Oarai JAEA; FEETS

逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; 浅賀 健男; et al.

Proceedings of 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), 2 Pages, 2012/03

原子力機構大洗ホットラボにおける原子力人材育成のためのサポート制度(FEETS)について紹介する。施設の特徴の整理及びユーザーニーズの調査結果に基づいて制度を構築した。FEETSによりサポートされた種々の人材育成プログラムについて紹介する。

論文

Retention and release of tritium in B$$_{4}$$C irradiated as control rod of fast breeder reactor

堂野前 貴子; 伊藤 正彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.826 - 833, 2011/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.72(Nuclear Science & Technology)

FBR制御棒にて照射されたB$$_{4}$$Cのトリチウム放出と保持について、800$$^{circ}$$Cまでの温度範囲を対象に調査を行った。B$$_{4}$$C試料で生成されたトリチウムの保持量は、照射量の関数として表すことができ、理論計算値とほぼ一致した。またトリチウム量は、B$$_{4}$$C中に不純物として含まれる鉄から生成する$$^{54}$$Mnの放射能量からも簡単に評価することができ、測定を行った。B$$_{4}$$Cからのトリチウム放出が開始する温度は、試料を等時加熱することによって求めた。その結果、B$$_{4}$$Cからのトリチウム放出は400$$^{circ}$$Cから始まることが明らかとなった。この等時加熱結果から、B$$_{4}$$Cのトリチウム拡散係数を導いた。

論文

Reduction in degree of absorber-cladding mechanical interaction by shroud tube in control rods for the fast reactor

堂野前 貴子; 勝山 幸三; 舘 義昭; 前田 宏治; 山本 雅也; 曽我 知則

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.580 - 584, 2011/04

長寿命制御棒開発における課題のひとつとして吸収材-被覆管機械的相互作用(ACMI)がある。高速実験炉「常陽」での制御棒寿命は、吸収材料である炭化ホウ素ペレット(B$$_{4}$$C)のスエリングとリロケーションによって引き起こされるACMIによって制限されている。そこで、このACMI抑制のためにB$$_{4}$$Cペレットと被覆管の間のギャップにシュラウド管を挿入した。さらに、ペレット温度を下げるために、ナトリウムをボンド材として採用した。これらの改良の結果、「常陽」制御棒寿命はこれまでの2倍と評価された。本論文では、これらに関する照射後試験結果を報告する。

論文

Evaluation of creep damage and diametral strain of fast reactor MOX fuel pins irradiated to high burnups

上羽 智之; 十亀 求; 伊藤 昌弘*; 水野 朋保; 堂野前 貴子; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.712 - 720, 2010/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.83(Nuclear Science & Technology)

燃料ピンの寿命決定因子の一つであるクリープ損傷を、ピン平均燃焼度で120GWd/t以上の高燃焼度を達成したオーステナイト鋼被覆管によるMOX燃料ピンを対象に評価した。ピン内圧によるクリープ損傷の程度を累積寿命損傷和(CDF)によって評価した結果、燃焼末期におけるCDFは10$$^{-2}$$から10$$^{-4}$$と非常に小さな値になり、燃料ピンにはクリープ損傷による破損に対し十分な余裕があることが示された。燃料ピンの支配的な寿命制限因子を検討するため、ピン平均燃焼度を140GWd/tまで延長した場合のCDFと外径増加を予測し、それぞれに対して暫定的に定めた制限値と比較した。その結果、燃焼度延長に伴い被覆管のスエリングが大きくなることにより、外径増加が制限値に達する時期がCDFよりも早期になることが示された。これより、オーステナイト鋼被覆管の燃料ピンの場合は、被覆管スエリングが大きくなるため、寿命はクリープ損傷よりも外径増加に事実上は支配されると考えられる。

論文

Neutron irradiation effect on isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C

諸橋 裕子; 丸山 忠司*; 堂野前 貴子; 舘 義昭; 小野瀬 庄二

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.867 - 872, 2008/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Nuclear Science & Technology)

The present investigation was made to elucidate the effect of neutron irradiation on dimensional change and thermal conductivity of isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C. The specimens used in the present investigation are 99% $$^{11}$$B enriched $$^{11}$$B$$_{4}$$C, 91% $$^{10}$$B enriched $$^{10}$$B$$_{4}$$C and $$beta$$-SiC. The results of measurements indicated that the changes in dimension and thermal conductivity of neutron irradiated $$^{11}$$B$$_{4}$$C were substantially smaller than those of $$^{10}$$B$$_{4}$$C and SiC. Post irradiation annealing experiment measurements for $$^{11}$$B$$_{4}$$C showed that dimensional change and thermal conductivity were almost completely annealed out at 1400$$^{circ}$$C. The changes in thermal conductivity by annealing were analyzed in terms of phonon scattering theory. The onset of recovery in thermal conductivity of $$^{11}$$B$$_{4}$$C well agreed well with irradiation temperature, however the recovery in length did not coincide with irradiation temperature.

論文

$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの中性子照射効果とその回復挙動

堂野前 貴子; 舘 義昭; 関根 学*; 諸橋 裕子; 赤坂 尚昭; 小野瀬 庄二

Journal of the Ceramic Society of Japan, 115(1345), p.551 - 555, 2007/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:30.7(Materials Science, Ceramics)

高速炉で効率的に核分裂生成物を核変換するためには減速材の利用が有効であり、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cはその候補の1つとされているが、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動は制御材用の$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なりほとんどデータが得られていない。そこで本論文では、高速炉で照射した$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットの外観・微細組織観察及び熱伝導率測定を行い、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの照射挙動を明らかにした。照射$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの外観は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと異なり、クラックは観察されなかったが、微細組織には$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に粒内及び粒界にバブルが確認された。$$^{11}$$B$$_{4}$$Cの熱伝導率は$$^{10}$$B$$_{4}$$Cよりも大きく、室温から1400$$^{circ}$$Cの間には、$$^{10}$$B$$_{4}$$Cと同様に3つの回復ステージが観察され、B$$_{4}$$Cの回復とヘリウムの分散挙動の関連性が示された。以上から、$$^{11}$$B$$_{4}$$Cペレットは照射下での安定性が高いことが確認され、減速材適用の可能性が示された。

報告書

長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換ターゲットの検討; ヨウ素化合物の調査,2

堂野前 貴子; 舘 義昭; 松元 愼一郎

JAEA-Research 2006-033, 35 Pages, 2006/07

JAEA-Research-2006-033.pdf:8.59MB

高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種の分離変換技術研究が各国で実施されている。これは放射性核種について半減期や利用目的に応じて分離するとともに、環境負荷低減のために長寿命核種を短寿命核種あるいは非放射性核種に変換することを目的としたものである。実用化戦略調査研究におけるLLFPの分離・変換技術は、変換手段として軽水炉に比べて中性子束の大きい高速炉を想定し、核燃料サイクルの技術的成立性及び経済性を考慮したうえで、その効果が著しく望めるものに絞って研究開発を行うこととしており、核変換対象をヨウ素とテクネチウムとしている。ここでは核変換として成立可能性があり、環境負荷低減効果の大きいヨウ素を対象とした炉内装荷形態の検討の一環として実施した試験結果について報告する。本研究により、以下のことが明らかとなった。(1)600度1000時間までの被覆材共存性において、ヨウ化ルビジウム,ヨウ化マグネシウム,ヨウ化イットリウムがステンレス鋼と良好な共存性を示した。(2)SUS316鋼とフェライトマルテンサイト鋼では、SUS316鋼の方がヨウ素化合物と良好な共存性を示した。(3)ヨウ素化合物の形態は、圧粉成型体と焼結体とで被覆材に与える影響に大きな差異は見られなかった。(4)ヨウ化銅は他のヨウ素化合物と異なり、銅の析出が見られた。(5)ヨウ化ルビジウム,ヨウ化イットリウムについてもペレット状に焼結が可能である。(6)ヨウ化銅及びヨウ化ルビジウムの熱伝導度は、室温において約2W/m/Kと著しく低い値を示し、ヨウ化銅の熱伝導度は300度でさらに低下した。

報告書

高速炉用Am含有ターゲット候補選定に関する検討

逢坂 正彦; 吉持 宏; 堂野前 貴子; 井上 賢紀

JNC TN9420 2003-002, 42 Pages, 2003/10

JNC-TN9420-2003-002.pdf:1.49MB

サイクル機構-原研融合研究の枠内で、高速実験炉「常陽」にて照射予定のAm含有ターゲットについて、候補の選定に関する検討を文献調査に基づき行った。ターゲットの開発状況及び選定研究に関する文献調査を実施し、母材選定基準を策定したうえで、多くの物質のなかから母材の一次候補を選定した。次に一次候補として選定したZrO2,Al2O3,MgO,SiC,Si3N4,MgAl2O4及びTiNについて、熱伝導度、照射特性、製造性等の詳細な特性調査を行った。母材選定基準のうち、特に製造性への適合に重点を置いて、一次候補のなかからZrO2,MgO,SiC,Si3N4及びTiNの5つをAm含有ターゲット用母材として選定した。選定した母材をベースとしたAm含有ターゲット候補形態及び製造プロセスを検討し、以下のとおり策定した。(1)Am酸化物粒子分散型:Am酸化物を粒子($$phi$$100-300$$mu$$m)とし、母材(MgO)に分散させたもの。 ・乾式によるAm粒子製造;Am酸化物粉末成型、破砕及びふるい ・Am酸化物粒子とスプレードライにより作製した母材粒子の混合 ・一軸成型、不活性雰囲気中常圧焼結 (2)Am酸化物粒子混合型:Am酸化物と母材(SiC,Si3N4及びTiN)の均一混合型 ・Am酸化物粉末と母材粉末の混合 ・一軸成型、不活性雰囲気中常圧焼結 今後これらの製造試験、特性測定等を行い、「常陽」照射Am含有ターゲットを決定していく

報告書

分離・変換技術開発におけるLLFP化合物の選定-文献調査に基づくヨウ素化合物の選定-

堂野前 貴子; 井上 利彦; 小野瀬 庄二; 宮川 俊一; 中村 保雄

JNC TN9420 2002-003, 19 Pages, 2002/03

JNC-TN9420-2002-003.pdf:0.66MB

高レベル放射性廃棄物に含まれる放射性核種の分離変換技術の研究が、各国で進められている。本技術は、その放射性核種について、半減期や利用目的に応じて分離すると共に、長寿命核種を短寿命核種あるいは非放射性核種に変換するものである。この「超寿命核種の分離変換技術」の研究開発に関し、核燃料サイクル開発機構では、「高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究」(以下FSと呼ぶ)の一環として、基盤・基礎研究と連携を取って進めることとしている。その主眼とするところは、使用済み燃料中の長寿命核種を分離・変換し、短寿命ないし安定核種に変換する技術の開発である。変換手段としては高速炉を想定する。環境負荷低減と核不拡散の観点から、技術成立性と経済性を考慮して実施することとしている。核変換の対象はマイナーアクチニド(MA)と長寿命核分裂生成物(LLFP)である。この研究の一環として、LLFPの核変換のための照射試験要素の開発を進めている。FSでは、I、Cs、Tc、Srの4種類に対する検討を実施した。LLFPの化合物種類、減速材比率、スミア密度等をパラメータとして核変換量、核変換率を検討して得られたこれまでの結果によれば、核変換として成立する可能性のあるのは、129Iと99Tcである。これらは、ブランケット領域での装荷でも有意な核変換が着たいでき、減速材の利用を行えばより効率化が可能であるとの見通しである。 一方、135Csは有意な核変換が期待できない上に減速材の利用も効果的でない。90Srについては、中性子核反応による効果的な核変換処理が不可能であることが過去の検討結果から明らかであるために除外する。そこで129Iを取り上げ、文献調査に基づいて核変換に適した化合物の選定を行った。地層処分の観点からもセメント系材料をはじめとする人工バリアや天然バリアへのヨウ素吸着は非常に低い上に、半減期が長く被ばく上大きな影響を与えると考えられたため、選定したものである。国内外の文献調査を、核的特性、熱的相変化、化学的安定性、製造性、リサイクル性の 5つの観点から実施した結果、32種類のヨウ素化合物からMgI2,KI,NiI2,CuI,RbI,YI3,MoI2,BaI2の8種類を選定した。

報告書

Final Report JNC/ANL Collaborative Program for Evaluation of Irradiated EBR-2 Stainless Steel

Tsai, H.*; Allen, T. R.*; Cole, J. I.*; Strain, R. V.*; 吉武 庸光; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭; 水田 俊治; 鵜飼 重治; 宮川 俊一

JNC TY9400 2001-025, 117 Pages, 2001/07

JNC-TY9400-2001-025.pdf:6.94MB

高速炉炉心材料として使用されるオーステナイト鋼の高速中性子照射損傷に及ぼす低はじき出し損傷速度の影響を評価することを目的として、1997年 4月から 4年にわたってサイクル機構と米国アルゴンヌ国立研究所との間で、米国の高速実験炉EBR-IIの反射体ラッパ管として照射された316ステンレス鋼12%冷間加工材の照射挙動評価に関する共同研究を実施した。供試材の照射条件は、はじき出し損傷速度1.0$$times$$10E(-8)$$sim$$5.8$$times$$10E(-7)dpa/s、照射温度374$$sim$$444$$^{circ}C$$、はじき出し損傷量最大 56dpaであり、スエリング挙動及び引張強度・延性特性を評価した。本研究で得られた主な結果は以下のとおりである。(1)スエリングの潜伏期は約30dpaであり、スエリング量は最大で約1.6%であった。また、スエリング速度は1%/dpaに達していなかった。損傷量の増加に伴いボイドサイズとボイド数密度は増加したが、顕著な損傷速度の影響は見られなかった。(2)引張特性については、照射のごく初期の段階から明確な照射硬化が生じた。照射硬化に伴い、伸びの減少が見られた。しかしながら、照射硬化が生じた場合においても材料はかなりの延性(430$$^{circ}C$$、30dpaにおいて全伸びが8%以上)を維持しており、破壊形態は延性破壊であった。引張特性は主として損傷量に影響を受け、損傷速度の影響は見られなかった。(3)引張特性と微細組織の相関を考察した結果、低い損傷量域では、照射硬化の主要因は転位ループであると推察された。この転位ループによる寄与分は、大きな温度の影響は受けないと考えられる。損傷量の増大につれて、転位ループの寄与は小さくなり、ボイドによる寄与が大きくなることが分った。本試験結果から、56dpaよりも高損傷領域ではボイドが照射硬化の最も支配的な因子となることが推察された。

報告書

PNC316鋼被覆管のスエリング挙動; FFTF/MFA-1, 常陽/C3M, 常陽/B8データに基づく検討

堂野前 貴子; 赤坂 尚昭; 山県 一郎

JNC TN9400 2001-092, 44 Pages, 2001/03

JNC-TN9400-2001-092.pdf:1.36MB

従来、高速炉炉心材料用SUS316相当鋼(以下PNC316鋼)のスエリング挙動は材料照射材の結果をもとに評価されてきた。しかし平成 8年以降に得られた20$$times$$E(+26)n/㎡(E$$>$$0.1MeV)を超える高照射量の燃料集合体照射材の結果から材料照射材とのスエリング挙動の差異が明らかとなった。 高照射量領域で同等の温度と照射量条件下で比較すると、燃料集合体照射材のスエリングは材料照射材に比べて大きい値を示し、スエリング速度も燃料集合体照射材の方が大きな値を示している。それぞれの場合の照射条件をさらにをさらに詳細に比較すると、温度変動や応力などの条件が大きく異なることから、照射条件がこれらのスエリング挙動の違いに影響を及ぼしている可能性が示唆され、それらの因子の同定分析を行った。例えば、燃料集合体照射の場合では照射中の温度が変動するが、材料照射の場合はほぼ一定温度にて照射される。 本報告書では、燃料集合体照射されたPNC316鋼被覆管のスエリング挙動の分析に重点を置き、これまでの知見を統合した当該スエリング挙動の相違の因子分析とスエリング挙動実験式について報告する。得られた結果を以下に示す。 (1)燃料集合体照射材と材料照射材のスエリング挙動の相違に最も大きな影響を与える因子は、温度効果(温度変動・温度勾配)であると考えられる。 (2)PNC316鋼被覆管のスエリング挙動実験式(燃料集合体照射)は以下に示すとおりである。S=R$$times$${$$phi$$t+(1/$$alpha$$)$$times$$ln{1+exp($$alpha$$$$times$$($$tau$$-$$phi$$t)))/(1+exp($$alpha$$$$times$$$$tau$$)}} 但し、R=1%/dpa, $$alpha$$=-0.29282$$times$$tanh(T-508.31)/15.502)-0.40981$$times$$tanh((T-469.07)/32.627)+0.28304, $$tau$$=127.08$$times$$tanh((T-340.16/461.44)-147.14$$times$$tanh((T-350.75)/82.422)+118.2 上記の適用範囲は、照射温度430$$^{circ}$$C $$sim$$ 550$$^{circ}$$Cである。これによると、燃料集合体照射の場合23$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$ (E$$>$$0.1MeV, 550$$^{circ}$$C付近)において最大約14%のスエリングを有すると推測される。

論文

12%冷間加工316ステンレス鋼の炉内照射損傷に及ぼす低はじき出し損傷速度の影響

吉武 庸光; 赤坂 尚昭; 堂野前 貴子; 宮川 俊一

サイクル機構技報, (10), p.67 - 76, 2001/03

高速炉炉心・構造材料として使用されるオ-ステナイト鋼の高速中性子照射損傷に及ぼす低はじき出し損傷速度の影響を評価することを目的として、米国の高速実験炉EBR-2の反射体ラッパ-管として照射された316ステンレス鋼12%冷間加工材の照射挙動を評価した。はじき出し損傷速度1.0$$times$$10(-8乗)$$sim$$5.8$$times$$10(-7乗)dpa/sの範囲でスエリング挙動及び引張強度・延性特性を評価した結果、スエリングについてははじき出し損傷速度が小さい条件において増加する傾向が見られたが、引張強度・延性特性についてははじき出し損傷速度の影響は見られなかった。

論文

Heavy irradiation effects in boron carbide

伊藤 正彦; 堂野前 貴子; 山崎 正徳*

10th International Conference on Fusion Reactor Materials, 0 Pages, 2001/00

炭化硼素は高融点材料として、熱的、電気的特性に優れた性質を持つ。高速炉の制御棒材料として使用される他、中性子遮蔽材やインシュレ-タ-として利用可能である。炭化硼素は中性子照射されるとHeガスやトリチウムが生成され、これに伴って、微小亀裂が発生する等組織の変化が生じる。照射量が増すと最終的には焼結体の破壊に至るが、この挙動には照射温度が大きく影響することが明らかとなった。

論文

Tenside Properties of 12% Cold Worked Type 316 Stalnless Steel Irradiated in EBR-2 under Lower -Dose-Rate Condition to High Fluence

吉武 庸光; 堂野前 貴子; 水田 俊治; James J.Co*

20th Symposium on Effects of Radiation on Materials, p.469 - 486, 2001/00

EBR-2で照射された12%冷間加工316SSの引張強度延性特性に及ぼす低はじき出し損傷速度条件の影響を評価した。17の照射条件について引張試験を行い、このうち4条件について試験後の破面観察等を実施した。これらの照射後試験結果から、本試料は照射温度に対応して典型的な照射硬化挙動を示し、また照射後においてもかなりの延性を有していることがわかった。また、本照射条件範囲では、引張特性に及ぼす有意なはじき出し損傷速度の影響はみられなかった。

報告書

イオン照射によるボイド形成挙動の解析 核燃料サイクル開発機構-京都大学共同研究 平成11年度研究成果報告書

香山 晃*; 堂野前 貴子; 加藤 雄大

JNC TY9400 2000-017, 65 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-017.pdf:9.69MB

オーステナイト系ステンレス鋼は原子炉炉心材料として多く用いられている。高速増殖炉中で照射を行うことにより、これらの材料中にボイドが形成されることが知られている。このボイド形成によって体積膨張(スウェリング)現象が生じ、ボイドの生成・成長に伴う材料の変形は材料の主要な寿命制限因子の一つとなっている。そこで本研究では、中性子照射下における耐スウェリング性を高めた改良オーステナイト系ステンレス鋼(PNC316鋼)を取り上げ、ボイド形成挙動について検討・評価を行った。実験手段としては、MeV級加速器を用いたイオンビーム照射を採用し、材料環境、照射条件、損傷メカニズム、材料条件等の観点から解析を行った。供試材としては、PNC316鋼の20%冷間圧延加工材(板材)および被覆管を用いた。被覆管試料については、さらに内表面近傍、肉厚中心および外表面近傍の3種類の試料を採取した。これら合計4種類の試料に対して、4MeVニッケルイオンとヘリウムイオンによるデュアルビームを873Kにて40dpaまで照射した。照射後のミクロ組織を透過電子顕微鏡にて観察したところ、組織発達挙動は、試料によって大きく異なっていることが分かった。以上の結果から、今回用いた圧延材(板材)と被覆管材は、初期加工組織及びそれに伴う残留応力状態が大きく異なるために、転位組織の回復挙動に差異を生じる結果、顕著な偏析及びキャビティー形成サイトを提供する照射誘起析出までに要する照射線量に有意な違いが及ぼされることにあると結論付けられた。

報告書

CMIR-2照射Fe-15Cr-20Ni系モデル合金の照射後試験(1); 照射誘起偏析に及ぼすシンクの影響および溶質原子のサイズ効果

神田 北斗; 山県 一郎; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭

JNC TN9400 2000-046, 24 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-046.pdf:1.1MB

オーステナイトステンレス鋼では照射により、溶質原子が表面や結晶粒界等に偏析し、合金組成が局所的に変化する事が知られている。粒界偏析挙動を詳細に調べ、理解するために高速炉炉心材料として開発中であるPNC1520の基本合金系であるFe-15Cr-20Ni合金に、原子サイズの違いを考慮したSi,Moを各々添加したモデル合金について照射誘起偏析を検討した。高速実験炉「常陽」により476$$^{circ}C$$、3.5$$times$$10の26乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)の条件で照射された試料を、透過型電子顕微鏡(TEM)とエネルギー分散型X線分光分析装置(EDS)により微細組織の観察および溶質濃度を測定した。照射誘起結晶粒界偏析挙動は概ね溶質原子のサイズ効果に従っており、Feよりサイズの大きな(oversize)原子は結晶粒界で枯渇し、小さな(undersize)原子は濃化した。またボイド表面における偏析は結晶粒界とほぼ同等であり、析出物界面における偏析はこれらよりも大きい傾向を示した。また粒界によっては粒界近傍にボイドの存在しないボイド欠乏帯が存在していた。その生成理由の一つとして粒界移動現象によりボイドが掃き出されたことが考えられる。

報告書

「もんじゅ」型燃料集合体(MFA-1)の照射挙動評価

堂野前 貴子; 勝山 幸三; 鵜飼 重治; 赤坂 尚昭; 山県 一郎; 金成 孝志; 大森 雄

JNC TN9400 2000-075, 374 Pages, 1999/08

JNC-TN9400-2000-075.pdf:18.85MB

日米燃料材料共同開発計画の一環として、米国のFFTF炉で照射した「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1の照射後試験を行った。MFA-1燃料集合体はPNC316の被覆管、ラッパ管、ワイヤ、及び85%低密度燃料ペレットで製造されており、ペレットピーク燃焼度は147.1GWd/t、最大高速中性子照射量は21.4$$times$$10の26乗n/mの2乗に達している。本集合体の照射後試験結果に基づき、燃料集合体、要素の照射挙動を評価した。得られた結果は以下の通りである。 (1)「もんじゅ」型燃料集合体の伸びやラッパ管の変形量は小さく、燃料要素の外径増加率は最大で約4%(サンドブラスト加工材を除く)であった。また顕著なバンドルーダクト相互作用も発生していないことを確認した。(2)製造途中で内面傷を削除するためサンドブラスト加工した被覆管では、通常のPNC316に較べて大きなスエリングが測定された。このサンドブラスト材でのスリング促進は通常のPNC316と比較して大きな残留応力と低い冷間加工度に起因していると考えられる。(3)被覆管とワイヤのスエリングは異なる温度依存性を示し、スエリングピーク温度は被覆管で495$$^{circ}C$$、ワイヤで475$$^{circ}C$$であることを確認した。一方ラッパ管については、スエリングの温度依存性を明確には評価できなかった。

報告書

オーステナイト鋼のイオン照射によるスウェリング解析; 核燃料サイクル開発機構-京都大学共同研究平成10年度研究成果報告書

香山 晃*; 堂野前 貴子

JNC TY9400 2000-002, 286 Pages, 1999/03

JNC-TY9400-2000-002.pdf:19.8MB

オーステナイト系ステンレス鋼であるPNC316の材料照射と燃料ピン照射による燃料被覆管変形挙動の相違について、材料環境、照射条件、損傷メカニズム、材料条件等の観点から検討・評価し、機構的な解明を行うことを試みた。特に平成10年度においては、これまでに実施した一連のモデル照射実験の結果に立脚し、照射過程における温度変動がステンレス鋼の照射組織発達に及ぼす影響について、機構論に基づく反応速度論モデルにより理論的に解析検討した。非定常照射効果のモデル化とシミュレーション計算を実施し、カスケード効果を考慮した完全に動的なモデルを構築することにより、従来問題とされていた低温領域における転位ループ挙動に関する実験データとの不一致を解消したモデルを確立した。オーステナイト系ステンレス鋼の転位ループ形成に対するカスケード格子間原子クラスタリングの影響についても定量的な評価がなされ、同材料系に対する非定常照射効果の総合的なアセスメントを行うための基盤がほぼ形成された。本モデルを用いてCMIR温度変動照射実験及びFFTF/MFA-1照射における温度変動の影響を定性的に評価した結果、殆どの点欠陥及びミクロ組織挙動は温度変動照射条件においても各条件の平衡状態に漸近するのみであり、特異な温度変動効果は認められなかった。一方CMIRなどで中性子照射試験を行った結果によれば温度の効果が認められており、照射温度に敏感な析出挙動の影響などの、本計算に用いたモデルで取り扱っていない機構が作用した可能性がある。

論文

Irradiation Performence of FBR Monju Type Fuel with Modified 316 Stainless Steel at High Burnup

吉武 庸光; 赤坂 尚昭; 三次 岳志; 堂野前 貴子; 鵜飼 重治; 浅賀 健男

ANS Winter Meeting, , 

動燃では30年間高速炉用オーステナイト鋼被覆管の開発を実施し、PNC316被覆管、ラッパ管からなる「常陽」MK-IIドライバー燃料において、到達燃焼度と照射量がそれぞれ84GWd/t、50dpaまで実績を有している。RNC316被覆管、ラッパ管で85%TD低密度MOX燃料を装填した「もんじゅ」燃料の照射健全性を確認するため、「常陽」MK-II特殊燃料で128GWd/t(90dpa)まで、またFFTFでのMFA-1集合体で147GWd/t(107dpa)までの照射試験を実施した。オーステナイト鋼の被覆管、ラッパ管からなる燃料集合体では、材料のスエリングに起因するバンドル変形が集合体の寿命制限になるため、材料の詳細な電顕観察を行い、スエリング挙動を照射誘起偏析で生じる析出物変化と関連付けて評価した。

口頭

長寿命核分裂生成物(LLFP)核変換ターゲットの検討,3; ヨウ素化合物と被覆材との長時間の共存性評価

舘 義昭; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭

no journal, , 

長寿命核分裂生成物の一つである放射性ヨウ素を高速炉により安定な元素へ核変換させるために、高速炉内への最適な装荷形態についての検討を実施している。高温特性に優れる5種類のヨウ素化合物(MgI$$_{2}$$, CuI, RbI, YI$$_{3}$$, BaI$$_{2}$$)について、600$$^{circ}$$Cにて3000時間までのSUS316鋼並びにODS鋼との共存性試験を実施し、ヨウ素化合物と被覆管候補材料との共存性について評価を行った。また、応力が共存性に及ぼす影響を検討するため、試験用キャプセルに内圧を負荷して高温保持を行った。試験後の質量測定、組織観察の結果、MgI$$_{2}$$, CuI, YI$$_{3}$$, BaI$$_{2}$$では被覆管候補材料との間に何らかの相互作用が確認されたが、RbIは良好な共存性を示した。熱力学的にはBaI$$_{2}$$, MgI$$_{2}$$, YI$$_{3}$$は被覆管候補材料に対してRbIと同程度以上の化学的安定性を有すると予想されるが、酸化物変質層の形成や孔食の発生など共存性に大きく異なる挙動が現れたため、これらのヨウ素化合物による材料劣化には構成元素以外の不純物などの微量元素が大きく関与しているのではないかと考えられる。また、MgI$$_{2}$$においてはSUS316鋼の円板試料には見られなかった孔食が内圧負荷されたキャプセル内面に認められたことから、応力も共存性に対して何らかの影響を及ぼしている可能性が示唆された。今回の試験より、3000時間までの被覆管候補材料との共存性については、RbIが最も優れ、BaI$$_{2}$$がそれに次ぐ結果となった。

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