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Jarrige, I.*; 野村 拓司; 石井 賢司; Gretarsson, H.*; Kim, Y.-J.*; Kim, J.*; Upton, M.*; Casa, D.*; Gog, T.*; 石角 元志*; et al.
Physical Review B, 86(11), p.115104_1 - 115104_4, 2012/09
被引用回数：8 パーセンタイル：35.38(Materials Science, Multidisciplinary)鉄系高温超伝導体PrFeAsO
とその親物質であるPrFeAsOに対して、運動量分解した共鳴非弾性X線散乱を初めて観測した。主な結果は次の2点である。まず、第一に、16バンドの
模型を用いて、低エネルギーの励起が
, 
軌道の特性を有する
バンド内遷移に支配されていることを示し、電子相関に強く依存していることを示す。これによって、クーロン斥力
とフント結合
を見積もることができる。特に軌道依存した電子相関におけるの果たす役割が明らかとなる。第二に、短距離の反強磁性相関が
点での励起の説明には不可欠であることから、超伝導状態においてもそれが存在することが示される。
遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 小野澤 淳; 原田 晃男; 木崎 實; 菊池 博之
HPR-366, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2007/03
近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能であるが、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によって開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本会議では、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発したNCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術として使用済燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,被覆管破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。
Al小澤 顕*; 松多 健策*; 長友 傑*; 三原 基嗣*; 山田 一成*; 山口 貴之*; 大坪 隆*; 百田 佐多夫*; 泉川 卓司*; 炭竃 聡之*; et al.
Physical Review C, 74(2), p.021301_1 - 021301_4, 2006/08
被引用回数：43 パーセンタイル：89.22(Physics, Nuclear)理化学研究所のリングサイクロトロンで、陽子過剰核Alの
因子を初めて測定した。実験的に測定された因子の絶対値は、1.557
0.088と決められた。この原子核は、鏡像核Neのエネルギー準位から見ると、基底状態は1/2
もしくは5/2と考えられる。決められた因子と殻模型計算による因子との比較から1/2は明らかに否定されるため、基底状態のスピンは5/2と与えられた。これまで、Alは陽子ハロー構造のため、1/2状態が基底状態になる可能性が議論されてきたが、この実験により少なくとも基底状態にハロー構造が存在しないことがはっきりした。また、Neの磁気モーメントの実験値から、Alの基底状態におけるアイソスカラー固有スピンの期待値が求められるが、その値は
Cのように異常な値を示さず、正常であることがわかった。
遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 沼田 正美; 木崎 實; 西野 泰治
Proceedings of 2005 JAEA-KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies, p.S2_7_1 - S2_7_11, 2005/11
近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能である。しかしながら、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、平面歪状態を満足する形状の試験片に対するものであり、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によってコールド試験用に開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本セミナーでは、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発した、NCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術、すなわち、使用済み燃料被覆管からのサンプル加工技術、試験片組立技術、疲労予き裂導入技術、NCT破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。
福田 拓司
no journal, ,
RIA試験で見られる高燃焼度燃料被覆管の破損では外周部の水素化物rim領域からのクラック発生によって貫通破損に至ると推察される。このような破損形態を模擬する方法として、EDC試験法を用いた実験について評価した結果を報告するものである。実験時のパラメータは水素化物の存在形態をパラメータにしたものと新たな予備クラック導入方法を用いた実験結果について報告する。
福田 拓司
no journal, ,
RIA試験で見られる高燃焼度燃料被覆管の破損では、外周部の水素化物リム領域からのクラック発生によって貫通破損に至ると推察される。このような外周部からの被覆管破損形態を模擬するために、外周部に予き裂を人工的に導入した被覆管試料を製作した。予き裂を導入するために、圧延加工の中間工程で表面を機械加工する方法を開発した。この方法で予き裂を導入した試料は、比較的浅い予き裂にもかかわらず小さな塑性変形量で破損に至った。予き裂先端部での応力集中が高く、高燃焼度燃料に対するRIA試験における水素化物リム領域から発生したき裂による破損現象を模擬できることを確認した。
9BWR燃料の挙動福田 拓司; 杉山 智之; 宇佐美 浩二; 村尾 裕之; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼度99型BWR燃料(59GWd/t)を対象に反応度事故(RIA)を模擬したNSRRパルス照射実験を行い、破損時燃料エンタルピに関するデータと破損メカニズムに関する知見を得た。燃料は、安全委員会が定めるPCMI破損しきい値を上回る約342J/gに破損時燃料エンタルピが達した時点で破損し、破損条件及び破損形態について88型燃料との間に差異は見られなかった。また、破損部の観察結果から、燃料の破損は水素濃度や水素化物の析出と関連があると推測され、破損時エンタルピは水素吸収量と比例関係にある被覆管外面腐食量と良い相関を示すと考えられる。
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。
永瀬 文久; 杉山 智之; 天谷 政樹; 宇田川 豊; 福田 拓司; 三原 武
no journal, ,
原子力機構は、軽水炉におけるRIA及びLOCA時の高燃焼度燃料挙動に関する研究計画を進めている。RIA時にはペレットと機械的に相互作用した被覆管が破損し、破損限界は燃焼度とともに低下する。NSRRを用いて破損限界に関する知見を蓄積するとともに、機械特性試験や解析コードを用いて破損メカニズムに関する知見を得ている。また、LOCA時挙動については、酸化試験やLOCA条件を模擬した試験により酸化速度や酸化した被覆管の破断限界に関する知見の取得や高燃焼度化の影響に関する評価を行っている。事故時燃料破損メカニズム解明及び解析コードを用いた安全評価手法の高度化に今後も取り組んでいく。
三原 武; 福田 拓司; 宇田川 豊; 杉山 智之; 永瀬 文久
no journal, ,
被覆管外周部に水素化物が集積した高燃焼度PWR燃料被覆管の水素化物リムはRIA時の破損挙動における初期クラック(き裂)の役割を果たしていることが照射済燃料のNSRR実験などにより示されている。水素化物リムより内面側の水素化物がRIA時破損挙動に与える影響を調べるために表面予き裂導入(RAG)被覆管に水素を添加した後EDC(Expansion Due to Compression)試験を実施した。一般には予き裂長さに対する応力拡大係数で被覆管の破損が整理できたことから、内面側の水化物が破損挙動に及ぼす影響は小さいと考えられる。ただし、予き裂先端に径方向成分を持つ水素化物が析出する場合は、応力拡大係数による評価において内面側水素化物の影響を考慮する必要があることがわかった。
福田 拓司; 杉山 智之; 三原 武; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼度燃料では酸化とそれに伴う水素吸収・水素化物析出が被覆管に生じる。被覆管の外表面近くに密に析出した水素化物は機械的に脆いためRIA時の被覆管肉厚貫通き裂進展の起点になりうると考えられる。き裂の起点となる外表面への水素化物析出を模擬するため、機械加工の影響を与えず予き裂を導入する方法として切削後圧延(Roll After Grooving:RAG)を開発し、被覆管の破損挙動に与える影響をEDC(Expansion Due to Compression)試験を用いて調べ切削加工によりき裂を導入した被覆管と比較した。RAGを施した被覆管は、高燃焼度燃料被覆管と同様に、比較的少ない周方向ひずみでき裂進展,破損に至り、RAGにより導入されたき列が貫通破損の起点として外表面近くに存在する水素化物を模擬できることが示された。
大和 正明; 福田 拓司; 天谷 政樹; 永瀬 文久
no journal, ,
東日本大震災後、東京電力福島第一原子力発電所の原子炉及び使用済燃料プール内燃料を冷却するために海水が使用された。そこで軽水炉燃料被覆管の高温酸化に対する海水付着の影響を評価するために、ジルカロイ2被覆管の表面に海水塩を塗付して水蒸気及びAr+O
雰囲気下で等温酸化試験を行った。その結果、形成する酸化膜厚さに及ぼす海水塩塗付の影響は明確に見られなかったが、酸化膜と金属相の密着性については酸化試験雰囲気の影響が見られた。
杉山 智之; 福田 拓司; 永瀬 文久
no journal, ,
原子炉が安全に設計されていることを確認するため、通常運転時に加え、さまざまな事故を想定した場合についても安全評価が行われる。このような事故は設計基準事故と呼ばれ、その1つが、制御棒が急に抜けた際の出力暴走すなわち反応度事故(RIA)である。高燃焼度燃料では被覆管が脆化しているため、RIA時の燃料ペレットの急速な熱膨張により押し拡げられて破損に至る可能性がある。破損限界の評価には機械特性試験が効果的だが、高燃焼度燃料では被覆管とペレットが固着しているため、従来実施されてきた単軸応力負荷や内圧負荷を与える試験では正しい応力状態を再現できない。そこで、本研究では被覆管に軸力と内圧を複合させて与え、任意の多軸応力負荷条件で変形・破壊挙動のデータを取得できる多軸応力負荷試験機を開発した。現在、同試験機を用いて未照射ジルカロイ4被覆管の変形・破損挙動の詳細なデータを蓄積している。これらのデータはRIA時の燃料破損限界の高精度な予測・評価に活用される。
福田 拓司; 杉山 智之; 三原 武; 天谷 政樹; 永瀬 文久
no journal, ,
高燃焼燃料のRIA条件下では被覆管と燃料ペレットのボンディングが生じており、多軸応力状態となる。このような応力状態を炉外で模擬するために被覆管試験片に対して、内圧と軸力の荷重負荷を独立して制御できる試験機を開発した。本報告では本試験装置を用いて実施した常温の特性試験結果について報告する。
宇田川 豊; 三原 武; 福田 拓司; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 永瀬 文久
no journal, ,
In order to investigate the detailed processes of pellet cladding mechanical interaction (PCMI) failure, a continuum damage mechanics model on FEM calculations has been applied to analyses of the RIA simulated NSRR tests with unirradiated and pre-hydrided claddings. The simulation gave reasonable prediction regarding with cladding fracture strain in hoop direction and reproduced the typical fracture behaviour under PCMI loading characterized by ductile shear zone. The effect of temperature gradient in cladding radial direction on cladding fracture strain was found to be at most 10%. The sensitivity analysis with respect to cladding stress biaxiality showed that plane-strain condition is the more severe stress state, leading to smaller fracture strain by at most 20-30%, than the stress state of equal tensions between hoop and axial directions, for unirradiated cladding with 50-100 micron pre-crack.
