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論文

Experimental validation of tensile properties measured with thick samples taken from MEGAPIE target

斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。

論文

Current status of the control system for J-PARC accelerator complex

吉川 博; 榊 泰直; 佐甲 博之; 高橋 博樹; Shen, G.; 加藤 裕子; 伊藤 雄一; 池田 浩*; 石山 達也*; 土屋 仁*; et al.

Proceedings of International Conference on Accelerator and Large Experimental Physics Control Systems (ICALEPCS '07) (CD-ROM), p.62 - 64, 2007/10

J-PARCは多目的科学研究のために日本で建設されている大規模陽子加速器施設である。この施設は3つの加速器と3つの実験施設から成り、現在建設中である。リニアックは稼動開始して1年が経過し、3GeVシンクロトロンはこの10月1日に試験運転が開始されたところで、施設全体の完成は来年の夏の予定である。加速器の制御システムは、初期の試運転に必要な性能を実現させた。この制御システムに求められる最も重要な機能は加速器構成機器の放射化を最小限に食い止めることである。この論文では、調整運転の初期の段階において、制御システムの各部分が達成した性能を示す。

報告書

JMTR照射イナートマトリクス窒化物燃料の照射後試験

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 本田 順一; 畠山 祐一; 小野 勝人; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAEA-Research 2007-026, 75 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-026.pdf:13.6MB

マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬し、ZrN及びTiNを母材としたイナートマトリクス窒化物ペレットを燃料ピンに封入したうえで、01F-51Aキャプセルに組み込み、JMTRで照射した。(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)ペレットの平均線出力及び燃焼度は、それぞれ、408W/cm, 約30000MWd/t(Zr+Pu)(約132000MWd/t-Pu)並びに355W/cm, 約38000MWd/t(Ti+Pu)(約153000MWd/t-Pu)に達した。照射キャプセルを燃料試験施設に搬入して、非破壊及び破壊試験を実施した。照射後の燃料ピンに有害な欠陥はなく、健全性が確認された。FPガス放出率は約1.6%と極めて低い値であった。ステンレス鋼被覆管内面に有意な腐食は観察されなかった。

報告書

照射済燃料ペレット内FPガス分析技術の開発

畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB

照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300$$^{circ}$$Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。

論文

Application of hydrogen analysis by neutron imaging plate method to Zircaloy cladding tubes

安田 良; 仲田 祐仁; 松林 政仁; 原田 克也; 畠山 祐一; 天野 英俊

Journal of Nuclear Materials, 320(3), p.223 - 230, 2003/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:32.66(Materials Science, Multidisciplinary)

本稿においては、水素濃度が既知な標準試料を用いて、照射済燃料被覆管を模擬した試料の水素分布を定量的に評価した。被覆管断面全体に渡っての水素濃度分布が得られ、その空間分解能は、画像上の画素(0.1$$times$$0.1mm)に一致する。さらに、イメージングプレート像に及ぼす酸化膜の影響を、酸化膜のみ、または酸化膜及び水素化物の両方を形成した被覆管を用いてしらべた。その結果、酸化膜に相当する領域は画像上において確認できなかった。また、画像数値解析によっても酸化膜の有意な影響は確認できなかった。上記の結果から、中性子イメージングプレート法により、水素分析を行う際においても、酸化膜の影響は小さく、考慮する必要がないと考えられる。

論文

中性子ラジオグラフィーを用いた水素吸蔵合金中水素の定量と拡散挙動の解明

坂口 裕樹*; 畠山 恵介*; 佐竹 祐一*; 藤根 成勲*; 米田 憲司*; 神田 啓治*; 松林 政仁; 江坂 享男*

可視化情報学会誌, 20(suppl.1), p.373 - 374, 2000/07

Mg$$_{2}$$Ni等の水素吸蔵合金中の微量・低濃度水素を少量の試料により非破壊かつ高精度に定量する手法確立を目的として、中性子ラジオグラフィの応用を試みた。フィルム法による撮影は京都大学炉の冷中性子ラジオグラフィ装置を用いて行い、中性子コンピュータトモグラフィによる断層撮影はJRR-3熱中性子ラジオグラフィ装置を用いて行った。その結果、フィルム法による測定から水素固溶領域と水素化物生成領域のそれぞれで、黒化度と水素濃度との間にほぼ直線関係があることがわかり、Mg$$_{2}$$Ni中の微量・低濃度水素を高精度に定量できることが示された。また断層像から、水素化処理を施したMg$$_{3}$$Ni塊状直方体試料について、水素は直方体試料の各面の表面から一様に侵入していくことが確認された。

口頭

粒子分散型U-ROX燃料の照射後試験,3; セラモグラフィー

白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 本田 順一; 畠山 祐一; 市瀬 健一

no journal, , 

JRR-3にて照射した粒子分散型岩石型燃料について、XRDによる相状態の確認,SEM及びEPMAによる燃料ペレットの表面観察を行った。1400K以下の低い照射温度では照射によるスピネルの分解は起こらないことが確認された。また安定化ジルコニア単相燃料は、低熱伝導率による高い照射温度にもかかわらず、最も低いFPガス放出率を示し、その高い照射安定性が確認された。

口頭

イナートマトリックス窒化物燃料の照射後破壊試験,2; X線微小分析

松井 寛樹; 岩井 孝; 本田 順一; 畠山 祐一; 三田 尚亮; 荒井 康夫

no journal, , 

マイナーアクチノイド核変換用燃料の候補であるイナートマトリクス窒化物燃料を模擬した、(Zr,Pu)N及び(TiN,PuN)の照射後破壊試験のうち、X線微小分析等を報告する。X線微小分析では、燃料ペレットの構成元素であるPu, Ti, Zrのほか、FP元素としてNd, Xe, Pd, Mo, Cs及びTeを選択した。両試料とも、外周部の燃焼度が若干高いことを反映したPu及びFPの存在を示す結果となった。Xeの線分析結果は燃焼度に応じた分布であり、外周部への移行は生じていないと結論できる。(Zr,Pu)Nでは、外周部の一部でCsの析出が見られ、該当箇所の面分析を実施したが、ほかの元素の共存等を判別するに至らなかった。

口頭

新クロスオーバ研究「照射・高線量領域の材料挙動制御のための新しいエンジニアリング」,6; 実燃料の照射後歪の観察

中村 仁一; 天谷 政樹; 本田 順一; 畠山 祐一; 更田 豊志; 木下 幹康*

no journal, , 

高燃焼度燃料ペレット(燃焼度40$$sim$$60GWd/t)の結晶格子歪,結晶子径(結晶子の粒径)及び結晶粒間に生じる不均一歪を測定することにより、燃焼に伴うペレット内部の結晶組織変化状態を調べ、組織変化に及ぼす照射の影響を検討した。

口頭

反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)条件下における高燃焼度燃料の挙動,6; LOCA時の燃料棒破断条件

永瀬 文久; 中頭 利則; 畠山 祐一; 更田 豊志

no journal, , 

高燃焼度化が軽水炉燃料のLOCA時挙動に及ぼす影響を調べるために、高燃焼度PWR及びBWR燃料被覆管($$<$$77GWd/t)に対し、LOCA条件を模擬した試験を行った。試験では、欧州の発電炉で照射された高燃焼度燃料から切り出したMDA, NDA, ZIRLO, M5, Zry-2被覆管を1563$$sim$$1480Kで酸化し、急冷した。18.3から27.3% ECRまで酸化させた高燃焼度燃料被覆管は急冷時にも破断しなかった。対象とした燃焼度範囲においては、破断限界が著しく低下することはないと考えられる。また、膨れ、破裂、破断挙動において高燃焼度化による顕著な影響は見られなかった。

口頭

高速炉用水素化物の照射後試験結果,2; 重量測定,X線回折

原田 晃男; 畠山 祐一; 本田 順一; 松井 寛樹; 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、当施設で実施した照射後試験の概要,重量測定,X線回折結果を報告する。

口頭

照射影響を考慮したSCC評価手法の高度化に関する研究,3; $$gamma$$線照射下でのステンレス鋼に形成する皮膜に対する材料と溶存酸素の影響

山本 正弘; 中原 由紀夫; 加藤 千明; 塚田 隆; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 渡辺 敦志*; 布施 元正*

no journal, , 

軽水炉などでは、水の放射線分解によりH$$_{2}$$O$$_{2}$$等の酸化剤が生成する。これらは材料のECPを貴な電位とし、ステンレス鋼表面に生成する腐食生成物の形態を変化させる。今回、高温高圧水中におけるSUS316LとSUS304L鋼に関して、$$gamma$$線照射と溶存酸素が及ぼす酸化皮膜の変化をレーザラマン及びTEM分析により評価した。また、すき間部等の構造的な影響も合わせて検討した。

口頭

VDE-Free小型トカマク装置の設計・製作

畠山 昭一*; 筒井 広明*; 飯尾 俊二*; 嶋田 隆一*; 柴田 欣秀; 大野 哲靖*; 秋山 毅志*; 鈴木 康浩*; 渡邊 清政*

no journal, , 

縦長断面トカマクは閉じ込めがよく高ベータ化に有利であるものの垂直方向に不安定な配位である。特にディスラプション中には垂直移動現象(VDE)が発生し、第一壁損傷の原因となる。われわれはVDE抑制のための非軸対称なサドル形状コイルを提案した。本発表では、原理実証のために設計・製作中の縦長断面な小型トカマク装置について報告する。設計ではまずトロイダル磁場のリップル低減のためにトロイダル磁場コイルの形状、配置を調整した。リップルは閉じ込めを劣化させるので、低リップル領域がプラズマの横幅を規定する。磁性体である加熱・電流駆動用の鉄芯を含んだ磁場の有限要素法解析を行った。本装置ではプラズマサイズを優先し、リップル率2%以下の領域をプラズマ生成領域とした。次にプラズマの非円形度を1.8とし、リップル率から決まる横幅と合わせて、縦長な矩形断面真空容器の寸法を決定した。垂直磁場コイルの位置は、計測ポートへのアクセスがよく、プラズマの縦長化に必要なコイル電流値を小さくするように決定した。垂直位置安定性の指標であるn-indexも計算し、位置制御性の良い円形断面プラズマでの着火電流立ち上げも成立することを確認した。

口頭

Zr$$_{0.70}$$Pu$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$Nの熱伝導率に対する自己照射損傷の影響

西 剛史; 林 博和; 畠山 祐一; 倉田 正輝

no journal, , 

比較的半減期の短い$$alpha$$崩壊核種を高い濃度で含むMA核変換用燃料は炉内あるいは炉外での保管中に自己照射損傷による熱伝導率の低下が起こることが予想される。そこで、$$alpha$$崩壊の影響を短時間で観測するため、半減期18.1年の$$^{244}$$Cmを5mol%含有したZr$$_{0.70}$$Pu$$_{0.25}$$Cm$$_{0.05}$$N固溶体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率の経時変化を測定することで、MA含有窒化物燃料の熱伝導率の経時変化に対する自己照射損傷の影響を評価した。

口頭

Post irradiation examination of the MEGAPIE samples at JAEA, 2

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 遠藤 慎也; 鈴木 美穂; 大久保 成彰; 近藤 啓悦

no journal, , 

世界初のメガワット級鉛ビスマス核破砕ターゲットであるMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットは運転終了後、解体され照射後試験用の試料が作製された。原子力機構の試料はビーム窓(T91)及びフローガイドチューブ(SS316L)から切り出された。照射条件は、陽子エネルギーが580MeV、照射温度は251-341$$^{circ}$$C、はじき出し損傷は0.16-1.57dpaであった。SP(small punch)及び3点曲げ試験は室温、大気中で実施された。直径2.4mmの鋼球を用いたSP試験では8mm角で厚さ0.5mmの試験片を用いた。T91試料はビーム窓部から、SS316L試料はフローガイド管からそれぞれ採取した。3点曲げ試験の試料はSS316Lのみで、ノッチ無し試験片を用いた。SP試験の結果より、照射によるSP破壊エネルギーや推定破壊靱性値の変化が明らかになった。また、3点曲げ試験の結果より照射の影響は、引っ張り試験よりも顕著には表れないことが分かった。表面観察で見られたピットの断面観察の結果、亀裂などは見られなかった。TEMによる微細組織観察の結果も併せて報告する。

口頭

PSI SINQ specimen PIE at JAEA-WASTEF

斎藤 滋; 大久保 成彰; 遠藤 慎也; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 菊地 賢司*

no journal, , 

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心としてSTIP(SINQ Target Irradiation Program)やMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)などの核破砕ターゲット材料照射プログラムが実施された。これらのプログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではこれらの照射後試験の代表的な結果や、照射から照射後試験に至るまでの各工程の知見や経験などを紹介する。これらはRaDIATEの枠組みにおいて計画されている高エネルギー加速器照射試験及び照射後試験の参考となり得る情報である。

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