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報告書

照射済燃料被覆管の孔食電位測定用試料作製技術の開発

鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

JAEA-Technology 2014-004, 29 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-004.pdf:3.66MB

東日本大震災の影響により、東京電力福島第一原子力発電所の2号機, 3号機及び4号機では、緊急冷却策として海水が冷却水として使用済燃料プールへ注入された。海水成分の塩化物イオンは金属材料に孔食を起こす原因物質であることから、使用済燃料プール内の燃料被覆管に孔食が発生・成長した場合、孔食部からの放射性物質の漏えいが懸念される。そこで、海水成分を含む使用済燃料プール水における燃料被覆管の閉込機能の健全性を評価するため、照射済燃料被覆管の孔食発生条件を孔食電位測定により調査することとした。本報告では、高放射性の使用済燃料から孔食電位測定用の試料を作製する技術の開発について報告する。専用機器の開発と作製手順の確立により、専用施設でのマニプレータによる遠隔操作によって、照射済燃料被覆管の孔食発生条件の調査を可能とした。

論文

Heat capacities and thermal conductivities of AmO$$_{2}$$ and AmO$$_{1.5}$$

西 剛史; 伊藤 昭憲*; 市瀬 健一; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.109 - 113, 2011/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Materials Science, Multidisciplinary)

AmO$$_{2}$$及びAmO$$_{1.5}$$の熱拡散率はレーザフラッシュ法で、比熱は投下型熱量法で測定し、実測した熱拡散率,比熱及び密度を用いてAmO$$_{2}$$及びAmO$$_{1.5}$$の熱伝導率を算出した。その結果、AmO$$_{2}$$の比熱はAmO$$_{1.5}$$の比熱よりも大きく、UO$$_{2}$$及びNpO$$_{2}$$の比熱と同程度であること、AmO$$_{2}$$及びAmO$$_{1.5}$$の熱伝導率は測定した温度領域において温度の上昇に伴い減少することなどが明らかとなった。また、473から773KまでのAmO$$_{2}$$の熱伝導率はUO$$_{2}$$及びPuO$$_{2}$$の熱伝導率よりも若干小さく、NpO$$_{2}$$の熱伝導率にほぼ近い値を示すこと、希土類A型構造を持つAmO$$_{1.5}$$の熱伝導率は蛍石型構造を持つAmO$$_{2}$$の熱伝導率よりも小さく、非化学量論組成のAmO$$_{1.73}$$の熱伝導率よりも大きな値を示すことも明らかとなった。

論文

Thermal conductivities of Zr-based transuranium nitride solid solutions

西 剛史; 高野 公秀; 市瀬 健一; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(3), p.359 - 365, 2011/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

本研究では、2種類の(Zr,Pu,Am)Nと(Zr,Np,Pu,Am,Cm)N固溶体の焼結体試料を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を、ドロップカロリメトリにより比熱を測定し、熱伝導率を算出した。その結果、(Zr,Pu,Am)N及び(Zr,Np,Pu,Am,Cm)Nの熱伝導率は(Pu,Am)Nよりも熱伝導率が大きいこと,ZrNの熱伝導率は温度依存性が小さいものの、(Zr,Pu,Am)Nと(Zr,Np,Pu,Am,Cm)Nの熱伝導率は(Pu,Am)Nよりも温度とともに顕著に増加することが明らかとなった。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、$$alpha$$$$gamma$$セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

論文

Post-irradiation examination on particle dispersed rock-like oxide fuel

白数 訓子; 蔵本 賢一*; 山下 利之; 市瀬 健一; 小野 勝人; 二瓶 康夫

Journal of Nuclear Materials, 352(1-3), p.365 - 371, 2006/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.95(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の照射挙動の評価を行うため、Puの代わりに20%濃縮ウランを用いて照射試験を行った。試験に供した燃料は、UO$$_{2}$$固溶安定化ジルコニア(U-YSZ)単相燃料,U-YSZの粉砕片とスピネルまたはコランダムを混合した粒子分散型燃料の計3種である。U-YSZ粒子は、仮焼したU-YSZペレットを粉砕,分級することにより調製した。照射は、日本原子力研究開発機構JRR-3において13サイクル,約300日間行った。X線透過撮影の結果、燃料ペレットには亀裂が見られたものの、燃料ピンの外観変化はほとんど観測されなかった。$$gamma$$線スキャニングの結果、不揮発性核種はペレット内に存在していることが確認された。一方、燃料内におけるCsの移行が多少観察された。またプレナム部において、$$^{137}$$Csと$$^{134}$$Csの分布の違いが見られた。燃料ペレットの取り出しを行ったところ、すべての燃料でボンディングが見られなかった。前回よりも低い照射温度にて行われた今回の照射試験では、スピネルの分解及び組織の再編成は見られなかった。

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

イナートマトリクス窒化物燃料の照射後破壊試験,1; 金相試験

岩井 孝; 松井 寛樹; 市瀬 健一; 小野 勝人; 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、金相試験結果等を報告する。燃料ピンの径方向断面の観察から、ペレットと被覆管の間に未だギャップが存在していることが判明した。燃料ペレットに大きなクラックは発生しておらず、組織的に安定していることが示された。ペレットと被覆管の境界に反応層及び腐食の兆候は見られず、燃料と被覆材の両立性は良好であった。燃料温度が低いことから照射中において燃料ペレットの結晶粒の成長は生じなかった。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,2; 実炉組合照射(JRR-3$$Leftrightarrow$$常陽)及びホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)作業の報告

松井 義典; 高橋 広幸; 市瀬 健一; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 岩松 重美; 米川 実; 伊藤 和寛; 山本 雅也; 曽我 知則; et al.

no journal, , 

平成18年度から文部科学省の受託事業として「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」を実施している。この研究開発において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な照射材を高速炉の常陽と研究炉のJRR-3との相互組合せ照射により、約2年間の短期間で取得した。この常陽及びJRR-3の照射を実施するにあたり、日本原子力研究開発機構の大洗研究開発センター及び原子力科学研究所の各原子炉施設及び各ホット施設(WASTEF, JMTR-HL, MMF, FMF)を利用する全体計画,各施設作業及び照射結果等について報告する。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,3; WASTEFを利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立・解体技術

宇佐美 浩二; 市瀬 健一; 沼田 正美; 遠藤 慎也; 小野澤 淳; 高橋 広幸; 菊地 泰二; 石川 和義; 吉川 勝則; 仲田 祐仁; et al.

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に必要な常陽-JRR-3組合せ照射試料を取得するため、ホット試験施設(WASTEF:$$underline{Wa}$$ste $$underline{S}$$afety $$underline{Te}$$sting $$underline{F}$$acility)を利用したJRR-3再照射用キャプセルの組立技術を開発し、世界初の実炉組合せ照射を可能とした。

口頭

PuO$$_{2-x}$$のエンタルピー測定と比熱の評価

森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 西 剛史; 市瀬 健一; 伊藤 昭憲; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

MOX燃料の比熱は燃料設計における原子炉過渡時の評価や熱伝導率評価(レーザーフラッシュ法)において必要となる物性値である。本報告ではMOX燃料の基礎物性測定の一環として、高温域を中心としたPuO$$_{2-x}$$のエンタルピー測定を実施し、比熱の温度依存性及びO/Pu比依存性についての評価を行った。

口頭

ZrN含有アクチノイド窒化物固溶体の熱伝導率

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 市瀬 健一; 黒澤 達也; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

no journal, , 

加速器駆動変換システム(ADS)用燃料の中で、ZrNを含有したアクチノイド窒化物固溶体は高熱伝導率,高融点等の核変換に適した特徴を有するMA含有燃料の有力な候補と考えられている。本研究では、レーザフラッシュ法により測定した熱拡散率と投下型熱量法により測定した比熱を用いて熱伝導率を算出し、その温度依存性及び組成依存性について検討を行った。その結果、(Zr,Pu,Am)N固溶体の熱伝導率は(Pu$$_{0.5}$$Am$$_{0.5}$$)Nより大きく、温度とともに顕著に増加する傾向があることを明らかにした。このような傾向を示すのは(Zr,Pu,Am)N固溶体の熱伝導の中で電子伝導による寄与が増加したものと考えられる。一方、(Zr,Pu,Am)N固溶体の熱伝導率はZrNの含有率の増加に伴い熱伝導率は大きくなるものの、ZrNと(Pu$$_{0.5}$$Am$$_{0.5}$$)Nの加成則によって推定される値よりも小さい値を示す結果が得られた。これは固溶体中の異種金属原子間で生じるフォノン散乱による熱抵抗が熱伝導率の低下に影響しているものと考えられる。

口頭

放射性廃棄物減容機の開発

市瀬 健一; 桜庭 直敏; 鈴木 和博; 宮田 精一; 古宮 友和; 西 雅裕; 喜多川 勇; 沼田 正美

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、施設の運転保守・照射後試験に伴い発生する放射性廃棄物の低減化対策の一環として、$$beta$$$$gamma$$廃棄物及び$$alpha$$廃棄物用放射性廃棄物減容機の開発を実施した。試作機の設計・製作,モックアップ試験による操作性及び減容効果の確認・改良並びに実用化について報告する。

口頭

Heat capacities and thermal conductivities of AmO$$_{2}$$ and AmO$$_{1.5}$$

西 剛史; 伊藤 昭憲*; 市瀬 健一; 荒井 康夫

no journal, , 

AmO$$_{2}$$及びAmO$$_{1.5}$$の熱拡散率はレーザフラッシュ法で、比熱は投下型熱量法で測定した。その結果、AmO$$_{2}$$の比熱はAmO$$_{1.5}$$の比熱よりも大きく、UO$$_{2}$$と同程度であること、AmO$$_{2}$$及びAmO$$_{1.5}$$の熱伝導率は測定した温度領域において温度の上昇に伴い減少することが明らかとなった。また、473から773KまでのAmO$$_{2}$$の熱伝導率はUO$$_{2}$$及びPuO$$_{2}$$の熱伝導率よりも若干小さく、NpO$$_{2}$$の熱伝導率にほぼ近い値を示すこと、希土類A型構造を持つAmO$$_{1.5}$$の熱伝導率は蛍石型構造を持つAmO$$_{2}$$の熱伝導率よりも小さく、非化学量論組成のAmO$$_{1.73}$$の熱伝導率よりも大きな値を示すことも明らかとなった。

口頭

希釈人工海水での照射済ジルカロイ2の孔食電位測定,1; 孔食電位測定用試料作製技術の開発

鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

no journal, , 

沸騰水型原子炉で照射されたジルカロイ2被覆管の孔食挙動を電気化学的手法により調査するため、孔食電位測定用試料作製技術の開発を行った。専用装置の製作と試料作製手法の確立により、高線量である照射済ジルカロイ2被覆管に対して、WASTEFホットセル内での遠隔操作による孔食電位測定を可能にした。

口頭

BWR燃料被覆管の強度特性に及ぼす温海水浸漬の影響評価

鈴木 和博; 豊川 琢也; 本岡 隆文; 塚田 隆; 上野 文義; 寺川 友斗; 鈴木 美穂; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

no journal, , 

80$$^{circ}$$C人工海水を用いた浸漬腐食試験で耐食性を確認した照射済BWR燃料被覆管を用いて、温海水浸漬履歴による強度特性変化の有無を引張試験で調査した。温海水非浸漬の燃料被覆管の引張強度データとの比較により、温海水浸漬履歴による強度特性変化はなかった。

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