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論文

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,6; 廃止措置と廃棄物の処理処分を目指して,1; 低レベル放射性廃棄物の処理処分とウラン鉱山閉山措置に関する技術開発

辻 智之; 杉杖 典岳; 佐藤 史紀; 松島 怜達; 片岡 頌治; 岡田 翔太; 佐々木 紀樹; 井上 準也

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(11), p.658 - 663, 2020/11

日本原子力研究開発機構ではバックエンド関連の研究・技術開発として、原子力施設の廃止措置や安全で環境負荷低減につながる低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発と、地層処分の基盤的研究開発を進めてきた。これらバックエンドに関する原子力機構の研究・技術開発のうち、原子力施設の廃止措置や低レベル放射性廃棄物の処理処分技術開発の最前線を紹介する。

論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:85.54(Materials Science, Multidisciplinary)

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000$$^{circ}$$Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が$$alpha$$から$$gamma$$相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:27 パーセンタイル:97.79(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Development of the pump-integrated intermediate heat exchanger in advanced loop-type sodium-cooled fast reactor for demonstration

天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 井上 智之*; 渡邊 壮太*

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

GIFにおいてSFRのSDC, SDGの検討が進められている。原子力機構と三菱FBRシステムズは革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計を行っており、この中でポンプ組込型IHXの安全対策について評価してきた。更に、保守・補修についても検討されている。ポンプ組込型IHXはこれら要求を満足するために最適化されてきた。本稿では耐震性、Naリーク時のGVの信頼性、Na-水反応時のCSEJの信頼性確保のための最適化検討について述べる。また、この最適化により影響が出る熱過渡、ポンプとの共振、伝熱管摩耗それぞれの評価についても述べる。

論文

Fabrication process qualification of TF Insert Coil using real ITER TF conductor

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.

論文

In-pile creep rupture properties of ODS ferritic steel claddings

皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治*; 古川 智弘; 伊藤 主税; 籠田 栄一; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.294 - 298, 2009/04

 被引用回数:29 パーセンタイル:89.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のクリープ破断強度に及ぼす中性子照射の影響を調査するために、「常陽」MARICO-2を用いて炉内クリープ破断試験を実施した。MARICO-2では14試料の炉内クリープ破断を検知するとともに、RIMSによりこれまでに6試料の炉内クリープ破断時間を特定することができた。この結果、MARICO-2の照射条件範囲では、ODS鋼被覆管のクリープ破断強度の低下は認められなかった。

報告書

改質硫黄固化処理法による模擬鉛廃棄物及び模擬低レベル放射性廃液の固化性能確認試験(共同研究)

曽根 智之; 佐々木 紀樹; 宮本 泰明; 山口 大美; 井上 陽佳*; 木原 勉*; 武井 義久*; 竪川 孝生*; 深谷 正明*; 入矢 桂史郎*; et al.

JAEA-Technology 2008-032, 25 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-032.pdf:5.54MB

改質硫黄はセメントに比べて遮水性,耐酸性等に優れた性能を有しており、これを用いて作製した固化体には、セメント固化体に比べて高い耐浸出性が期待できる。本試験では、放射性鉛廃棄物及び低レベル放射性廃液の模擬試料を対象に作製した改質硫黄固化体を用いて一軸圧縮強度試験及び浸出試験を実施し、それぞれの廃棄物に対する改質硫黄固化法の適用性を検討した。今回の試験で得られた結果から、金属鉛を対象に作製した改質硫黄固化体の耐浸出性は、セメント固化体を大きく上回ることが明らかとなり、改質硫黄固化法は金属鉛廃棄に対してセメント固化法に代わる有効な処理法となる可能性を有することが確認された。一方、酸化鉛及び模擬低レベル放射性廃液を対象に作製した改質硫黄固化体の耐浸出性は、セメント固化体と同程度もしくはそれ以下であり、改質硫黄固化法はセメント固化法に代わる処理法としては期待できないことがわかった。

報告書

茂住祐延断層の活動性に関する調査; 茂住祐延断層簡易トレンチ調査

竹村 友之*; 迫垣内 薫*; 武部 晃充*; 井上 基*; 新見 健*; 木下 博久*

JNC TJ7420 2005-051, 93 Pages, 1999/03

JNC-TJ7420-2005-051.pdf:23.99MB

跡津川断層系は飛騨山地北部に約60kmにわたり追跡され、数本の活断層からなる断層系を構成している。この跡津川断層系では、"陸域地下構造フロンティア研究"の一環として活断層研究が行われている。この研究のもと茂住祐延断層では活断層の形成メカニズム解明のため調査坑道が掘削され、総合的な調査・観測が行われている。本研究に関連して、茂住祐延断層の活動性の解明を目的として茂住峠の東約200mの林道沿いでジオスライサーを用いた断層発掘調査を実施した。

報告書

地殻活動場周辺における水理調査

竹村 友之*; 新宮 和喜*; 高橋 英一郎*; 岡田 洋一*; 武部 晃充*; 中嶋 敏秀*; 井上 敏夫*

JNC TJ7420 2005-033, 128 Pages, 1998/03

JNC-TJ7420-2005-033.pdf:51.98MB

岐阜県北端の神岡鉱山茂住孔には,跡津川断層系の茂住祐延断層を横断する活断層調査坑道があり,本坑道を利用して活断層に関する様々な研究が行われている。本調査では,活断層調査坑道における,茂住祐延断層の破砕帯周辺の水理特性を把握することを目的とし,試錐コアの調査やルジオン試験及び簡易透水試験を実施した。

口頭

FBR実証施設ポンプ組込型中間熱交換器ポンプ主軸周りの流動の検討,2; ポンプ主軸周りの液面変動評価

半田 卓也; 江沼 康弘; 大野 幸彦*; 中村 裕樹*; 坂田 展康*; 串岡 清則*; 下地 邦幸*; 井上 智之*; 松本 岩男*

no journal, , 

ポンプ主軸の回転に伴ってポンプ主軸周りの液面が変動することについて、軸回転数や液面変動対策構造をパラメータとして流動解析を行い、液面変動状況とポンプ主軸に作用する流体力への影響を確認した。

口頭

FBR実証施設ポンプ組込型中間熱交換器ポンプ主軸周りの流動の検討,1; カバーガス対流による軸変形評価

江沼 康弘; 半田 卓也; 島崎 正則*; 大野 幸彦*; 吉田 和弘*; 早川 教*; 井上 智之*

no journal, , 

ポンプ主軸周りのカバーガス空間における自然対流について、熱遮蔽板とカバーガス対流防止板との隙間量等をパラメータとして周方向温度分布への影響評価を実施した。また、その結果を基にした対策構造改良案の効果を評価するとともに、軸変形による軸受との接触有無を確認した。

口頭

ITER TF導体を用いたインサート・コイルの製作

尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.

no journal, , 

国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉1次ポンプにおけるガス巻込み防止及びガス抜き構造の検討

天野 克則; 江沼 康弘; 近澤 佳隆; 渡辺 収*; 早川 教*; 井上 智之*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉の1次冷却材中にはベント型制御棒からのヘリウムの放出、1次ポンプ軸周りの遠心力によるカバーガスの巻込みなど、気泡が混入する可能性がある。炉出力変動の原因となる1次冷却材中の気泡を許容値以下に抑えるための対策である1次ポンプのガス巻込み防止及びガス抜き構造を検討し、CFD解析(二相流解析)によりその妥当性を評価した。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-3; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の破損寿命評価式の策定

矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 上羽 智之; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

既存高速炉用9/12Cr-ODS鋼に加えて、軽水炉に適用するためにAlを添加し耐水蒸気酸化性を向上させたFeCrAl-ODS鋼について、各種の高温強度試験を実施し、破損寿命評価式を策定した。具体的な試験項目として、超高温クリープ/引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。各種試験結果を踏まえ、損傷メカニズムの観点から、クリープ結果から破損寿命評価式を策定し、累積損傷和(CDF)から式の妥当性を確認した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託事業として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

Ultra-high temperature creep and transient burst strength of ODS steel cladding tube

矢野 康英; 関尾 佳弘; 加藤 章一; 丹野 敬嗣; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

no journal, , 

ODS鋼は、その高温強度と耐照射性の観点から高速炉の長寿命被覆管として期待されている。被覆管として適用するうえでは、安全設計のために超高温での被覆管の強度データが必要であるが、われわれが報告した超高温での引張データがあるのみである。そこで、事故時の安全設計に資する目的で、超高温でのクリープと様々な昇温速度での急速加熱バースト試験を実施した。9Cr-ODS鋼のクリープ挙動は、通常の耐熱鋼で確認される腰折れが見られなかった。また、PNC-FMS被覆管と比較し、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度は全ての条件で高いことが明らかになった。これらの挙動データを用いて、被覆管の破断評価方法について検討を行った。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管」の研究開発を含む。

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