Effects of Al addition on Vickers hardness increase by thermal aging of Fe-Cr-Al alloys; Evaluation by systematic experiments, machine learning modeling, and first-principles calculations

阿部 陽介; 都留 智仁; 藤田 洋平*; 大友 政秀*; 佐々木 泰祐*; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 鵜飼 重治

Journal of Nuclear Materials, 606, p.155606_1 - 155606_12, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2025.155606

軽水炉の事故耐性燃料被覆管用として開発中の酸化物分散強化型Fe-Cr-Al合金では、Crリッチ析出物(相)に起因する脆化挙動の解明と予測が課題となっている。我々は、熱時効によるFe-Cr-Alモデル合金における相の形成に対するAl添加の影響を調査した。ビッカース硬さ試験と過去の研究のデータベースを用いて作成した機械学習モデルにより、低Al添加合金では相の形成が促進され、高Al添加合金では抑制されることが示された。第一原理計算では、Cr-Al-空孔複合体はCr-Cr対よりも安定であり、相の核生成時にAl原子を取り込むことがエネルギー的に有利である可能性があることが示された。一方、Al-Al対の形成は非常に不安定である。Al添加量が少ない場合には、相の界面付近でのAl-Al対の形成は回避できる。しかし、Al添加量が多量の場合には、Al-Al対の形成が避けられなくなり、相の不安定化につながることが示唆された。

In-situ detection of high-energy beta ray emitter Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070(2), p.170021_1 - 170021_9, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.nima.2024.170021

We have developed a method to directly detect Sr/Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from Cs and beta rays from Sr/Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of Sr/Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of Sr/Y under a high gamma-ray background.

Systematic experimental and model-based evaluation of the synergistic effects of alloy composition and damage rate on the formation of Cr-rich precipitates in Fe-Cr-Al alloys under ion irradiation

阿部 陽介; 佐々木 泰祐*; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 鵜飼 重治

Journal of Nuclear Materials, 600, p.155271_1 - 155271_12, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155271

軽水炉用燃料被覆管として開発中のFeCrAl-ODS (ODS:酸化物分散強化)合金のモデル合金として、CrとAlの組成を系統的に変化させた14種類のFe-Cr-Al合金をCで10.5MeVの自己イオンにより0.24dpaまで照射した。中性子照射条件下でのCrリッチ析出物(CrRP)の生成挙動を予測するために、3水準の損傷速度を選択した。3次元アトムプローブ解析の結果、Cr組成の増加、Al組成の減少及び損傷速度の減少に伴い、CrRP数密度、体積率及びCr濃度が増加することがわかった。重回帰分析の結果、これらの主要な効果に加えて、CrRP体積率には次の交互作用があることが示された:(1)Al組成が高いほど、Cr組成の増加に伴うCrRP体積率の増加は小さく、(2)Cr組成が低いほど、Al組成および損傷速度の低下に伴うCrRP体積率の増加は小さい。また、中性子照射下でのCrRP生成挙動に対する損傷速度の影響を理解するためには、損傷量依存性の観点に加えて、損傷速度ゼロの限界として熱時効データを利用することが有効であることを強調した。本研究で構築した体系的なCrRP関連量のデータベースは、数値予測モデルのさらなる開発と検証に貢献するものと考えられる。

Development of severe accident simulation code for sodium-cooled fast reactors: SIMMER-V, 2; Development and verification of detailed fuel pin model

石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/05

The new detailed fuel pin model has been developed in the SIMMER-V code to simulate thermal and mechanical behavior of the fuel pin from accident initiation to fuel pin failure. The SIMMER code has mainly been developed to simulate the event progression in Transition Phase (TP), and the Initiating Phase (IP) was simulated by the SAS4A code and the results of the SAS4A code were taken over as the initial conditions of the SIMMER code. The transfer of data between codes causes discontinuities due to differences in geometric models and analysis models. There is an additional issue that SIMMER has no analytical model applicable to reactor cores with complex geometry. To solve these issues, the improved SIMMER code, SIMMER-V, is being developed by introducing a detailed and flexible model to simulate fuel pin failure in the IP. This paper describes the development of the new detailed fuel pin model, the construction of the verification matrix, and the results of the verification.

SIMMER-Vコードの詳細燃料ピンモデルの開発と検証

石田 真也; 田上 浩孝; 飛田 吉春; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2023/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の評価に際し、CDAの起因過程から遷移過程までの一貫解析を可能とするとともに多様な炉心にも適用できるようにするため、日仏協力のもとでSIMMER-Vの開発を進めている。本研究ではこの開発の中心となる詳細燃料ピンモデルを開発し、一貫解析に必要な事故の開始から燃料ピンの破損までの燃料ピンの挙動の模擬を可能とした。加えて、詳細燃料ピンモデルを構成する各種モデルの検証を行い、高速炉の安全評価ツールとしての信頼性を向上させた。

高温ガス炉を熱源とする水素製造技術開発の現状と展望

久保 真治

水素エネルギーシステム, 48(2), p.126 - 132, 2023/06

高温ガス炉は、安全性に優れる次世代の革新炉である。高温ガス炉より熱・蒸気・電気などを発生させ、これらを水素製造プロセスに与えることによって、水やメタンなどの原料から水素に製造することができる。高温ガス炉を用いた水素製造法として、メタンの水蒸気改質法や高温水蒸気電解法や水の熱分解法が挙げられる。本報では、水素製造のエネルギー源となる高温ガス炉および水素製造技術の概要、原子力機構における高温ガス炉および水素製造法の研究開発の現状と展望について解説する。

Development of nondestructive elemental analysis system for Hayabusa2 samples using muonic X-rays

大澤 崇人; 長澤 俊作*; 二宮 和彦*; 高橋 忠幸*; 中村 智樹*; 和田 大雅*; 谷口 秋洋*; 梅垣 いづみ*; 久保 謙哉*; 寺田 健太郎*; et al.

ACS Earth and Space Chemistry (Internet), 7(4), p.699 - 711, 2023/04

https://doi.org/10.1021/acsearthspacechem.2c00303

小惑星試料中の炭素をはじめとする主要元素の濃度は、地球上の生命の誕生や太陽系の進化について非常に重要な情報を与えてくれる。ミュオンX線を用いた元素分析は、固体物質の元素組成を決定する最も優れた分析方法の一つであり、特にバルク試料中の軽元素濃度を非破壊で測定できる唯一の方法である。我々は、探査機「はやぶさ2」が小惑星リュウグウから回収した貴重な微小試料中の炭素などの主要元素の濃度を測定するために、ミュオンX線を用いた新しい分析システムを開発した。この分析システムは、ステンレス製の分析チャンバー、クリーンな環境で小惑星サンプルを操作するためのアクリル製のグローブボックス、分析チャンバーを囲むように配置されたGe半導体検出器から構成されている。測定に重要なバックグラウンドレベルを含め、分析装置の性能は初期から後期まで大幅に向上した。フィージビリティスタディの結果、最新型のミュオンX線分析装置は、「はやぶさ2」のサンプルモデル中の炭素濃度を6日間の測定で10%以下の不確かさで決定できることがわかった。

高温ガス炉および熱利用技術の研究開発の実績と今後の取り組み

久保 真治

季報エネルギー総合工学, 45(4), p.12 - 22, 2023/01

我が国が宣言した2050年カーボンニュートラル実現に向け、原子力は化石資源を使用しない安定的電力供給や非化石資源由来の水素製造などで貢献可能である。高温ガス炉は、炉心溶融しない設計が可能など物理的特性による優れた安全性を発揮する。原子力機構は、高温ガス炉の実用化に向け、HTTRの建設以降、安全性の実証などを進めてきた。2011年から長期運転停止していたが、2020年6月に規制庁から原子炉設置変更許可を取得、2021年に運転再開をし、2030年までにHTTRを活用した水素製造を行う取り組みを開始した。本報告では、高温ガス炉の概要と安全性、HTTRの概要と新規制基準対応、HTTRを構成する被覆燃料粒子や高温機器の開発成果、高温ガス炉と水素製造施設の高い安全性の実現を目指すHTTR-熱利用試験の概要および将来のカーボンフリー水素製造法である熱化学法ISプロセスの研究開発について紹介する。

The Roles of nuclear energy in hydrogen production

久保 真治

Engineering, 16, p.16 - 20, 2022/09

https://doi.org/10.1016/j.eng.2021.12.024

現在、地上に偏在し、しかも、有限な一次エネルギーである化石資源は、産業(工場等)・運輸(自動車等)・エネルギー転換(発電等)分野と広く使用されている。化石資源の大量消費の持続可能性は低いと言わざるを得ない。化石資源を代替できる一次エネルギーには再生可能エネルギーおよび原子力エネルギーがある。これら一次エネルギーを、産業で活用できる形態である二次エネルギーの水素へと変換する重要性が高まっている。原子力は化石資源を使用することなく安定的な電力供給が可能で、さらに再生可能エネルギーの出力変動のフォローおよび、化学製品の原料、還元剤、燃料などと多用途に利用できる水素の製造も可能である。本稿では、一次エネルギーである原子力を用いた水素製造の役割に関し、水素製造に必要な熱源温度・エネルギー量・エネルギーの種別(熱/電気)およびエネルギー変換の基礎について解説した。

鉛ビスマス高温腐食ループ(OLLOCHI)の開発

斎藤 滋; Wan, T.*; 大久保 成彰; 北 智士*; 大林 寛生; 佐々 敏信

JAEA-Technology 2021-034, 94 Pages, 2022/03

JAEA-Technology-2021-034.pdf:5.91MB

長寿命放射性廃棄物の核変換を実現するため、日本原子力研究開発機構(JAEA)が研究を進めている加速器駆動システム(ADS; Accelerator Driven System)では、核破砕ターゲット及び未臨界炉心冷却材として鉛ビスマス共晶合金(LBE; Lead-Bismuth Eutectic alloy)を採用している。ADSとともに、将来のADSの開発に向けて材料照射データベースを構築するためJ-PARCで検討を進めている陽子照射施設を実現するためには、LBEを安全に利用するために解決すべき課題が多い。特に、T91(改良9Cr-1Mo鋼)やSUS316LなどのADSの主要な鋼材に対して、400-550Cの温度範囲におけるLBE流動下の腐食データは、ADSや陽子照射施設の設計に不可欠である。その際、鋼材の腐食抑制に大きく影響するLBE中酸素濃度も腐食データベースの重要なパラメータとなる。そこで、JAEAはLBEと鋼材の共存性試験並びにLBE取扱いに関連した技術開発を目的として、"OLLOCHI(Oxygen-controlled LBE LOop for Corrosion tests in HIgh-temperature)"と名付けた大型の腐食試験ループを新たに製作した。OLLOCHIはLBE中酸素濃度を自動調整する機能を有し、高温部及び低温部の最高使用温度はそれぞれ550C、450Cであり、ADSの設計値を包含するように設定している。2,000時間以上に及ぶループの特性試験の結果、設計通りの性能を発揮することが確認された。本報告書ではOLLOCHIの概要と各機器の詳細、特性試験結果ならびに今後の試験計画について述べる。