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論文

Improvement of symbiotic performance of ${it Sinorhizobium}$ with ${it Vigna marina}$ under high salt conditions using the ion beam mutation breeding

丸山 雄大*; 武田 喜代子*; 友岡 憲彦*; 佐藤 勝也; 大野 豊; 横山 正*

JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 99, 2016/02

${it Vigna marina}$ is one of wild legumes, which called as Hamaazuki, are distributed at the vicinity of the coast from tropical to sub-tropical regions and have high salt tolerance among terrestrial plants. ${it V. marina}$ can grow at 400 mM NaCl condition. Furthermore, the root nodules on ${it V. marina}$ have a symbiotic relationship with rhizobia that related to the genus ${it Sinorhizobium}$ having high stress tolerance (500 mM NaCl, 45 $$^{circ}$$C, pH 10.5). Above both symbiotic partners showed extremely high salt tolerance, however, ${it V. marina}$ cannot develop root nodules with ${it Sinorhizobium}$ at over 80 mM NaCl conditions. To improve symbiotic performance of ${it V. marina}$ with ${it Sinorhizobium}$ under high salt conditions, ${it Sinorhizobium}$ bacterial cells were irradiated by carbon ion-beam at TIARA. However, so far, we could not obtain promising mutants having good symbiotic performance with Vigna marina under high salt conditions, yet.

論文

RELAP5/MOD3.2 sensitivity analysis using OECD/NEA ROSA-2 project 17% cold leg intermediate-break LOCA test data

竹田 武司; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫

NEA/CSNI/R(2013)8/PART2 (Internet), p.173 - 183, 2013/12

PWRの低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行い、ループシールクリアリングの前に高速の蒸気流に起因した気液対向流制限(CCFL)により上部プレナム、蒸気発生器の伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、炉心露出が実験より遅く生じたため、燃料被覆管表面温度を過小予測した。実験分析と実験後解析の結果に基づいて、炉心水位挙動や燃料被覆管表面温度に影響を及ぼす重要現象と関与するパラメータを抽出した。実験後解析の条件をBase Caseとして、熱水力最適評価手法の不確かさ要因を調べるための感度解析を行い、安全余裕の評価に際して考慮が必要なパラメータとして、炉心出口でのWallis型CCFL相関式の係数Cや炉心内気液相間摩擦は燃料被覆管表面温度に対する影響が大きいことを確認した。

論文

RELAP5 analyses of OECD/NEA ROSA-2 project experiments on intermediate-break LOCAs at hot leg or cold leg

竹田 武司; 丸山 結; 渡辺 正; 中村 秀夫

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.87 - 98, 2012/06

Experiments simulating PWR intermediate-break loss-of-coolant accidents (IBLOCAs) with 17% break at hot leg or cold leg were conducted in OECD/NEA ROSA-2 Project using the LSTF. In the hot leg IBLOCA test, core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing (LSC) induced by steam condensation on accumulator coolant. Water remained on upper core plate in upper plenum due to CCFL. In the cold leg IBLOCA test, core dryout took place due to rapid liquid level drop in the core before LSC. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and SG inlet plenum before the LSC due to CCFL, and enhanced the core liquid level decrease. In the hot leg IBLOCA case, cladding surface temperature was underpredicted due to overprediction of core liquid level after the core uncovery. In the cold leg IBLOCA case, the cladding surface temperature was underpredicted too due to later core uncovery than in the experiment.

論文

Insights from review and analysis of the Fukushima Dai-ichi accident

平野 雅司; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 渡邉 憲夫; 丸山 結; 柴本 泰照; 渡辺 正; 森山 清史

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.1 - 17, 2012/01

 被引用回数:63 パーセンタイル:87.5(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日、東日本大震災及び津波が福島第一原子力発電所を襲った。多くの努力が事故の原因とその結果生じた被害を解明するために続けられているが、事故で何が生じ、なぜ発生したかについて未だに明らかにすべきことが残されている。本論文では、東京電力及び政府機関から発表されている情報の検証及び解析を通じて、福島第一原発1号機から3号機での事故進展について、明らかにすべきことを特定することを目的とする。また、合理的に達成可能な最高基準の安全への枠組を構築することに貢献するため、得られた知見に基づき、この事故により生じた安全性に関する問題についても議論する。

論文

RELAP5 analyses of OECD/NEA ROSA-2 project experiments on intermediate-break LOCAs at hot leg or cold leg

竹田 武司; 丸山 結; 渡辺 正; 中村 秀夫

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10

PWRの高温側配管ないし低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行った。高温側配管IBLOCA実験では、低温側配管内での蓄圧注入系水上の蒸気凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)に伴う炉心露出が生じた。また、炉心からの蒸気上昇流に起因した気液対向流制限(CCFL)による上部プレナム内上部炉心板での滞水が見られた。一方、低温側配管IBLOCA実験では、LSCの前に高速の蒸気流に起因したCCFLにより上部プレナム,蒸気発生器伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、特に、炉心出口でのCCFLを考慮するとともに炉心相間摩擦を1/10に低減することで燃料棒被覆管温度の予測は改善したが、依然として過小評価した。これは、RELAP5コードによる一次系冷却材分布の予測に課題が残存していることを示唆している。

論文

Neutron-coupled thermal hydraulic calculation of BWR under seismic acceleration

佐藤 聡; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2010/10

BWRプラントが地震動にさらされると、地震波による振動加速度により冷却材流量や炉心ボイド率に変動が生じ、ボイド反応度フィードバックによる炉心不安定性を引き起こす可能性がある。したがって、プラントの健全性評価の観点から、地震加速度が炉心安定性に与える影響を適切に評価することが重要である。現在、3次元核熱水力連成解析コードTRAC-BF1/SKETCH-INSをベースに、地震時の原子炉の振る舞いを解析するためのコード開発を実施している。本コードでは、二相流の運動方程式に地震による加速度を外力項として付加することにより、地震時の炉内冷却水の流動をシミュレートしている。解析対象は米国ピーチボトム2号炉とし、実地震波に対する原子炉圧力容器の応答波形及び正弦波を入力加速度とした。入力加速度の振幅,周期などをパラメータとした解析により、これらが炉心及び冷却材の挙動に与える影響を調査した。

論文

Interpolation and Extrapolation method to analyze irradiation-induced dimensional change data of graphite for design of core components in Very High Temperature Reactor (VHTR)

柴田 大受; 國本 英治*; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.591 - 598, 2010/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.9(Nuclear Science & Technology)

超高温ガス炉(VHTR)の炉内には、黒鉛構造物が用いられる。著者らは、HTGRやVHTRの黒鉛構造物についての技術的検討を行い、日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会での議論を経て、黒鉛構造物の規格原案として取りまとめた。その中で、黒鉛構造物の設計に用いるIG-110黒鉛の寸法変化を含む照射特性変化に関して、H-451黒鉛,ATR-2E黒鉛の照射データを活用し、高速中性子照射量6$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)までの範囲で、IG-110黒鉛の既存の照射データの内外挿により評価曲線を導出することに成功した。本研究では、照射寸法変化データの2次式の内外挿方法の有効性について、3次式との比較検討を行った。その結果、現時点で利用可能なIG-110黒鉛については、提案した2次式による内外挿方法が妥当であることを明らかにした。

報告書

Draft of standard for graphite core components in High Temperature Gas-cooled Reactor

柴田 大受; 衛藤 基邦*; 國本 英治*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*

JAEA-Research 2009-042, 119 Pages, 2010/01

JAEA-Research-2009-042.pdf:26.28MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物の設計にあたっては日本原子力研究開発機構で独自に定めた黒鉛構造設計方針等が適用されたが、実用高温ガス炉のための標準化した規格体系は整備されていない。そこで著者らは、黒鉛構造物の規格化のために必要な技術的課題を検討し、資料として取りまとめた。その内容は日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会において議論され、高温ガス炉黒鉛構造物規格原案として取りまとめられた。本規格原案は、黒鉛構造物の安全機能と交換性の観点から、黒鉛構造物を3種類のクラス(クラスA, B及びC)とし、それぞれのクラスの構造物について、設計規格,材料・製品規格,供用期間中検査・維持基準について定めた世界で初めて高温ガス炉黒鉛構造物の規格の考え方を提示したものである。

報告書

高温ガス炉黒鉛構造物の設計用照射データの内外挿法による拡張; IG-110黒鉛構造物の設計用照射データの評価

國本 英治; 柴田 大受; 島崎 洋祐; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 丸山 忠司*; 奥 達雄*

JAEA-Research 2009-008, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Research-2009-008.pdf:4.6MB

第4世代原子力システムの有力な候補の一つとして、超高温ガス炉(VHTR)が世界的に注目され研究開発が進められている。我が国では、日本原子力研究開発機構の試験研究炉である高温工学試験研究炉(HTTR)が運転中であり、高温ガス炉の実用化に向けた研究開発が進められている。高温ガス炉の炉内には黒鉛構造物が使用されるが、実用炉における使用条件はHTTRに比べてはるかに厳しいため、十分な照射データベースが整備されていない場合には照射データの拡充が必要である。一方、既存の照射データを活用し、合理的な内外挿方法を用いれば必要なデータベースを確保することができる。本報告書はHTTRで実績があり、VHTR用の主要銘柄であるIG-110黒鉛を対象に、寸法,熱伝導率,縦弾性係数,強度,熱膨張係数の照射効果と定常照射クリープ係数について、合理的な内外挿方法を示したものである。内外挿にあたっては、他銘柄の黒鉛の照射データを活用し、汎用的な方法を導出した。その結果、世界に先駆けてIG-110黒鉛の照射特性をVHTRの使用条件まで拡張することができ、設計に必要な図表を得ることができた。

論文

Neutron irradiation effect on isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C

諸橋 裕子; 丸山 忠司*; 堂野前 貴子; 舘 義昭; 小野瀬 庄二

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.867 - 872, 2008/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:56.05(Nuclear Science & Technology)

The present investigation was made to elucidate the effect of neutron irradiation on dimensional change and thermal conductivity of isotopically tailored $$^{11}$$B$$_{4}$$C. The specimens used in the present investigation are 99% $$^{11}$$B enriched $$^{11}$$B$$_{4}$$C, 91% $$^{10}$$B enriched $$^{10}$$B$$_{4}$$C and $$beta$$-SiC. The results of measurements indicated that the changes in dimension and thermal conductivity of neutron irradiated $$^{11}$$B$$_{4}$$C were substantially smaller than those of $$^{10}$$B$$_{4}$$C and SiC. Post irradiation annealing experiment measurements for $$^{11}$$B$$_{4}$$C showed that dimensional change and thermal conductivity were almost completely annealed out at 1400$$^{circ}$$C. The changes in thermal conductivity by annealing were analyzed in terms of phonon scattering theory. The onset of recovery in thermal conductivity of $$^{11}$$B$$_{4}$$C well agreed well with irradiation temperature, however the recovery in length did not coincide with irradiation temperature.

報告書

リモートモニター用高繰り返しNd:YAGレーザー共振器長制御システムの開発(共同研究)

丸山 庸一郎; 久保村 浩之*; 笠松 直史*; 松岡 伸一*; 中野 文彦*; 菅 博文*

JAERI-Tech 2004-056, 14 Pages, 2004/09

JAERI-Tech-2004-056.pdf:3.49MB

リアルタイムモニター用高平均出力波長可変固体レーザーは、単一周波数で発振する高繰り返しNd:YAGレーザー(ポンプレーザー)の第二高調波によって駆動される。ポンプレーザーは単一周波数で発振する発振器とその増幅器より構成され、光の質は発振器の特性によって決定される。発振器を外部から周波数幅の狭いシーダー光を入射させて単一周波数発振させる場合、ポンプレーザー発振器の共振周波数をシーダーの発振周波数と一致させなければならない。このためポンプレーザー発振器の共振器長を長時間一定に維持するための制御システムを試作し、その制御特性を測定した。この結果、開発した制御システムは3時間以上にわたって共振器長を一定に制御でき、共振器長が変化した場合でも1ショットで単一周波数発振にフィードバックできることを確認した。発振器光のパルス時間幅は約36ns,波長1064nmの基本波を波長532nmの光に変換して測定したポンプレーザー発振器の周波数幅は116MHzであった。また、横モードはTEM00であった。さらに、制御時の発振器のパルスエネルギーは3mJで、増幅器への入力エネルギーとしては十分高い値であった。

報告書

セラミックスの照射影響に関する基礎調査(その5)

丸山 忠司*

JNC TJ4420 2004-001, 76 Pages, 2004/03

JNC-TJ4420-2004-001.pdf:15.02MB

製法の異なるB$$_{4}$$C焼結体を用いて、100KeV$$sim$$200KeVまでの低エネルギーおよび15MeVの高エネルギーヘリウムイオンを用い、室温から1000$$^{circ}$$Cまでの温度範囲で照射試験を行った。照射量は最大1$$times$$10の18乗(ion/cm2)であった。とくに、本研究ではB$$_{4}$$C原料粉末の製法による焼結体組織変化の差、照射環境下のB$$_{4}$$Cの非晶質化、照射誘起析出およびHeバブルの形成挙動について研究した。その結果によると、1)照射前にB4Cの微細組織の製法により多少の差が認められたが、イオン照射後には両者の明らかな違いは確認できなかった。2)高エネルギー(15MeV)イオン照射した試料では、B$$_{4}$$C母相の非晶質化が生じた、800$$^{circ}$$C以下でイオン照射した試料に、Fe-B化合物からなる微結晶の照射誘起析出が確認された。3)高温で照射された試料では、ひずみ場を伴うHeバブルが、また1000$$^{circ}$$Cでは結晶の(001)面に平行に並ぶプレート(平板)状バブルの析出が観察された。重照射試料ではHeは高濃度に析出し、B$$_{4}$$Cのクラックに発展していた。つぎに、原子炉で照射したB$$_{4}$$C中の10・Bの同位体比測定に関して検討した。B$$_{4}$$C中からホウ素抽出において、回収率が60%以上であれば、十分精度良く測定できることが確認された。この結果をもとに、照射したB4C試料のホウ素の同位体比を高精度で測定することができた。また、比較的安価で、簡単高速に測定できるICP-MSについて調査検討し、0.2$$sim$$0.3%程度の精度で測定可能であることが分かった。

報告書

活性炭の吸脱着特性に関する試験研究,3

丸山 忠司*; 長友 仁郎*

JNC TJ2410 2004-005, 157 Pages, 2004/03

JNC-TJ2410-2004-005.pdf:6.01MB

本年度は、希ガスの濃縮方法、希ガス分離方法の検討を行い、結果として活性炭吸着塔を用いて希ガスを濃縮する際の手順としては、活性炭吸着塔を2塔用意し、濃縮に重点を置く塔とArなど試料ガスの主成分の分離に重点を置く塔とに役割を分担させ、2段階で実施することが効果的であるとの結論を得た。

報告書

活性炭の吸脱着特性に関する試験研究 (2)

丸山 忠司*; 長友 仁郎*

JNC TJ2410 2003-001, 170 Pages, 2003/08

JNC-TJ2410-2003-001.pdf:6.32MB

市販されている活性炭を5種類選定し、これら活性炭の吸脱着破過特性を、既知の活性炭(クラレコール)の破過特性と比較を行うために、小型活性炭吸着床試験装置および質量分析計を用いて試験を行った。また、低温状態に冷却した活性炭吸着床にXe, Krを含んだ試料ガスを通気させ活性炭に深冷吸着させたあと、吸着床を加熱し脱着したガスの濃度を質量分析計で測定し、低温吸着時の希ガス特性の確認を行った。これら試験で取得したデータをもとに、各種活性炭の動的吸着平衡係数を算出し、活性炭の粒度、比表面積、充填密度等のデータと併せて評価・検討を行い活性炭の希ガス吸脱着特性の比較を行った。

報告書

セラミックスの照射影響に関する基礎調査(その3)

丸山 忠司*

JNC TJ4400 2001-007, 169 Pages, 2002/03

JNC-TJ4400-2001-007.pdf:33.79MB

中性子照射した炭化ホウ素(B4C)の組織変化挙動を解明するため、加速器を用いて入射エネルギーと照射量等をパラメータとしたヘリウムイオン照射試験を実施した。この試験に用いた試料は、炭素還元法で作成したB4Cとマグネシウム還元法で作成したB4C焼結体である。ヘリウムイオンのエネルギーは15MEVおよび100KEVで、照射量は1X10の13乗$$sim$$2X10の17乗ION/CM2まで、照射温度は室から760$$^{circ}C$$の高温まで変化させた。照射後試料は透過型電子顕微鏡(TEM)を用いて組織観察を行った。15MEVの高エネルギーヘリウムイオン照射したB4CのTEM観察結果では、中性子照射試料に見られるようなヘリウムバブルが観察されず、非晶質化した母相の中にFEを含む多数の微結晶の析出とHEバブルと思われるネットワーク構造が見られた。一方、100KEVの低エネルギーヘリウムイオン照射した試料では、照射促進微細結晶の析出が見られたが、高照射量まで母相が非晶質化せず結晶質のままであった。これは、非晶質化にはイオンとの核的相互作用(弾性散乱)より電子励起(非弾性散乱)の効果が重要であることを示唆するものと思われた。イオン照射した試料を1000$$^{circ}C$$以上の高温でアニールすると微結晶は消滅し、ヘリウムバブルと見られる組織がまばらに観察された。

報告書

活性炭の吸脱着特性に関する試験研究

丸山 忠司*; 長友 仁郎*

JNC TJ2410 2001-030, 265 Pages, 2002/02

JNC-TJ2410-2001-030.pdf:6.1MB

本研究では、小型の活性炭吸着床に極低濃度のXe、Krを含むアルゴンガスまたはヘリウムガス(試料ガス)を通気させ、吸着床出口から流出するXe、Kr濃度の時間変化をリアルタイムで実測して吸脱着破過曲線を得ることにより、活性炭の吸着・脱着特性を確認することを目的に行った。具体的には以下の作業を行った。(1)試験装置の製作 低温から高温まで設定温度を変化させ、また圧力も変化できる活性炭吸着床から流出したガスを質量分析計に連続導入できる装置を設計、製作した。(2)試料ガスを用いた基礎試験 活性炭吸着床にXe、Krを含んだ試料ガスを通気させ活性炭に吸着させたあと、吸着床を純ガスで掃気ガスの濃度を質量分析計で測定した。試験パラメータは以下のようである。1)試料ガス濃度の違い 2)活性炭の種類の違い 3)吸脱着温度、圧力、流量の違い 4)吸着$$rightarrow$$昇温脱着を連続して実施した場合の希ガス、掃気ガスの時間変化 (3)評価・検討 上記試験で取得したデータを整理し、これらに関して質量分析計の試料ガス導入部分についての考察も含む評価・検討を行った。

報告書

セラミックスの照射影響に関する基礎調査(その2)

丸山 忠司*

JNC TJ4420 2001-012, 100 Pages, 2001/03

JNC-TJ4420-2001-012.pdf:15.53MB

中性子照射した炭化ホウ素(B4C)とSICの組織変化挙動を解明するため、加速器を用いたイオン照射試験を行った。この試験に用いたB4C試料は、炭素還元法で作成したB4Cとマグネシウム還元法で作成したB4C焼結体である。また、SICはCVD法により作成した$$beta$$-SICである。これら試料はタンデム加速器を用いてそれぞれ15MEVおよび25MEVのヘリウムおよび炭素イオン照射をした。HEイオン照射量は0.43$$sim$$11X10の15乗ION/CM2、またCイオンは0.8$$sim$$8X10の14乗ION/CM2照射温度は413$$^{circ}C$$$$sim$$760$$^{circ}C$$である。照射後試料は透過型電子顕微鏡(TEM)を用いて組織観察を行った。炭化ホウ素のTEM観察結果では、マグネシウム還元粉を用いたB4Cには粒界の3重点にFEを多く含む微結晶が存在しているのに対し、炭素還元粉B4Cでは、FEの偏析も見られず均一な組織をしていた。HEイオン照射では中性子照射試料に見られるような黒点損傷およびレンズ状バブルが観察されず、非晶質化した母相の中にFEを含む多数の微結晶の析出とHEバブルと思われるネットワーク構造が見られた。照射欠陥ならびにヘリウムの析出挙動が中性子照射の場合と大きく異なる結果になったが、これはイオン照射でははじき出し損傷速度が大きなため、B4Cが非晶質化したためによるものと思われた

報告書

液体金属の基礎化学調査研究(II)平成11年度研究成果報告書

丸山 忠司*

JNC TJ4420 2000-005, 101 Pages, 2000/03

JNC-TJ4420-2000-005.pdf:3.49MB

液体金属を高速炉の冷却材ならびに一般産業で利用する際必要となる液体金属の利用技術ならび化学的挙動に関して調査を実施した。液体金属の利用技術調査としては、鉛、鉛・ビスマス冷却高速炉開発の動向ならびにロシアにおける利用技術の調査、国内の亜鉛・鉛の精錬工場における液体金属の取扱い、および英国における使用済みナトリウムの処理技術の調査を行った。液体金属の安全性に関してはナトリウムをはじめ10種類の液体金属の特性、危険性、安全取扱いについて文献情報を収集し、さらにナトリウムの事故・トラブル事例および九州地区にある一般化学工場における安全対策とその取組みについて調査した。その結果、ロシアでは高速炉開発に向けた液体重金属の研究実績が豊富にあることがわかった。また国内の一般産業と原子力分野では、液体金属に対する技術的取組みに大きな差のあることがわかり、一方、安全対策活動に対する従業員の取組みでは両分野に共通するものが見られた。化学的挙動調査としては、LI,NA,K,MG,ZN,HG,AL,GA,SN,PB,BI,LI-PB,NA-K,PB-BI.の14種類の液体金属に対して11種類の化学熱力学的データ等に関する文献検索を行い、研究分野の傾向の分析ならびにアブストラクト集作成のための文献調査を実施した。また、液体金属の活性抑制金属の可能性についても検討した。

論文

Effect of Fast Neutron Irradiation on the Properties of Boron Carbide Pellet

丸山 忠司; 小野瀬 庄二; 皆藤 威二; 堀内 博人

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(10), p.1006 - 1014, 1997/10

ホットプレス炭化ホウ素(B4C)ペレットを、高速実験炉「常陽」で燃焼度170E+26CAP/M3,フルエンス2E+26N/M2(E$$>$$0.1MEV)、最高温度1200$$^{circ}C$$までの条件で照射した。照射後試験では、微細組織変化、ヘリウム放出、スエリングおよび熱伝導度を測定した。高燃焼度まで照射したB4Cペレットは激しく割れ、ペレットからのヘリウム放出は、最初は低い値を示すが80E+26CAP/M3の燃焼度を超えるとペレットの著しい割れのためにヘリウム放出が促進された。スエリングは燃焼度とともに増加し、80E+26CAP/M3の燃焼度までは100E+26CAP/M3あたり約3.5%のスエリング速度であったが、それ以上の燃焼度になると、ヘリウム放出の増大に対応してスエリングは減少傾向を示した。スエリングとヘリウム放出の相関について解析し、B4Cペレットのスエリングはペレット内に蓄積するヘリウム保持量で表すことが出来ることを示した。B4Cの熱伝

報告書

「常陽」MK-II制御棒の照射後試験 -吸収ピンの照射挙動評価-

丸山 忠司; 宇都 学; 田中 康介; 小野瀬 庄二; 浅賀 健男

PNC TN9410 97-077, 177 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-077.pdf:9.84MB

「常陽」MK-II 制御棒の照射後試験は1983年に開始され、初装荷制御棒から5次取り替え制御棒まで、合計16体、ピンにして約110本の照射後試験が行なわれた。このうち5体の制御棒で、合計15本の制御棒吸収ピンにクラックの発生していることが確認された。本報告は、これら吸収ピンのクラック発生原因を究明するために行われた、非破壊試験、破壊試験、および制御棒挙動解析コードCORALをもちいた解析の結果について述べたものである。 吸収ピンのクラック発生は燃焼度約39x1026cap/m3までは見られず、一方、クラック発生が見られたピンはいずれも燃焼度が43x1026cap/m3以上でかつB4Cペレットと被覆管の初期ギャップが0.44mm以上のものであった。吸収ピンのクラック発生位置は最下端のB4Cペレット付近に集中しており、吸収ピン断面金相観察の結果では、B4Cペレットは細かく割れ、被覆管とのギャップは一部閉塞していた。被覆管の変形は異方的で、オーバリテイが認められ、クラックは被覆管の短径側で多く発生する傾向が見られた。被覆管の破断面は典型的な粒界破壊をしていることが特徴である。被覆管のHe分析では、被覆管内表面にHeの蓄積が認められていたが、被覆管全体のHe濃度は特に高い結果にはなっていない。TEM観察でもHeバブルは明瞭に観察されなかった。 クラック発生原因としては、B4Cペレットのリロケーションにより照射初期に被覆管とのギャップが閉じてしまい、ACMIが発生したことによるものと考えられる。CORALコードによる挙動解析の結果では、ACMIによる発生する被覆管のひずみは、照射クリープで吸収することができず、燃焼が進むとともに塑性ひずみが増大し、被覆管にクラックが発生したものと考える。

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