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安田 良; 三田 尚亮; 西野 泰治; 仲田 祐仁; 野沢 幸男; 原田 克也; 串田 輝雄; 天野 英俊
Nuclear Technology, 151(3), p.341 - 345, 2005/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)照射済燃料・材料の表面微細組織観察をするために原研・燃料試験施設に設置した。FE-SEMは、オペレーターの安全を確保するために、遮へい容器に据え付けられた。その遮へい容器には遠隔操作を円滑に進めるためのマニプレータ等の機器が取り付けられている。また、放射線の影響を低減させるためのコリメータを取り付けたEDSも、観察領域の組成分析をするために設置された。設置後、性能確認のために、金蒸着膜,水素処理したジルカロイ被覆管を観察試験した。その結果、良好な画像が取得できたことから、改造・設置後も所期性能を保っていることを確認した。
安田 良; 西野 泰治; 三田 尚亮; 仲田 祐仁; 原田 克也; 野沢 幸男; 天野 英俊
JAERI-Tech 2002-081, 34 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-081.pdf:11.76MB
発電コストの効率化及び廃棄物の低減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が計画されているが、高燃焼度化に伴う燃料挙動の変化に関する情報が、燃料の安全評価上必要とされている。燃料を高燃焼度化した場合、燃料ペレット及びジルカロイ被覆管にリム組織,水素化物などさまざまな微細組織が形成され、燃料の燃焼挙動に影響を及ぼすことが懸念されている。これらの微細組織の形成機構を検討するために、燃料・材料の表面微細組織の形状,寸法及び組成に関する知見が重要となる。日本原子力研究所ホット試験室では、微細組織の観察に有効である高分解能走査型電子顕微鏡を燃料試験施設に開発・整備した。本装置は、高放射性物質を試料として使用するため、遠隔操作式であり、遮へい能力,耐震性及び負圧維持を十分に担保した遮へい体並びにマニプレータ等の付属機器を設置し、安全性及び操作性を考慮した構造とした。また、組成分析するために可変型コリメータなどを組み込んだ高放射性試料対応エネルギー分散型検出器(EDS)を設置した。ジルカロイ水素吸収管及び酸化膜形成管を用いた特性試験を行った結果、高倍率10,000~30,000倍でも鮮明な撮影が可能であり、所期性能が維持されていることを確認した。
原田 克也; 西野 泰治; 三田 尚亮; 天野 英俊
JAERI-Tech 2000-031, p.27 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-031.pdf:2.95MB
軽水炉技術の高度化計画に伴う燃料の高燃焼度化では、高燃焼度燃料の照射挙動を把握する必要がある。中でも燃料ペレットの融点等の熱物性値は通常時及び事故時の安全性評価の観点から、きわめて重要な熱物性値であり、これらのデータを取得する必要がある。このためホット試験室では、高燃焼時における燃料の照射挙動を詳細に調べるための各種照射後試験装置の開発を行ってきているが、そのひとつとして、サーマルアレスト法により照射済二酸化ウランの融点を求めるペレット融点測定装置を開発した。本報は、ペレット融点測定装置の概要、本装置の性能を報告するとともに、本装置の特性を確認するため、標準試料及び照射・未照射二酸化ウランを用いて実施した特性試験結果をまとめたものである。
原田 克也; 三田 尚亮; 西野 泰治; 天野 英俊
JAERI-Conf 99-009, p.103 - 111, 1999/09
軽水炉技術の高度化に伴い、発電炉燃料の高燃焼度化が進められている。燃料の高燃焼度化によって生じるFPガス放出挙動、ペレットスエリング、PCI、酸化膜生成挙動、水素化物の偏析、リム効果のような特異的な照射挙動を詳細に把握するための照射後試験は非常に重要なものとなっている。このような背景のもと、燃料試験施設では、高燃焼度燃料の健全性・安全性を確証するための照射後試験データを得ることを目的とする試験装置の開発を行っている。本セミナーでは、これまでに開発した照射後試験装置のうち、イオンマイクロアナライザ、ペレット熱容量測定装置、精密密度測定装置及び高分解能走査型電子顕微鏡について報告する。
C湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 喜多川 勇; 三田 尚亮
Journal of Nuclear Materials, 249(2-3), p.142 - 149, 1997/00
被引用回数：60 パーセンタイル：95.93(Materials Science, Multidisciplinary)ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800C・3000時間及び2000C・100時間の照射後加熱試験を実施し、核分裂生成物の放出挙動を調べた。核分裂ガスの放出監視及びX線ラジオグラフ観察から、加熱試験中の被覆層の貫通破損は生じなかったことが明らかになった。ZrC被覆燃料粒子のセシウムに対する優れた保持能は、1800Cまで確認された。1800CにおけるZrC層中のセシウムの拡散係数は、SiC層中における値よりも2桁以上小さいこと、及びZrC層中のルテニウムの拡散係数は、SiC層中のセシウムの拡散係数とほぼ同等であることが明らかになった。
湊 和生; 福田 幸朔; 石川 明義; 三田 尚亮
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.215 - 222, 1997/00
被引用回数：16 パーセンタイル：75.8(Materials Science, Multidisciplinary)高温ガス炉用被覆燃料粒子のSiC層の腐食を防ぐために、3種類の新形式の被覆層を考案した。基本的考え方は、SiC層の内側に核分裂生成物を捕捉するための被覆層を付加することである。付加する被覆層として、SiCまたは遊離炭素を含むSiCを選定した。新形式被覆層の有効性を確認するために、新形式被覆層の被覆燃料粒子を製造し、炉外試験及び照射試験を実施した。新形式被覆層の有効性を完璧に実証するには追加の照射試験が必要であるが、ここでの試験により、新形式被覆層は、良好な照射健全性を有していること、及びSiC層の腐食を防ぐのに有効であることが明らかになった。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.
JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11
原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量8
10
n/cm
(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60C、200C、300Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60Cでは完全な延性破断を確認したが、300Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。
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。
本田 順一; 小野澤 淳; 更田 豊志; 宇田川 豊; 三田 尚亮; 菊池 博之
no journal, ,
軽水炉燃料利用の高度化に際しては、照射による燃料被覆管の機械的特性変化を詳細に評価することが重要である。被覆管の外面酸化に伴って被覆管金属層での水素吸収が進行すると、析出した水素化物が被覆管の局所的な脆化を引き起こし、破損の要因となりうる。このため、被覆管中の局所的な水素濃度分布を知ることは、高燃焼度化が進む軽水炉燃料の被覆管破損要因の分析,性能評価において特に重要な意味を持つ。被覆管中の微小領域水素濃度分布評価を目的とし、反射電子像(BEI)の画像解析による測定法に改良を加え、照射済被覆管への適用性を検討した。
墨田 岳大*; 米川 夏津夫*; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 小林 能直*; 逢坂 正彦; 前田 宏治; 赤坂 尚昭
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故において1-3号機では燃料溶融により核分裂生成物(FP)である
Cs, 
Iなどの高放射性核種が主として放出され、圧力容器内の構造材料部分ばかりでなく原子炉建屋内が高線量化した。今後1Fの廃止措置を進めるにあたり、適切な燃料デブリ取出し手法やアクセスルート(人の動線及び遠隔装置の経路など)の確立、炉内の低線量化及び除染の手法の決定を行うためには、シビアアクシデント(SA)時におけるCs化合物の炉内構造材料等への吸着挙動に関する知見を取得する必要がある。しかしながら、既往研究は大気圧下のみで行われており、SA環境を模擬した高圧下でのCs化合物の炉内構造材料への吸着挙動評価の例はない。本試験では、温度・圧力・雰囲気の制御が可能なCs吸着挙動評価装置を開発し、基礎試験としてSA模擬条件下でSUS304L材に対するCsIの吸着挙動に係る試験・評価を行った。吸着試験後の試料観察と元素分析から、試験片へのCsIの吸着量は、雰囲気や水蒸気の有無よりも、圧力の寄与が大きい傾向にあることが示唆された。
鈴木 美穂; 木村 康彦; 高野 公秀; 三田 尚亮
no journal, ,
Reactor Fuel Examination Facility (RFEF) is one of the largest hot laboratories in Japan. In RFEF, several kinds of PIEs are performed to evaluate the safety and reliability of spent nuclear fuels, and the data from PIEs is provided to the customers such as nuclear researchers and fuel vendors. In these years, the requirements from our customers become more complicated and more accurate, so that the sample preparations such as cutting, holding or defueling prior to PIE itself must be improved to meet their requirements. In this report, several sample preparation techniques for PIEs are described.
