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Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫*; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 根本 義之; 岡田 裕史*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 625, p.156513_1 - 156513_9, 2026/04
被引用回数：0Ion irradiation was carried out on Cr coating Zry cladding to investigate their microstructure evolution and mechanical properties. The sample was irradiated at reactor normal operation conditions. Microstructural observation and mechanical testing of non-irradiated samples and irradiated samples were performed to understand irradiation damage to the Cr-coated Zry cladding. Results of High Resolution Transmission Electron Microscopy and chemical analysis revealed Fe enrichment at the Cr coating and Zr substrate interface of irradiated samples due to irradiation enhanced diffusion or irradiation induced mixing. Irradiation led to the formation of Fe enrichment at the Cr Zr interface approximately 15nm. Moreover, hardening of the Cr coating and Zr substrate regions was observed in the irradiated sample.
河合 慶人*; 根本 義之; 藤村 由希; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; Mohamad, A. B.; Pham, V. H.; 石川 法人; 石島 暖大; 井岡 郁夫; et al.
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 24(3), p.82 - 98, 2025/08
現行のジルカロイ被覆管よりも事故耐性に優れた事故耐性燃料(ATF)被覆管の開発が進められている。その一つに外面にCrをコーティングしたコーティング被覆管があり、高温水蒸気中での耐酸化性の向上が見込まれている。しかし、冷却水損失事故(LOCA)時には被覆管が破裂し、コーティングされていない被覆管内面も酸化することが予想される。そこで、本研究ではジルカロイ4被覆管とその外表面にCrコーティングを施したコーティング被覆管を用いてLOCA試験及び高温水蒸気中での酸化試験を行い、酸化挙動、水素吸収挙動及び機械特性の違いを検討した。熱天秤を用いた酸化試験の結果においては、コーティング被覆管は非コーティング被覆管と比較して酸化量が半減し、コーティングの酸化抑制効果が示された。しかし、酸化試験後の試料の水素吸収量を測定したところ、同じ酸化試験条件でも、コーティング被覆管での方が非コーティング被覆管よりも、水素吸収量が多いことがわかった。本報では、この水素吸収量の違いの原因や、それに関連した酸化試験後の機械的性質への影響などについて議論した。
廣岡 瞬; 堀井 雄太; 林崎 康平; Mohamad, A. B.
核燃料, (60-1), p.17 - 20, 2025/02
NuMatは2010年に開催されて以来、2年ごとに開催される国際会議である。核燃料・材料に特化した国際会議としては非常に規模が大きく知名度も高く、Elsevierが主催しJournal of Nuclear Materialsと連携して開催されることも本会議の特徴である。本件はNuMat2024(2024.10.14
17、シンガポール)の参加報告を行うものである。
Mohamad, A. B.; 宇田川 豊
Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02
被引用回数：2 パーセンタイル：33.46(Nuclear Science & Technology)In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO
liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.
CMohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
Corrosion Science, 224, p.111540_1 - 111540_15, 2023/11
被引用回数：11 パーセンタイル：52.74(Materials Science, Multidisciplinary)The steam oxidation test on the Cr-coated Zry cladding was studied up to 1400C to understand the oxidation behavior under the accidental conditions. The double-sided oxidation test study showed that Cr coating can protect Zry cladding at 1200C within 5 min. Cr coating has a protective effect on the Zry cladding up to 1200C in a steam environment. However, in the oxidation test up to 1200C/30 min and 1300C/5 min, Cr coating can no longer protect Zry cladding. Furthermore, at 1300C, the intermetallic phase of the Zr(Cr, Fe) phase that precipitated within the Zry substrate formed as globule microstructures with Fe enrichment. In addition, the transition of the intermetallic phase within the Zry substrate from the solid to the pre-liquid and liquid phases was observed, where it was determined at 1350C/60 min and 1400C/30 min within the ZrO phase (outer side region). The oxidation of the Zr(Cr, Fe) interlayer was also determined in this study, where it resulted in the formation of the oxide phase of Cr, Zr, and Fe. It is worth mentioning that further experiments, such as mechanical testing and modeling, should be considered to support the degradation of the Cr-coated Zry cladding mainly when the liquid phase of the intermetallic phase is obtained for beyond design-basis accident environment.
Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.215 - 222, 2023/03
被引用回数：1 パーセンタイル：11.24(Nuclear Science & Technology)The distribution of Sr in the reactor would be influenced by a chemical reaction of Sr vapor species with a structural material of internal reactor and fuel cladding materials; stainless steel (SS) or Zircaloy (Zry) cladding during 1F-NPS accident. The chemical interaction between Sr-Zry and Sr-SS has been described. The reaction tests have been performed to investigate the chemical interaction behavior under possible severe accident conditions. The tests have been conducted up to 1523 K under steam atmosphere. It was confirmed that Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds were formed through 2 kinds chemical interactions; gas-solid reaction and liquid-solid reaction. The gas and liquid species of Sr in a good contact with the solid Zry and SS to form Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds, respectively. Sr was deposited onto the Zry and SS surfaces and lead to the formation of reaction product. Thus, this study highlights the possibility that Sr was deposited and retained in the core structure where the temperature was elevated during the accident in the 1F-NPS.
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; et al.
no journal, ,
原子力機構(JAEA)では事故耐性の向上を目指した燃料被覆管の各種コーティング技術の研究を行っている。講演では全体概要の他、それらの研究に用いることを目的としたJAEAでの新規の装置開発について紹介する。
Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎
no journal, ,
ATF概念の一つであるCr-coated Zry被覆管は、現行のZry被覆管外表面に厚さ10
m程度のコーティングを施すことで事故時の耐水蒸気酸化特性の改善による安全性の向上のみならず、通常運転時の耐食性改善により経済性も向上することが期待されている。しかしながら、Zry被覆管とCrコーティング層の照射下での界面組織の安定性については、不明な点が多く残されているのが現状である。本研究では、Cr/Zry界面における組織安定性と機械的特性の把握を目的に、QST高崎研のTIARA施設でイオン照射したCrコーティング被覆管断面サンプルの微細組織観察と硬さ測定を実施した。透過型電子顕微鏡観察及び元素マッピングの結果から、Cr/Zry界面にはイオン照射によりFe原子が偏析することが確認された。また、機械的特性評価として実施した硬さ試験からは、コーティングしたCr層の方で著しい照射硬化が確認された。今後は、これらの照射データ等を基に、Cr/Zry界面での照射下事象をモデル化し、燃料ふるまいコードにモデル導入を行っていく予定である。
Mohamad, A. B.; 古本 健一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 佐藤 大樹*; 岡田 裕史*; 山下 真一郎; 逢坂 正彦
no journal, ,
Chromium (Cr) coated zirconium (Zr) based alloy cladding is the promising material for a near term accident tolerant fuel (ATF). Cr-coated Zr based cladding was fabricated by sputtering technique and HT oxidation tests were conducted up to different high temperatures (1100C to 1400C). The present work aims to investigate the metallography of Cr-coated Zr cladding after HT steam test. The result showed CrO
layers were formed as a protective oxide layer at the outmost layer for all samples. However, Cr-Zr-Fe phases were observed In particular, the main phases observed in the cross-sectional area were CrO, Cr, ZrO, Cr-Zr, and Zr situated from outer to inner of the sample after HT test. The details of the microstructure and mechanism of these samples will be discussed in the presentation.
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 逢坂 正彦; 村上 望*; 大脇 理夫*; 佐々木 政名*; et al.
no journal, ,
日本の事故耐性燃料(ATF)研究開発プログラムは、軽水商用炉の炉心、燃料の評価及び実際の設計、研究開発の経験等を最大限に利用するために国内のプラントメーカ、燃料製造メーカ、大学などと協力し2015年より進められてきている。現在国内で検討されているATF候補材料は、潜在的にPWR及びBWRへの適用が期待できる炭化ケイ素/炭化ケイ素(SiC/SiC)複合材料、BWR向けに開発が進められている酸化物分散によって強化されたFeCrAl鋼、PWR向けCr-コーティングジルカロイ被覆管である。また、被覆管材料に加えて、SiC製のBWR用チャンネルボックスや事故耐性制御棒に関する研究開発も行われている。本講演では、ATFプログラムにおけるJAEAの役割を含めて、現在までの研究開発の進捗状況を概説する。
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。
Journeau, C.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; 倉田 正輝; 多木 寛; 松本 俊慶; Mohamad, A. B.; Barrachin, M.*; Quaini, A.*; Bottomley, D.*; et al.
no journal, ,
The OECD project TCOFF-2 (Thermodynamic Chemistry of Fission Products - Part 2) is an extension of the original project that was part of the near-term projects intended to support the Fukushima Daiichi decommissioning efforts. This second part continues to be mainly financed by Japanese Ministry (MEXT) with JAEA-CLADS support. TCOFF2 started in August 2022 and includes certain new material requirements compared to the first TCOFF project. These are increased emphasis on accident tolerant fuels (ATFs), certain actinides and fission products related to volatility/leachability but also certain combinations of the ceramic oxide systems important for MCCI behaviour. Following a PIRT review of phenomena in TCOFF 1, there was in TCOFF2 a Task 1 to prioritise current needs, particularly for relevance to severe accident phenomena and alternative materials (ATFs). This included a re-evaluation and ranking of the thermodynamic systems to make a Systems Identification and Ranking Table (SIRT) for the improvement of the thermodynamic database foreseen in TCOFF2. The further systems for evaluation were then proposed by the partners according to their particular requirements; this resulted in over 150 thermodynamic systems. In the mid-year meeting (June 2023) discussions were made to rationalise these into the most important 20 systems. The rationale for the reduction of systems to this limit will be explained in the talk, both those systems that were omitted as well as those finally included. These systems will then be used as a priority list of work for the experimental call to members that will be launched by the TCOFF-2 project towards the end of the year 2023 with the intention to initiate the first projects soon afterwards.
Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
It is widely recognized that the Cr coating on Zry cladding has shown an improvement in the behavior under accident conditions and normal operation. Many research groups around the world have conducted the high-temperature oxidation and LOCA tests on Cr-coated Zry under accident conditions and explained the degradation phenomena from these tests. Although many literatures have revealed the mechanism and phenomena of the degradation of the Cr-coated, there is still a lack of data on the Zr-Cr-Fe phase or intermetallic phase behavior when the temperature reaches and exceeds the eutectic temperature of Zr-Cr (1332C). In the present study, a high temperature steam oxidation test is carried out from 1100 to 1400C in order to understand the behavior of Cr-coated Zry as it approaches the eutectic temperature. Fromelectron probe microanalysis, the Fe enrichment of the Zr(Cr,Fe) phase is identified for the sample tested at 1300C. In addition, the liquid formation of the Zr(Cr,Fe) phase is observed at 1300C.
Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバルーニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 井岡 郁夫; 加治 芳行; 逢坂 正彦
no journal, ,
2015年以降、日本の事故耐性燃料(ATF)研究開発プログラムは、国内商用炉の燃料や炉心の設計・評価、研究開発における経験を最大限に活用するため、発電プラントメーカ、燃料メーカや大学と連携し進められてきている。本講演では、同プログラムにおける原子力機構の役割を含めて、現在の研究開発について進捗状況の概要を紹介する。
三輪 周平; 中島 邦久; 唐澤 英年; Rizaal, M.; Luu, V. N.; Mohamad, A. B.
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所内のセシウム等のFPの分布や性状を把握することが廃炉に向けた重要な課題であり、日本原子力研究開発機構ではそれらに大きな影響を与えるFP化学に着目した基礎研究を実施し、事故時の原子力発電所内のFP化学を評価するためのデータベースECUMEを開発している。ECUMEは福島第一原子力発電所の事故により明らかになった重要な現象、例えば、セシウムの制御材ホウ素との反応や、構造材との反応に関するデータやモデルを収納している。近年の内部調査により明らかとなったシールドプラグでの高線量等の原因を明らかにするため、コンクリートや他の炉内物質との化学反応を調べ、モデル化を行い、ECUMEの更新を進めている。
Journeau, C.*; Bechta, S.*; Komlev, A.*; 倉田 正輝; 多木 寛; 松本 俊慶; Mohamad, A. B.; Barrachin, M.*; Quaini, A.*; Gu
neau, C.*; et al.
no journal, ,
Within the second phase of the OECD/NEA project on Thermodynamic Characterisation of Fuel Debris and Fission Products Based on Scenario Analysis of Severe Accident Progression (TCOFF-2), a Systems Identification and Ranking Table (SIRT), has been derived from the usual PIRT and adapted to chemical thermodynamics and material science. Firstly, a draft list of systems of interests has been distributed to TCOFF-2 partners. After review, a final list of 154 systems has been considered. Then system ranking has been carried out. Two series of figures of merit have been considered: importance for safety including the contribution to severe accident phenomena and to fission product behaviour and source term as well as needs for further R&D, based on the lack of existing data and the needs to improve relevant existing thermodynamic databases (mostly NUCLEA and TAF-ID). Each participating organization provided ranking of the systems for these Figure of Merits. Relevance to safety has been organized in 10 columns: Classical LWR / High BU, High enrichment fuel/ Fukushima Daiichi, TMI2, Chornobyl/Near-term ATF cladding (Cr-coated Zry)/ Near-term ATF cladding (FeCrAl) /Long-term ATF cladding (SiC) /Advanced fuels (UN, U-Si) /Advanced Modular Reactors / Post-Accident Leaching). Received rankings have then been agglomerated and averaged. A dedicated finalization meeting has been held in June 2023 in which the systems having the highest relevance and the largest needs for improvement have been considered. It must be noted that some systems for which there is a rather good knowledge, like (U,O, Zr) have not been selected, nor systems in which thermodynamic results are very hard to attain due to kinetics effect such as (U,H,O). After some system grouping, consensus have been reached on a list of 20 systems (13 linked to current or near-term fuels and 7 linked to longer-term fuels) having the highest priority.
Mohamad, A. B.; 山下 真一郎; 相馬 康孝; 根本 義之; Pham, V. H.; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; et al.
no journal, ,
Accident tolerant fuel, ATF, development has become one of the interest topics in the nuclear field recently. In the 4th ATF Workshop, the purpose is to have a technical discussion with a view to domestic readiness by obtaining suggestions among nuclear related organisations including NRA in domestic ATF development. JAEA, as the project coordinator in Japan, will provide an overview of the ATF development currently underway overseas, e.g. the readiness of Cr-coated Zry cladding developed by Framatome and Westinghouse, where the lead test assembly has been completed. An overview of the Japanese ATF development will be given, highlighting the current status and the issues we are currently facing in the development such as the readiness of irradiation testing at Japan. In addition, JAEA, a part of the project coordinator, JAEA also conducted research and development with the cooperation of stakeholders. An overview of R&D under different phenomena with a final goal of transferring experimental data into modelling will be an example of the ongoing work at JAEA. Finally, JAEA hopes to accelerate the development of ATF in Japan with the full cooperation of all members.
井岡 郁夫*; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 山下 真一郎; 佐藤 大樹*; 岡田 裕史*
no journal, ,
CrコーティングZr合金(Cr-Zry)被覆管の実用化において、実炉環境下におけるCrコーティング層の健全性評価は重要である。Cr-Zry材の界面強度の評価のためにマイクロ引張試験法を適用し、試験片にスリットを導入することで、界面部近傍の破断強度を直接評価することが可能となった。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫*; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、事故耐性の向上を目指して国内で開発が進められている新型燃料被覆管の早期実用化支援に資することを目的に、各新型燃料被覆管の基礎基盤研究を実施している。本発表では、4件のシリーズ発表の中で、クロムコーティング被覆管に関する基礎基盤研究の全体概要の他、それらの研究に用いるために整備中の試験装置の開発状況等についても紹介する。
