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加藤 正人; 町田 昌彦; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 生澤 佳久; 中村 博樹; 小林 恵太; 小澤 隆之; 前田 宏治; 佐々木 新治; et al.
Materials Science and Fuel Technologies of Uranium and Plutonium mixed Oxide, 171 Pages, 2022/10
プルトニウム燃料を使用した革新的で先進的な原子炉が各国で開発されている。新しい核燃料を開発するためには、照射試験が不可欠であり、核燃料の性能と安全性を実証する必要がある。照射試験を補完する技術として、照射挙動を正確にシミュレートする技術を開発できれば、核燃料の研究開発にかかるコスト,時間,労力を大幅に削減でき、核燃料の照射挙動をシミュレーションすることで、安全性と信頼性を大幅に向上させることができる。核燃料の性能を評価するためには、高温での燃料の物理的および化学的性質を知る必要がある。そして、照射中に発生するさまざまな現象を記述した行動モデルの開発が不可欠である。以前の研究開発では、モデル開発の多くの部分で、フィッティングパラメータを使用した経験的手法が使用されてきた。経験的手法では、データがない領域では非常に異なる結果が得られる可能性がある。したがって、この研究では、燃料の基本的な特性を組成と温度に外挿できる科学的記述モデルを構築し、モデルが適用される照射挙動分析コードの開発を行った。
Pu
Am
)O
(z = 0.05, 0.10, and 0.15)横山 佳祐; 渡部 雅; 所 大志郎*; 杉本 理峻*; 森本 恭一; 加藤 正人; 日野 哲士*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101156_1 - 101156_7, 2022/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高レベル放射性廃棄物の減容化の一環として、マイナーアクチニドを含んだ酸化物燃料が高速炉における選択の一つである。しかし、高Am含有MOX燃料の熱伝導率に関する実験データがないために、燃料中のAm含有量が熱伝導率に及ぼす影響は明らかとなっていない。本研究では化学量論組成近傍における(UPuAm)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)の熱伝導率をレーザーフラッシュ法を用いて室温から1473Kまでの範囲で測定した。結果として、熱伝導率はAm含有量が増加するに従い低下する傾向を示し、1473Kまでは古典的フォノン輸送モデル((A+BT)
)に従うことが明らかとなった。係数AはAm含有量に比例して増加する傾向を示し、U
及びAm
が固溶することによるイオン半径の変化がフォノン伝導に影響したためであると考えられる。係数BはAm含有量に依存しない傾向を示した。
渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 森本 恭一; 加藤 正人
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.315 - 320, 2020/05
近年、日本原子力研究開発機構のプルトニウム燃料第一開発室の研究グループは、(U,Pu)O
の多数の物性値について系統的な測定を実施した。格子定数,弾性定数,熱膨張率,酸素ポテンシャル,酸素化学拡散係数及び熱伝導率は温度、O/M比, Pu含有量を関数として測定することに成功した。また、O/M比及びPu含有量の各種物性値に対する影響についても評価を行った。本研究では、これらの実験データをレビューするとともに最新の実験データも紹介する。また、これらの物性データは燃料コード開発に使用することが可能である。
生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*
Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03
被引用回数：2 パーセンタイル：25.74(Nuclear Science & Technology)混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。
前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06
安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。
Am
)O
at high temperatures松本 卓; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 加藤 正人; 森本 恭一; 砂押 剛雄*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1296 - 1302, 2015/10
被引用回数：5 パーセンタイル：42.01(Nuclear Science & Technology)(PuAm)Oの酸素ポテンシャルを1473K, 1773K及び1873Kにおいて気相平衡法により測定した。O/M=1.96以上ではAmが還元、O/M=1.96以下ではPuが還元されることを確認した。
-PuO-ZrO pseudo-ternary system森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 菅田 博正*
Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1247 - 1252, 2015/10
被引用回数：4 パーセンタイル：35.41(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故に対する廃炉計画の一環として、損傷炉心からのデブリの取出しやその後の保管の検討が進められている。これらの検討にはデブリの熱特性や機械特性を評価し理論的な根拠に基づいた事故シナリオにおける燃料の溶融過程の予測が必要である。本研究では模擬デブリ試料としてU, Pu, Zrの混合酸化物を作製し、燃料の溶融過程を検討する上で重要な熱特性の一つである融点についてサーマルアレスト法によって測定した。得られた結果から模擬デブリ試料の融点に対するPu及びZrの影響について評価した。
加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一
Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08
ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。
廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 鷲谷 忠博
Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/08
福島第一原子力発電所におけるシビアアクシデント以来、炉心から溶融燃料を取り出すための技術開発が行われているが、炉心へのアクセス、燃料デブリの切断、臨界安全管理、フィッサイルの推定、取り出し後の保管等の課題が残っている。本研究では、模擬燃料デブリを用いた解析から燃料デブリの物性を評価し、温度分布や密度分布のような事故後経時変化するデブリの内部状況の推定を行った。融点,熱伝導率,熱膨張等の物性は、UO
及びジルカロイから製作した模擬デブリによって取得した。
at high temperatures up to 2190 K森本 恭一; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*
Journal of Nuclear Materials, 443(1-3), p.286 - 290, 2013/11
被引用回数：4 パーセンタイル：33.84(Materials Science, Multidisciplinary)Pu含有率が約30%のMOX試料について2150Kまでの熱拡散率測定を実施した。熱拡散率は温度の上昇に従って低下する傾向を示した。また、初期O/M比=2.00の試料では測定中にO/M比が低下し、この原因は試料の構成元素の蒸発によるものと推測した。初期O/M比=1.95以下の試料については大きなO/M比及び重量の低下は示されなかった。
-MOX system内田 哲平; 廣岡 瞬; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 佐藤 大介*; 加藤 正人; 森本 恭一
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1549 - 1553, 2013/09
Severe accidents occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant of Unit 1-3 on March 11, 2011, where the MOX fuels were loaded in the Unit 3. For thermal analysis of the severe accident, melting temperature and phase state of MOX corium were investigated. The simulated coria were prepared from 4%Pu-containing MOX, 8%Pu-containing MOX and ZrO. Then X-ray diffraction, density and melting temperature measurements were carried out as a function of zirconium and plutonium contents. The cubic phase was observed in the 25%Zr-containing corium and the tetragonal phase was observed in the 50% and 75%Zr-containing coria. The lattice parameter and density monotonically changed with Pu content. Melting temperature increased with increasing Pu content; melting temperature were estimated to be 2932K for 4%Pu MOX corium and 3012K for 8%Pu MOX corium in the 25%ZrO-MOX system. The lowest melting temperature was observed for 50%Zr-containing corium.
and zircaloy-2廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊
Journal of Nuclear Materials, 437(1-3), p.130 - 134, 2013/06
被引用回数：5 パーセンタイル：40.26(Materials Science, Multidisciplinary)In order to evaluate the method to clean up molten corium generated in the severe accident of reactor melt down, physical properties such as melting temperature and thermal conductivity are necessary. In this study, corium which simulates the molten core of a BWR was prepared from UO and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.
and zircalloy-2加藤 正人; 内田 哲平; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.91 - 96, 2012/09
被引用回数：1 パーセンタイル：57.73Pellets of UO react with zircalloy (Zry) cladding to form corium in severe accident of LWRs. It is important to know thermal and chemical properties of corium to analyze fuel behavior in severe accident and to treat corium in post-accident. However, their data are limited. In this work, corium was prepared from UO and Zry-2, and its melting temperature and thermal conductivity were investigated as a parameter of U content. In the heating curves in the melting temperature measurement, thermal arrests were clearly observed. The solidus temperatures of 75%U, 50%U and 25%U-sample were determined to be 2622
C, 2509C and 2540C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO-ZrO system. The melted samples were taken from W-capsule and sliced in a plate. Thermal diffusivity of the plate sample was measured. The data were lower than that of UO.
and zircalloy-2廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 内田 哲平; 森本 恭一; 加藤 正人
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.97 - 101, 2012/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.11As a part of severe accident research in LWRs, physical and chemical properties of corium formed by meltdown of the reactor core have been studied. The corium consists of two kinds of phases, Zr-rich phase and U-rich phase. The U-rich phase has fluorite structure and Zr-rich phase has monoclinic structure which transforms to tetragonal and fluorite structure with temperature. These phase transformations with temperature change cause volume change and cracks. In this study, the corium was prepared from Zry-2 and UO, and thermal expansion was measured. Then, volume change with phase transformation was analyzed from the results.
森本 恭一; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*
Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.339 - 340, 2010/09
核燃料は原子炉に装荷される前に保管される。場合によっては数年間にわたって保管されることもある。MOX燃料が長期間にわたって保管される場合、自己照射(
崩壊)による欠陥が保管期間とともに蓄積する。結果としてこれらの欠陥は格子定数や電気伝導度、熱伝導率などの燃料ペレットの物性値に影響を与える。MOX燃料の熱伝導率は燃料の設計や照射挙動評価のために重要な物性値の一つであり、熱伝導率が自己照射に起因する欠陥の蓄積によって低下するが、加熱によって再び回復することが知られている。本試験では、このような長期にわたって保管された燃料を用いた高速炉燃料ピンの温度評価に反映するために、長期間保管したMOX燃料ペレットの熱伝導率の熱回復挙動を時間や温度の関数として評価した。
生澤 佳久; 森本 恭一; 小澤 隆之; 加藤 正人
Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.341 - 342, 2010/09
酸化物燃料の熱伝導度は、挙動評価,燃料設計において重要な物性である。ウラン酸化物燃料や混合酸化物燃料(MOX燃料)は軽水炉燃料として使われており、これら酸化物燃料の熱伝導度はさまざまな研究施設で測定がなされている。燃料物性の研究によると、酸化物燃料の熱伝導度は燃焼とともに減少する。本研究では、MOX燃料の熱伝導度の燃焼度依存性について評価,検討を行った。
Pu)O (1.92
x2.00) based fuels containing actinides and/or lanthanides米野 憲; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 武内 健太郎; 森本 恭一; 鹿志村 元明
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012016_1 - 012016_7, 2010/05
被引用回数：8 パーセンタイル：93.99相分離挙動の評価は高速炉用燃料の設計において重要なデータである。30%Pu含有MOX及びMA(Np, Am)含有MOXにおいて、相分離温度について既報データと新たに取得したデータを合わせ、燃料組成と相分離温度との関係を評価した。その結果、O/M比が1.92から1.95の範囲においてマイナーアクチニドの含有率が多いほど相分離温度は低下する傾向を示した。
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明
Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.201 - 209, 2010/00
JAEAでは、マイナーアクチニドを含有したMOX燃料の開発を進めている。そのような新しい燃料の物性を測定することは燃料開発を進めるうえで不可欠である。本報告では、これまで得られた燃料の融点,熱伝導率,格子定数,酸素ポテンシャル,相分離挙動に関するデータをレビューし、Np及びAmの各特性に与える影響を評価した。得られたデータは、JSFRの燃料の挙動評価に反映した。
加藤 正人; 森本 恭一; 田村 哲也*; 砂押 剛雄*; 小無 健司*; 青野 茂典; 鹿志村 元明
Journal of Nuclear Materials, 389(3), p.416 - 419, 2009/06
被引用回数：11 パーセンタイル：60.84(Materials Science, Multidisciplinary)プルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)は、高速炉用の燃料として開発が進められている。MOX燃料のO/Mは照射中のFCCIをコントロールするため、重要なパラメータである。酸素ポテンシャルと酸素相互拡散係数はMOX中の酸素の挙動を理解するうえで不可欠なデータである。本研究では、(Pu
U
)Oと(PuU)Oについて、熱重量法を用いて酸素相互拡散係数を測定した。熱重量計により、還元速度を測定し、その曲線から酸素の相互拡散係数を測定した。その結果、(PuU)Oの拡散係数は、(PuU)Oの拡散係数に比べ低い値であった。
system中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之
Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.191 - 196, 2009/05
被引用回数：2 パーセンタイル：18.15(Materials Science, Multidisciplinary)「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiOの凝集が認められた。SiOを混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700C, 2000C, 2400Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。
