Proton irradiation effects on tensile and bend-fatigue properties of welded F82H specimens

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 遠藤 慎也; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.49 - 58, 2010/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2009.10.009

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が立ち上がった。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表では照射後試験の結果からF82H鋼溶接材の引張り試験及び曲げ疲労試験の結果を報告する。引張り試験結果より、F82H鋼TIG及びEB溶接材は10dpa以上照射後も延性を保っていた。曲げ疲労試験の結果、F82H鋼母材は照射前後で疲労寿命はほとんど変化しなかった。F82H鋼溶接材は、疲労寿命が増加するものと10の7乗サイクル内で破断しないものがあった。

反射電子像の画像解析による被覆管の水素濃度測定

小野澤 淳; 原田 晃男; 本田 順一; 安田 良; 仲田 祐仁; 金沢 浩之; 西野 泰治

JAEA-Technology 2006-010, 19 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-010.pdf:2.3MB

スウェーデン・スタズビック社によって開発された反射電子像法は、走査型電子顕微鏡によって撮影された反射電子像(BEI)によりジルカロイ被覆管中の水素化物を同定し、母材と水素化物の面積比から水素濃度を評価する手法であり、被覆管中の局所的な水素濃度測定に対して非常に有効な手法である。このBEI法を照射後試験に適用するにあたり、試料調製法とBEI撮影条件,画像解析手法について改良を行った。また、改良BEI法の有効性を確認するため、未照射試料を用いて高温抽出法と比較を行った結果、本手法が高温抽出法による水素濃度測定と同程度の信頼性を持つことが確認できたため、照射後試験への適用性についても期待ができる。

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

http://www.randec.or.jp/publish/documents/gihou/Decommissioning%20gihou_32.pdf

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

Tensile properties of austenitic stainless steels irradiated at SINQ target 3

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.253 - 261, 2005/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2005.02.010

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子と核破砕中性子の双方の照射を受ける。しかし、照射データは極めて乏しく、特に、核変換反応によって生じる大量のガス原子の影響は十分にわかっていない。そこで、スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で、各種材料について590MeVプロトンの照射試験を行い、原研に輸送して照射後試験を行った。本発表では、3種類のオーステナイト鋼(SA-JPCA, SA-316F及びCW-316F)の引張り試験の結果について報告する。その結果、照射後の0.2%耐力は未照射材の3倍以上に増加し、破断歪みも未照射材の50%以上から20%前後へと低下したが、試験後の破面はいずれも延性破面であり、照射後も延性を維持していることがわかった。

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

遠隔操作式高分解能走査型電子顕微鏡の開発

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。

Melting temperature of high burn-up UO pellet

原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊

HPR-356, 11 Pages, 2001/00

照射済UOペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO及び未照射UOペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UOペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUOペレットの融点測定結果について報告する。

Development and application of PIE apparatuses for high-burnup LWR fuels

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

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-99-009.pdf

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。

Research program (VEGA) on the fission product release from irradiated fuel

中村 武彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 西野 泰治; 金澤 浩之; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Tech 99-036, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-036.pdf:1.55MB

原子炉シビアアクシデント時のソースタームを評価するうえでは燃料からのFP放出挙動の評価が重要である。このため欧米で種々の実験が実施されてきた。しかしながら、これらの実験の回数及び実験条件は限られているため、短半減期FP、低揮発性FPの放出、及び燃料溶融を含む高温高圧条件の放出データを中心に大きな不確実性を含んでいる。これらの点を明確にするため、原研では国内の発電用原子炉で照射された燃料を用いてFPの放出挙動を調べるVEGA実験計画を開始した。同実験では、ホットセル内で短尺燃料を事故を模擬した高温まで誘導加熱する。この計画では、燃料を融点を超える高温まで、1.0MPaまでの高圧条件で加熱し、データの少ない低揮発性及び短半減期FPに注目してその放出及び移行挙動を調べる。

Development of remote handling apparatus for measuring thermal diffusivity

大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清

Proc. of 43rd Conf. on Robotics and Remote Systems 1995, 0, p.75 - 80, 1996/00

軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱電導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度抑制部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO、未照射UO-GdO及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。