Microstructural evolution of intermetallic phase precipitates in Cr-coated zirconium alloy cladding in high-temperature steam oxidation up to 1400C

Mohamad, 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

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2023.111540

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.

令和3年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中田 陽; 金井 克太; 國分 祐司; 永岡 美佳; 小池 優子; 山田 椋平*; 久保田 智大; 平尾 萌; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; et al.

JAEA-Review 2022-079, 116 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-079.pdf:2.77MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び茨城県等との「原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、令和3年4月1日から令和4年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

JMTRタンクヤード内の液体廃棄物の廃棄設備用主要弁の設計・製作

西村 嵐; 岡田 祐次; 菅谷 直人; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Technology 2021-003, 51 Pages, 2021/05

JAEA-Technology-2021-003.pdf:5.55MB

材料試験炉(JMTR)では、平成26年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、平成28年に設計及び工事の方法の認可(設工認)を取得し、平成28年から令和元年にかけてタンクヤード内の廃液タンク,廃液配管,主要弁等の取替工事を行った。取替工事において、廃液タンク及び廃液配管は、試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準(試験炉技術基準)に基づき、それぞれ、第4種容器,第4種管として製作することが可能であったが、廃液系統の構成に必要となるボール弁,玉形弁及び逆止弁(主要弁)は試験炉技術基準において機器区分外であった。このため、主要弁の製作にあたっては、準用する基準及び検査を設定する必要があった。当該主要弁の製作にあたって準用する基準は、発電用原子炉施設の工事計画に係る手続きガイドから発電用原子力設備規格設計・建設規格(JSMESNC1-2012)のクラス3を設定した。準用する検査は、製作にあたって準用する基準JSMESNC1-2012のクラス3から、原子力発電所用バルブの検査を設定した。主要弁の準用する基準及び検査を設定した後、規制当局へ基準の考え方を説明し、主要弁の製作に着手した。製作した主要弁は、基準に則った検査を実施し、仕様を満足するとともに、廃液タンク及び廃液配管とともに据付け、廃液系統として最終的な検査に合格した。本報告書は、機器区分外である主要弁に対し、準用する基準及び検査の設定の考え方とともに、主要弁の製作にあたっては、使用する流体の性質に合わせた弁座,弁体,グランドパッキンの材質の設定、また、JMTRで発生した玉形弁に関する不具合事象への対策として、玉形弁の弁体と弁棒の接続方法の見直し、それら主要弁の設計,製作,検査及び据付けについてまとめたものである。

JMTRタンクヤード・コンクリート壁面の補修工法の妥当性確認試験

菅谷 直人; 岡田 祐次; 西村 嵐; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Testing 2020-004, 67 Pages, 2020/08

JAEA-Testing-2020-004.pdf:8.17MB

材料試験炉(JMTR)では、2014年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、20162019年度にかけてタンクヤード内の廃液タンク, 廃液配管等の取替え工事を行った。一方、本取替え工事において、廃液配管等の支持構造物である大型サポート(架構造型サポート)の据付け時にタンクヤード躯体コンクリート壁面に複数のひび割れが発生した。このため、ひび割れが発生したコンクリート壁面の補修が必要となった。特に、架構造型サポートを固定する一部の基礎ボルト(あと施工接着系アンカーボルト)周辺部では、隆起を伴うひび割れ(コーン状破壊)が観測された。コンクリート壁のコーン状破壊部における補修工法は規格化されているが、補修後にあと施工接着系アンカーボルトを打設するための妥当性を確認する強度基準は存在しなかった。本報告書は、コンクリート壁面のコーン状破壊部の補修工法として断面修復工法の選定及びあと施工接着系アンカーボルトの強度基準の設定をし、タンクヤードと同類の鉄筋コンクリート造である既設建家を用いて、コーン状破壊部を模擬し、選定した断面修復工法により補修した壁面にあと施工接着系アンカーボルトを打設後、あと施工接着系アンカーボルトの引張試験を行い、設定した強度基準との比較により、補修工法の妥当性評価についてまとめたものである。この試験結果から、本補修工法による、タンクヤード躯体コンクリート壁面におけるコーン状破壊部の補修に資した。

Effects of oxidation and secondary hydriding during simulated Loss-Of-Coolant-Accident tests on the bending strength of Zircaloy-4 fuel cladding tube

岡田 裕史; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 136, p.107028_1 - 107028_9, 2020/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107028

In order to evaluate the fracture resistance of fuel rods against a seismic loading following a Loss-Of-Coolant-Accident (LOCA), the bending strength of fuel cladding which experienced a simulated LOCA has been investigated since the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant accident. In this study, four-point-bending-tests were performed using Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a simulated LOCA sequence in order to investigate the effects of oxidation and secondary hydriding occurring during a LOCA on the bending strength of fuel cladding. According to the obtained results, it was suggested that the maximum bending stress would be affected by the oxygen concentration in the prior-beta layer as well as the thickness of prior-beta layer. It was considered that the decrease in maximum bending stress by secondary hydriding is probably expressed by multiplying a factor of 0.37 by the maximum bending stress which solely takes account of the effect of oxidation.

平成28年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 永岡 美佳; 井上 和美; 小池 優子; 吉井 秀樹*; 檜山 佳典*; 大谷 和義*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-037, 119 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-037.pdf:2.58MB

本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成28年4月1日から平成29年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設, プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

水環境調整設備の調整運転

馬籠 博克; 岡田 祐次; 冨田 健司; 飯田 一広; 安藤 均; 米川 昭久; 上田 晴康; 塙 博; 菅野 勝; 作田 善幸

JAEA-Technology 2015-025, 100 Pages, 2015/09

JAEA-Technology-2015-025.pdf:78.32MB

日本原子力研究開発機構では、軽水炉利用の高度化及び高経年化に対応するため、軽水炉燃料及び材料の照射試験を実施する準備を進めている。JMTRは第165運転サイクル後の2006年8月に停止し、再稼働に向けて照射施設の整備を進めており、燃料及び材料の中性子照射試験を行うための燃料異常過渡試験装置及び材料照射試験装置を2008年度から2012年度にかけて製作、設置した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究に供するものであり、主として3基の水環境調整設備で構成されている。本報告書は、水環境調整設備の性能確認を目的として、2013年度に実施した調整運転についてまとめたものである。

High order harmonics from relativistic electron spikes

Pirozhkov, A. S.; 神門 正城; Esirkepov, T. Z.; Gallegos, P.*; Ahmed, H.*; Ragozin, E. N.*; Faenov, A. Ya.*; Pikuz, T. A.*; 河内 哲哉; 匂坂 明人; et al.

New Journal of Physics (Internet), 16(9), p.093003_1 - 093003_30, 2014/09

https://doi.org/10.1088/1367-2630/16/9/093003

We present a detailed description of our discovery of a new regime of high-order harmonic generation, including experimental data, simulations, and description of new harmonic generation mechanism. The harmonics are generated by multi-terawatt relativistic-irradiance ( 10 W/cm) femtosecond ( 30-50 fs) lasers focused to gas jet targets. According to our model, the harmonics are produced by sharp, structurally stable, oscillating electron spikes at the joint of boundaries of wake and bow waves excited by the laser pulse.

Prepulse and amplified spontaneous emission effects on the interaction of a petawatt class laser with thin solid targets

Esirkepov, T. Z.; Koga, J. K.; 砂原 淳*; 守田 利昌; 錦野 将元; 影山 慶*; 長友 英夫*; 西原 功修; 匂坂 明人; 小瀧 秀行; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 745, p.150 - 163, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.nima.2014.01.056

When a finite contrast petawatt laser pulse irradiates a micron-thick foil, a prepulse creates a preplasma, where an ultrashort relativistically strong portion of the laser pulse acquires higher intensity due to relativistic self-focusing and undergoes fast depletion transferring energy to fast electrons. If the preplasma thickness is optimal, the main pulse can reach the target generating fast ions more efficiently than an ideal, infinite contrast, laser pulse. The optimal conditions for hundreds of MeV ion acceleration are found with accompanying effects important for diagnostics, including high-order harmonics generation.

軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備

北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典

UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03

JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。