Reaction of Np, Am, and Cm ions with CO and O in a reaction cell in triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry

風間 裕行; 小無 健司*; 鈴木 達也*; 小山 真一; 前田 宏治; 関尾 佳弘; 大西 貴士; 阿部 千景*; 鹿籠 康行*; 永井 康介*

Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 38(8), p.1676 - 1681, 2023/07

https://doi.org/10.1039/D3JA00136A

Ultratrace analysis is crucial for understanding fuel debris in a nuclear reactor core after severe accidents. Triple quadrupole inductively coupled plasma mass spectrometry measured the ion-molecule reactions of actinides (Np, Am, and Cm) in a reaction cell. These nuclides were included in the fuel debris. A gas-phase ion-molecule reaction model has been developed to simulate the gas-phase reactions in the reaction cell. The model simulation results correlate well with the flow rate dependence of experimental data accurately. Reaction constants derived from the model were compared with those reported values by Fourier transform ion-cyclotron resonance mass spectrometry to evaluate the performance of the model. The similarity between the two reaction constants was found.

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.01.052

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000Cでのクリープ強度は、650から850Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相がから相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

Evaluation of irradiation-induced point defect migration energy during neutron irradiation in modified 316 stainless steel

関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。

Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12

BB2015-1728.pdf:1.04MB

https://doi.org/10.1016/j.nme.2016.08.007

The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.

Program of the analysis and research laboratory for Fukushima-Daiichi and advanced techniques to be applied in the laboratory

関尾 佳弘; 吉持 宏; 小坂 一郎; 平野 弘康; 小山 智造; 河村 弘

Proceedings of 52nd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2015) (Internet), 8 Pages, 2015/09

http://hotlab.sckcen.be/en/Proceedings

我が国では福島第一原子力発電所の廃止措置の安全かつ確実な遂行が重要な課題として位置付けられている。日本原子力研究開発機構は、福島第一原子力事故により発生した放射性廃棄物の処分方法の決定に資する分析、研究を行うこととなっている。この分析等は、福島第一原子力発電所サイトの大熊分析研究センター内に建設予定の2つの施設(第1棟,第2棟)において実施する予定である。第1棟では、がれき類や汚染水二次廃棄物等の放射性廃棄物に対する分析等を実施し、第2棟では燃料デブリや高線量構造材料等の取り扱いを計画している。現在、最先端技術や最新試験機器の導入に係る詳細な検討を進めている。

Seawater immersion tests of irradiated Zircaloy-2 cladding tube

関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 井上 賢紀; 前田 宏治

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所では、東日本大震災による電源喪失に伴い、使用済燃料プール内の燃料を冷却するために海水が注入された。これらの燃料集合体の健全性評価に資するため、燃料集合体部材であるジルカロイ-2被覆管の腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等の影響を評価する目的で、ジルカロイ-2燃料被覆管の照射材及び非照射材に対して海水(人工海水及び天然海水)を用いた約1,000時間までの浸漬試験及び浸漬後の引張試験を実施した。これらの結果、照射の有無や海水の違いによらず、材料表面の腐食やジルカロイ-2被覆管の強度特性の劣化が生じなかったことから、腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等(実海水特有成分)の影響は小さいと考えられる。

CMIR-6で照射したODS鋼被覆管の照射挙動評価

矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.

JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB

安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。

Effect of welding parameters on microstructure and mechanical properties of a friction stir welded 11Cr-ferritic/martensitic steel

佐藤 裕*; 粉川 博之*; 矢野 康英; 関尾 佳弘

Friction Stir Welding and Processing, 7, p.91 - 99, 2013/03

https://doi.org/10.1002/9781118658345.ch10

高速増殖炉用に開発された11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)に先進的固相接合方法である摩擦攪拌接合(FSW)を適用し、強度と組織に及ぼす接合パラメーターの影響を評価した。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアチブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。

Void denuded zone formations under electron irradiation in austenitic stainless steels modified with oversized elements

関尾 佳弘; 山下 真一郎; 坂口 紀史*; 高橋 平七郎

no journal, , 

ボイド核生成や成長の抑制に関する添加元素導入の有効性を評価するうえでは、一般的なボイド径やボイド数密度の比較評価のみならず、空格子拡散係数及び空格子濃度に関する比較評価を行う必要がある。したがって、本研究では、添加元素を加えた場合の空格子拡散係数及び空格子濃度の基合金に対する変化をボイド欠乏帯幅から推測することを目的として、SUS316L鋼, V添加SUS316L鋼及びZr添加SUS316L鋼に対して、450Cでの電子線照射を行った。その結果、ボイド欠乏帯は添加元素の種類に応じて変化し、SUS316L鋼では116nm、V添加SUS316L鋼では95nm、Zr添加SUS316L鋼ではほとんど観察されなかった。このことは、VやZrのオーバーサイズ原子の導入が、空格子とそれらの添加元素との相互作用に関連して、ボイド欠乏帯を狭める役割があることを意味している。このボイド欠乏帯縮小の要因は、添加元素の導入による空格子拡散係数の低下によるものと考えられ、特にZr添加SUS316L鋼においてボイド欠乏帯が観察されなかった要因は、空格子濃度の上昇であることも示唆された。

Integrity assessment of zircaloy fuel cladding tube experienced transient environmental history of spent fuel pool in Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant

関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 佐々木 新治; 小川 竜一郎; 益子 真一; 林 長宏; 井上 利彦; 井上 賢紀; 前田 宏治

no journal, , 

福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災発生に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋内に一定期間のあいだ海水が注入された。本試験では、海水注入を経験した1FSFPに保管されている使用済燃料集合体の長期健全性評価に資するため、1FSFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調整し、この模擬SFP水環境下における使用済ジルカロイ-2燃料被覆管の浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後の表面組織観察を実施した結果、模擬SFP水浸漬による腐食の進行は認められず、強度特性についても引張試験の結果から有意な低下は確認されなかった。