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論文

New precise measurement of muonium hyperfine structure interval at J-PARC

上野 恭裕*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 238(1), p.14_1 - 14_6, 2017/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:90.77

MuSEUM is an international collaboration aiming at a new precise measurement of the muonium hyperfine structure at J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex). Utilizing its intense pulsed muon beam, we expect a ten-fold improvement for both measurements at high magnetic field and zero magnetic field. We have developed a sophisticated monitoring system, including a beam profile monitor to measure the 3D distribution of muonium atoms to suppress the systematic uncertainty.

論文

New muonium HFS measurements at J-PARC/MUSE

Strasser, P.*; 青木 正治*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 啓一*; 伊藤 孝; 岩崎 雅彦*; et al.

Hyperfine Interactions, 237(1), p.124_1 - 124_9, 2016/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:92.96

At the Muon Science Facility (MUSE) of J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex), the MuSEUM collaboration is planning new measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium both at zero field and at high magnetic field. The previous measurements were performed both at LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility) with experimental uncertainties mostly dominated by statistical errors. The new high intensity muon beam that will soon be available at MUSE H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation, and the results of a first commissioning test experiment at zero field are presented.

論文

Effects of manufacturing process on impact properties and microstructures of ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.480 - 485, 2014/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:68.92(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化物分散強化型(ODS)鋼は中性子照射下でのスエリング耐性と機械的性質に優れるため、高温での中性子重照射に耐えられる材料として期待されている。原子力機構では9-12Cr-ODS鋼を高速炉燃料被覆管の候補材料に位置付けており、核融合炉ブランケット材料に適用できる可能性もある。本研究ではプレミックスおよび完全プレアロイの2種類のODS鋼を試作し、引張試験、クリープ試験、シャルピー衝撃試験および組織調査を実施した。完全プレアロイODS鋼はプレミックスODS鋼と比較して優れた衝撃特性を示し、これは完全プレアロイ法の適用による組織の均一性(介在物や空隙の減少)の向上によるものであることが分かった。完全プレアロイODS鋼の引張強度とクリープ強度はプレミックスODS鋼と同程度であったが、延性は完全プレアロイODS鋼の方が優れていた。

論文

Microstructure characterization of oxide dispersion strengthened steels containing metallic chromium inclusions after high-temperature thermal aging

大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二; 田中 健哉

Materials Transactions, 54(10), p.2018 - 2026, 2013/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.72(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のBOR-60照射試験で生じた特異な組織変化(不定形で粗大な析出物の形成)の再現試験として、金属Cr介在物を含有する9Cr-ODS鋼の高温長時間熱時効試験、及びその後の組織調査を実施した。750$$^{circ}$$C, 8000時間の時効により、金属Cr介在物周辺に不定形で粗大な析出物が形成し、特異な組織変化を再現することができた。エネルギー分散型X線分析装置(EDX)及び電子線後方散乱回折装置(EBSP)を用いた分析により、不定形粗大析出物はM23C6と同定した。

論文

Microstructure and high-temperature strength of high Cr ODS tempered martensitic steels

大塚 智史; 皆藤 威二; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S89 - S94, 2013/09

 被引用回数:13 パーセンタイル:76.19(Materials Science, Multidisciplinary)

11-12CrODSマルテンサイト鋼の試作試験を実施した。試作材について、高温XRD, EPMA及び金相観察に基づくフェライト/マルテンサイト2相組織の定量評価を実施した。Crの増量による残留$$alpha$$フェライト相の過度な形成は、変態の駆動力評価に基づいて化学組成を調整することにより抑制できることがわかった。適度な残留$$alpha$$フェライトを含む11CrODSマルテンサイト鋼の製造に成功した。製造まま材の機械的特性評価を実施した結果、9Cr-ODS鋼と同等の高温クリープ強度を有していることがわかった。引張特性については、延性は9Cr-ODS鋼と同等であるが、0.2%耐力は低めとなった。

論文

Evaluation of mechanical properties and nano-meso structures of 9-11%Cr ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.568 - 574, 2013/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:73.42(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では9Cr及び11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼の強度試験と微細組織評価を行い、高温強度向上の観点から、11Cr-ODS鋼の化学組成について検討した。11Cr-ODS鋼の残留$$alpha$$フェライト割合は状態図に基づいた組成選択を行うことで、優れた高温強度を有する9Cr-ODS鋼と同レベルに制御することができた。引張強度はWを2.0wt%から1.4wt%に減量したことで低下した。一方、973Kにおけるクリープ強度はW減量によって低下しなかった。引張強度とクリープ強度はナノサイズの酸化物分散粒子の数密度とともに増加した。X線小角散乱解析の結果より、チタンと過剰酸素の濃度がナノ酸化物粒子の分散状態を改善する重要なパラメータであることを示した。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for SFR high breeding cores

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-012, 13 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-012.pdf:2.34MB

中空ペレットを用いた混合酸化物(MOX)燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼被覆管による燃料ピンは、実用化ナトリウム冷却高速炉の有望な燃料概念である。この燃料概念を標準の低増殖炉心、break-even炉心((高速炉)平衡期炉心)、高増殖炉心に適用することが検討されている。高増殖炉心における燃料ピンの定常運転時の照射挙動を理解するため、U,Pu酸化物燃料とマイナーアクチニド含有燃料の照射挙動計算を、原子力機構で開発した燃料ピン挙動解析コード"CEDAR"を用いて実施した。燃料温度履歴、燃料と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を評価した結果、本研究で検討した燃料仕様と照射条件において、MOX燃料ピンは250GWd/tまで健全に照射できる見通しが得られた。また、$$phi$$10.4mmの太径ピンでは、問題となるような挙動は解析されなかった。MA含有燃料の温度は、(U,Pu)酸化物燃料よりも高くなる傾向が示されたが、MAによる燃料挙動への影響は限定的であるという評価結果となった。

報告書

Fast reactor fuel pin behavior analyses in a LOF type transient event

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-011, 10 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-011.pdf:2.02MB

燃料中心温度や被覆管最高温度のように、過渡事象時の高速炉燃料ピンの健全性に影響する因子を評価するため、燃料解析コード"CEDAR"による照射挙動評価を実施した。冷却材喪失型(LOF)の過渡事象時における燃料ピンの温度履歴を、炉心過渡計算コード"HIPRAC"に導入した2通りのギャップコンダクタンスモデル(Ross&Stoute型のギャップコンダクスタンスモデル及び一定のギャップコンダクタンスモデル)に基づき計算した。被覆管最高温度と被覆管周辺の冷却材温度は、Ross&Stouteモデルではギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することにより、一定のモデルを用いる場合よりも低く計算された。これより、一定のギャップコンダクタンスモデルによる炉心過渡計算では、現実的なRoss&Stouteモデルを用いる場合よりも、被覆管と冷却材温度の評価結果は保守的になることが示された。

報告書

Fuel temperature analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-010, 17 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-010.pdf:2.46MB

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力国際フォーラム(GIF)において、有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料の一つである。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して、挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。原子力機構においても、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を簡易計算プログラムにより実施した。燃料へのナトリウム侵入を考慮した実効熱伝導度による燃料軸方向温度分布は、照射後の実際の燃料組織と良く整合する結果となった。これより、ナトリウム侵入を考慮した燃料実効熱伝導は、照射挙動評価に適すると考えられる。

報告書

Fuel temperature analyses at overpower of metallic fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-009, 12 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-009.pdf:1.3MB

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)において有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料である。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。過出力事象時の温度解析は燃料健全性評価上重要であるため、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を原子力機構で開発した簡易計算プログラムを用いて実施した。過出力事象時の最大出力、すなわち定常運転時の110-120%の出力条件において、燃料温度は最高で1100Kと評価され、燃料溶融が回避できることが示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pins for startup core of a demonstration SFR

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-007, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-007.pdf:1.69MB

耐スエリング性の優れるオーステナイト鋼であるPNC316は、ナトリウム冷却高速実証炉(SFR)の初期炉心の被覆管候補材料である。PNC316被覆管と(U,Pu)酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を、燃料挙動解析コードCEDARにより解析した。この解析により、燃料温度履歴、燃料と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を評価した。評価の結果、燃料ピンはピーク燃焼度100GWd/tまで健全性が確保されることが示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of MA bearing oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-006, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-006.pdf:1.72MB

実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料概念として、マイナーアクチニド(MA)を含有した酸化物燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンが、TRU均質リサイクル計画で検討されている。軽水炉(LWR)から高速炉への移行期間において、LWRの使用済燃料からTRUを抽出する場合、燃料中のMAの含有量は5wt%と評価された。この条件で、燃料温度と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を燃料挙動解析コード"CEDAR"で解析し、高燃焼度条件での(U,Pu)酸化物燃料及びAmを添加した酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を評価した。また、被覆管の内圧履歴や照射後の変形プロファイルを評価した。

報告書

Irradiation behavior analyses of oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-005, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-005.pdf:1.7MB

中空ペレットを用いた混合酸化物(MOX)燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンは、実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の有望な燃料概念である。(U,Pu)酸化物燃料とAm添加の酸化物燃料による中空ペレットを用いたMOX燃料ピンの高燃焼度条件への適用性について、原子力機構で開発した燃料ピン挙動解析コード"CEDAR"を用いて評価した。燃料温度履歴、被覆管変形履歴、照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、被覆管内圧履歴と照射後の被覆管変形プロファイルの評価結果から、製造時の燃料ピンギャップ幅が十分に設けられていることにより、燃料-被覆管機械的相互作用(FCMI)は顕著にならないことも示された。

報告書

Irradiation behavior analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-004, 16 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-004.pdf:1.52MB

ナトリウム高速冷却炉(SFR)の開発では、混合酸化物(MOX)燃料の副概念として、U-Pu(TRU)-Zを成分とする金属燃料スラグと酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)を用いた燃料ピンが検討されている。この燃料ピンの高燃焼度への適用性について、原子力機構で開発した簡易プログラムを用いて評価した。燃料温度履歴,ギャップ幅履歴,照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、プレナムガス圧履歴と照射後の被覆管の変形プロファイルの評価結果から、燃料ピンのガスプレナム体積を十分に確保しているため、ガス圧による被覆管の変形が生じないことも示された。0.4wt%のAm添加燃料では、燃料中心温度の上昇が計算されたが、U-Pu-Zr燃料と比較してこの温度上昇分はわずかであった。

論文

Investigation of the cause of peculiar irradiation behavior of 9Cr-ODS steel in BOR-60 irradiation tests

大塚 智史; 皆藤 威二; 矢野 康英; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 上羽 智之; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(5), p.470 - 480, 2013/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:29.69(Nuclear Science & Technology)

BOR-60において9Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンを含む4体の集合体の照射試験を実施した。4体の中で最高の燃焼度(ピーク: 11.9at%)及び最高照射量(ピーク: 51dpa)を達成した試験集合体は燃料破損等の問題なく、無事照射試験を完了することができた。これにより9Cr-ODS鋼被覆管としてのチャンピオンデータを取得することに成功した。一方、ピーク燃焼度10.5at%、ピーク照射量44dpaに達した試験集合体で9Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンの破損が生じた。破損部近傍には特異な組織変化が生じていた。これら特異な照射挙動の原因究明を進めた結果、照射試験に供した9Cr-ODS鋼被覆管には超音波探傷検査で検知できなかった金属Cr介在物が存在し、これにBOR-60の高温照射が重畳したことが原因であることがわかった。

論文

ODS cladding fuel pins irradiation tests using the BOR-60 reactor

皆藤 威二; 矢野 康英; 大塚 智史; 井上 賢紀; 田中 健哉; Fedoseev, A. E.*; Povstyanko, A. V.*; Novoselov, A.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(4), p.387 - 399, 2013/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:63.75(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度燃料被覆管候補材として原子力機構で開発を進めている9Cr, 12Cr-ODS鋼の照射挙動を把握し、燃料被覆管としての適用性を判断するために、BOR-60で燃焼度11.9at%,照射量(はじき出し損傷量)51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施した。その結果、ODS鋼被覆管の燃料共存性,寸法安定性等に関する優れた特性や、同じく原子力機構で開発したPRW法による端栓接合部の健全性が確認できた。その一方で、9Cr-ODS鋼燃料ピン1本で破損が発生するとともに、破損部近傍で組織の不均一や粗大な析出物の発生が認められた。本論文では、得られた照射データの評価や特異な照射挙動の原因について検討した結果を述べる。

論文

Irradiation performance of oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic steel claddings for fast reactor fuels

皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03

高燃焼度燃料被覆管候補材料として原子力機構で開発を進めているODSフェライト鋼被覆管の照射特性を把握し、高速炉燃料としての適用性を判断するために「常陽」とBOR-60で照射試験を実施した。「常陽」では、照射温度693から1108Kの範囲で照射量33dpaまでの材料照射試験を実施し、照射後の強度特性や組織安定性等に関するデータを取得した。BOR-60では、燃焼度11.9at%、照射量51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施し、燃料との共存性(被覆管内面腐食)や寸法安定性に関するデータを取得した。これらの結果から、ODSフェライト鋼被覆管の高速炉燃料としての優れた照射特性が確認できた。本論文では、これら照射試験で得られたODSフェライト鋼被覆管の照射特性について評価した結果を述べる。

論文

Fast breeder reactor core concept for heterogeneous minor actinide loading

大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 田中 健哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.59 - 71, 2013/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.78(Nuclear Science & Technology)

As an alternative method to the homogeneous minor actinide (MA) recycling in fast breeder reactors, a heterogeneous MA loading core concept using a highly concentrated americium (Am)-containing fuel (Am target) is proposed. The Am content (with a small amount of curium) in the heavy metal is assumed to range from 10 to 20 wt% in accordance with the target development scope. A mixed oxide fuel that contains uranium, plutonium, and neptunium is chosen as the base material of the target, so that the targets can generate a level of power equivalent to that of the driver fuels. It was found that a ring-shaped arrangement of Am targets between the inner and outer core regions exhibits a favorable MA transmutation performance without any significant deterioration in the core neutronic characteristics, in comparison with those of a reference homogeneous MA loading case. It should be noted that the Am targets in this loading arrangement can contribute to the suppression of the core power distribution change along with burnup. A series of core designs, including core neutronics, thermal hydraulics, and fuel integrity evaluations, was also carried out for a representative Am target loading case. The design feasibility of the heterogeneous target loading core has been enhanced.

論文

Effects of neutron irradiation on tensile properties of oxide dispersion strengthened (ODS) steel claddings

矢野 康英; 小川 竜一郎; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 419(1-3), p.305 - 309, 2011/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:76.2(Materials Science, Multidisciplinary)

高速実験炉「常陽」のCMIR-6で照射したODS鋼被覆管のリング引張特性に及ぼす照射効果に関して調査を行った。照射条件範囲は、照射温度693$$sim$$1108Kと照射量16$$sim$$33dpaであった。照射温度923K未満では強度特性に変化は見られなかったが、1023Kでは20%の強度低下が見られた。一方、照射後の一様伸びは、すべての照射条件で2%以上確保されていた。本照射条件範囲ではODS鋼被覆管は、一般的な11Crフェライト/マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管と比較しても優れた引張特性を維持していることが明らかになった。

論文

Oxide fuel fabrication technology development of the FaCT project, 5; Current status on 9Cr-ODS steel cladding development for high burn-up fast reactor fuel

大塚 智史; 皆藤 威二; 矢野 康英; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 上羽 智之; 小山 真一; 田中 健哉

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

9Cr及び12Cr-ODS鋼被覆管の炉内健全性評価結果についてまとめた。9Cr及び12Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンの照射試験を実施し、ピーク燃焼度11.9at%、ピーク照射量51dpaまでの照射を健全に完了し、ODS鋼被覆管燃料ピンとしてのチャンピオンデータを取得することができた。一方で、ピーク燃焼度10.5at%まで照射したもう一体の集合体において、12Cr-ODS鋼燃料ピンは健全に照射を完了したが、9Cr-ODS鋼燃料ピン1本の破損が生じた。破損部の組織調査を実施した結果、不定形の粗大析出物が形成した特異な組織変化が認められた。この9Cr-ODS鋼における燃料破損と特異な組織変化の原因究明を進めた結果、超音波探傷検査で検知できなかった金属Cr介在物が9Cr-ODS鋼被覆管中に存在し、これに高温照射が重畳したことが原因であることが判明した。次のステージ(2011-2013)では、製造プロセス中で単体金属元素粉末の取り扱いを行わない完全プレアロイ法による均質被覆管の製造技術開発を行うこととした。

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