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論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

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

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:27 パーセンタイル:97.79(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

報告書

「常陽」MK-II炉心湾曲反応度解析コードの開発

田渕 士郎; 吉田 昌宏; 青山 卓史; 鳥丸 忠彦

JNC TN9410 99-018, 34 Pages, 1999/09

JNC-TN9410-99-018.pdf:1.49MB

「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的とし、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として過渡時のフィードバック反応度の評価精度向上に関する検討を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、時定数が短いこと、ATWS事象において支配的ではないが比較的大きな成分となること及び解析の不確かさが大きいことから、評価手法確立を目的とした研究を進めてきた。これまで、「常陽」MK-II炉心の炉心管理コードシステムMAGI、ラッパ管温度計算コードTETRAS及び炉心湾曲解析コードBEACONを連動させることにより、全炉心構成要素の詳細な照射・交換履歴を考慮した湾曲解析を行い、集合体残留変位に着目し、計算手法の検討を進めてきた。平成8年度には上記システムによる湾曲量計算値と当該位置の反応度値勾配から湾曲反応度を計算するAURORAコードを導入し、MK-II炉心の湾曲反応度解析を行った。しかし、2次元RZ計算による物質反応度価値マップを入力とするAURORAでは、実際の炉心構成と計算モデルが異なる部分については反応度価値マップを外挿するため、その誤差が計算精度に影響を与えることがわかった。そこで、湾曲解析用に用いたモデルと同等の3次元の物理反応度価値マップを基に湾曲反応度を計算する計算コードARCHCOM(Analysis of Reactivity Change due to Core Mechanics)を作成した。本コードにより、制御棒、照射リグ等燃料領域中に孤立して装荷される集合体及び反応度価値勾配の大きな燃料-反射体境界付近に装荷される集合体の湾曲反応度を適切に計算することが可能となった。

論文

使用済高速炉燃料の崩壊熱

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 有井 祥夫; 鈴木 惣十

日本原子力学会誌, 41(9), p.946 - 953, 1999/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.53(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは、燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため、「常陽」ではオンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し、これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため、原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し、比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに、集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について、炉停止後約24$$sim$$258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し、1.23$$pm$$0.03$$sim$$0.261$$pm$$0.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では、原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い、崩壊熱や核種生成量を評価した結果、炉停止後24$$sim$$258日における崩壊

報告書

「常陽」使用済燃料の崩壊熱の測定評価; 短期間冷却燃料の崩壊熱

鳥丸 忠彦; 吉田 昌宏; 長崎 英明*; 鈴木 惣十

PNC TN9410 98-034, 31 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-034.pdf:0.58MB

「常陽」では使用済燃料集合体の崩壊熱をオンサイトで非破壊のまま測定できる装置を開発し、これを用いて「常陽」MK-II燃料集合体の崩壊熱の実測データを蓄積してきた。これまでは、原子炉容器内の炉内貯蔵ラックで約70日以上冷却した燃料集合体のデータを取得してきたが、今回、データの拡充の観点から、炉内貯蔵ラックで冷却せずに取り出した燃料集合体を用いて冷却期間の短い崩壊熱データを取得した。本研究では、燃焼度が約60GWd/t(集合体平均)の2体のMK-II燃料集合体について、冷却期間が最短で24日の崩壊熱を測定し、ライブラリをJENDL-3.2ベースの高速炉用ライブラリに入れ替えたORIGEN2コードによる計算値との比較を行った。得られた主な結果は以下のとおりである。(1)原子炉停止から24日後の崩壊熱は、約1.25$$pm$$0.03kWであった。(2)ORIGEN2コードによる崩壊熱計算値と測定値の比(C/E)は約0.9であり、C/Eには冷却期間依存性が見られた。(3)照射開始時に1%程度含まれる$$^{239}$$Pu, $$^{241}$$Amの崩壊熱への寄与分は、冷却期間24$$sim$$160日で7$$sim$$19%に達することがわかった。

論文

Measurement and Analysis of Decay Heat of Fast Reactor Spent Fuel

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 野瀬 正一; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), , 

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは,燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため,「常陽」では,オンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し,これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため,原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し,比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに,集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について,炉停止後約24$$sim$$258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し,1.23$$pm$$0.03$$sim$$0.261$$pm$$0.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では,原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い,崩壊熱や核種生成量を評価した結果,炉停止後24$$sim$$258日における崩

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,2; 押出棒・被覆管の製造試験

岡 弘; 丹野 敬嗣; 井上 利彦; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*

no journal, , 

事故耐性に優れる超高温用ODS鋼の開発に向けて、Cr濃度, Al濃度, Zr濃度, 酸素量をパラメータに、メカニカルアロイングと熱間押出により20鋼種の押出棒を製造した。10鋼種については薄肉被覆管とするため4回の冷間圧延試験を実施した。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-26年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,4; 事故時破損限界評価

矢野 康英; 井上 利彦; 大塚 智史; 古川 智弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、事故時を想定した超高温でのリング引張試験技術を確立し、原子力機構で作製した9Cr-ODS鋼被覆管の超高温における引張特性データを取得した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-26年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,3; 高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼被覆管の破損限界評価に向け、同鋼の高温強度特性評価試験を実施している。本報告では、本事業で進めている高温強度特性評価に関わる計画とその進捗状況、ならびに、被覆管用に整備した1000$$^{circ}$$C級のクリープ試験装置に係る技術開発成果について報告する。

口頭

事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,2-1; 事故時破損限界評価

矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 井上 利彦; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 古川 智弘; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; et al.

no journal, , 

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、本公募で作製したAl含有高Cr-ODS鋼被覆管及び既存の高速炉用ODS鋼について、超高温における引張及びクリープ特性データ等を取得した。ここでは、超高温の各種強度試験結果について報告する。

口頭

9Cr-ODS鋼被覆管の高温リング引張時における酸化物粒子の成長

曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 矢野 康英; 皆藤 威二; 鳥丸 忠彦*; 木村 晃彦*; 林 重成*

no journal, , 

高速炉用燃料被覆管として開発した9Cr-ODS鋼被覆管の超高温(1300$$^{circ}$$C)までの引張試験後の引張試験後の組織について、分散粒子の成長に着目し、微細構造解析を実施した。1300$$^{circ}$$Cでの引張試験後のゲージ部の分散粒子は、約200nmまで成長しており、応力負荷のない肩部の組織では変化は認められなかった。強度低下のメカニズムについても報告を行う。なお、本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成27$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

High temperature creep properties of ODS steel cladding for evaluating severe accident

加藤 章一; 古川 智弘; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 岡 弘; 井上 利彦; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高温強度特性及び耐照射スエリング特性の両者に優れていることから、次期Na高速炉の長寿命燃料被覆管材料として期待されている。また、Na高速炉の設計拡張事象(DEC)として、過酷事故の予防や緩和を含んだ過酷プラント状況の制御が挙げられる。この安全評価を実施するためには、ODS鋼燃料被覆管に関する超高温での機械的特性評価が重要である。本研究では、9Cr-ODS, 12Cr-ODS及びFeCrAl-ODS鋼を対象に、650$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの温度範囲で最長60000hのクリープ試験を実施し、クリープ強度特性を評価した

口頭

Transient burst properties of ODS steel cladding for evaluating sever accident

井上 利彦; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; et al.

no journal, , 

高速炉用に開発された9-18-Cr-ODS鋼及び軽水炉でのシビアアクシデント特性に優れるAl添加ODS鋼を用いて、昇温速度0.1-10K/s、試験周応力50-200MPaでの急速加熱バースト試験を行い、熱過渡時の強度特性と変形を評価した。試験の結果、試験周応力と昇温速度が低下すると高い破裂温度を示した。また、Al添加ODS鋼は9Cr-ODS鋼と比較して破裂温度が低下していたが、AlとZrを添加すると急速加熱バースト特性が改善することを確認した。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-5; 既存ODS鋼被覆管の高速炉事故時破損限界評価

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000$$^{circ}$$Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-3; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の破損寿命評価式の策定

矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 上羽 智之; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

no journal, , 

既存高速炉用9/12Cr-ODS鋼に加えて、軽水炉に適用するためにAlを添加し耐水蒸気酸化性を向上させたFeCrAl-ODS鋼について、各種の高温強度試験を実施し、破損寿命評価式を策定した。具体的な試験項目として、超高温クリープ/引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。各種試験結果を踏まえ、損傷メカニズムの観点から、クリープ結果から破損寿命評価式を策定し、累積損傷和(CDF)から式の妥当性を確認した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託事業として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。

口頭

事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-2; FeCr及びFeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性

加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 井上 利彦; 皆藤 威二; 木村 晃彦*; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; 鵜飼 重治*

no journal, , 

事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉および軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。本報では、高速炉用9/12Cr-ODS鋼および軽水炉用FeCrAl-ODS鋼被覆管の高温強度特性について述べる。

口頭

過酷事故炉を対象とした迅速遠隔分析技術開発,6-2; 最小二乗法を用いた模擬デブリ燃料のLIBSスペクトルの解析

赤岡 克昭; 大場 弘則; 若井田 育夫; 大内 敦*; 水迫 文樹*; 栄藤 良則*; 鳥丸 忠彦*

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故で発生した燃料デブリやその他の放射性物質のその場分析は、廃炉措置にとって非常に重要である。そこで、レーザー誘起発光分光法(LIBS)で測定されたU・Zr・Fe混合模擬燃料デブリのスペクトルついて、U, Zr, Fe単体のスペクトルを用いた最小二乗法による解析を実施した。その結果得られた検量線及び解析スペクトルなどについて報告する。

口頭

過酷事故炉を対象とした迅速遠隔分析技術開発,6-1; ファイバー伝送LIBSによる模擬燃料デブリの分析

大場 弘則; 赤岡 克昭; 若井田 育夫; 大内 敦*; 水迫 文樹*; 栄藤 良則*; 鳥丸 忠彦*

no journal, , 

原子力発電所事故で発生した燃料デブリの遠隔検知のために光ファイバー伝送レーザー誘起ブレークダウン分光(ファイバーLIBS)分析技術を開発している。今回、ウラン-ジルコニウム混合模擬燃料デブリの分析にLIBSを適用して定量性の評価を調べた。また、ウラン含有混合反応物についての分析性能を調べた。その結果、ウラン-ジルコニウム重量比に対するスペクトル強度比に良好な相関が得られ、定量分析への一定の見通しを得た。また、ウラン含有混合酸化物ではレーザー照射スポット部位によって組成比が異なることから、SEM-EDSによる元素組成比とLIBS強度比の比較を行ったところ概ね一致することがわかった。

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