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論文

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

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

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1000$$^{circ}$$C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。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$C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$$alpha$$から$$gamma$$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。

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Analyses of deformation and thermal-hydraulics within a wire-wrapped fuel subassembly in a liquid metal fast reactor by the coupled code system

上羽 智之; 大島 宏之; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 317, p.133 - 145, 2017/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ワイヤスペーサ型高速炉燃料集合体における燃料ピンバンドル変形挙動と冷却材熱流動挙動の解析を、ピンバンドル変形解析コードのBAMBOOと熱流動解析コードのASFREを連成させることにより行った。連成解析の結果、スエリングやクリープによってBDIが生じたピンバンドル変形の影響により、集合体内の冷却材の径方向温度分布は平坦化する方向に変化することが示された。このような温度分布の平坦化は、BDIが厳しくなる前の段階においても、ワイヤ張力が原因で生じるピンの湾曲変形により、僅かではあるが生じることも示された。また、ワイヤピッチに依存してピンバンドルの変形状態が変わるが、これによる熱流動への影響についても考察した。

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:9 パーセンタイル:4.24(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。

論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

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

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

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 800$$^{circ}$$C 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 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.

論文

Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel

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

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12

BB2015-1727.pdf:6.74MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$$^{circ}$$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。

報告書

高速炉燃料集合体におけるBDI挙動評価手法の開発; 炉外バンドル圧縮試験技術の改良

東内 惇志; 石見 明洋; 勝山 幸三; 上羽 智之; 市川 正一

JAEA-Technology 2015-057, 72 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-057.pdf:36.91MB

高速炉の炉心燃料集合体では、燃焼度が高くなると燃料ピン束とラッパ管の機械的相互作用(BDI)が発生する。高速炉燃料の高性能化に向けて、太径燃料ピンのBDI挙動を予測することが必要になることから、照射燃料集合体試験施設(FMF)において太径燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験手法を確立した。これまでに「常陽」や「もんじゅ」の細径燃料ピン、FFTF炉仕様の燃料ピンを対象とした炉外バンドル圧縮試験を実施してきたが、ホットイン後においても従来と同様の炉外バンドル圧縮試験を行うため、バンドル圧縮試験装置をセル外に設置し、圧縮の都度バンドル試験体をセル内に搬入し、X線CT検査装置により内部観察を行う新たな試験手法を確立した。本技術開発によりセルのホットイン後においても炉外バンドル圧縮試験を実施できることを確認した。本技術は、高速炉燃料の健全性評価、BDI解析コードの検証に加え、安全設計ガイドラインの具体化に向けた検討に反映可能である。また、フランスで開発が進められている技術実証炉「ASTRID」のBDI挙動評価にも反映が期待できる。

論文

Development of numerical simulation system for thermal-hydraulic analysis in fuel assembly of sodium-cooled fast reactor

大島 宏之; 上羽 智之; 橋本 昭彦*; 今井 康友*; 伊藤 昌弘*

AIP Conference Proceedings 1702, p.040011_1 - 040011_4, 2015/12

原子力機構では、様々な運転条件下における高速炉燃料集合体内熱流動現象の解明を目的として、3つの熱流動解析プログラムと1つの変形解析プログラムで構成するシミュレーションシステムの開発を進めている。ここでは、システムを構成する各プログラムの数値解析手法と妥当性確認の概要を示す。

論文

Development of a mixed oxide fuel pin performance analysis code "CEDAR"; Models and analyses of fuel pin irradiation behavior

上羽 智之; 水野 朋保; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 280, p.27 - 36, 2014/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

「CEDAR」はFBR用MOX燃料ピンの照射挙動を解析することを目的として開発した解析コードである。本コードは被覆管と燃料内のそれぞれ応力-歪み状態や燃料ペレットと被覆管との機械的相互作用(PCMI)を適切に解析するため、機械計算部にFEMを適用した。更に、燃料ピンの照射挙動を機構論的に解析するため多くの主要な照射挙動モデルを統合した形で導入し、これにより実際の燃料ピン照射挙動を忠実に表現できる。コードの解析機能は、燃料ペレット温度, FPガス放出率, ピン外径変化の解析結果が実測データを適切に再現できることを確認することで検証した。燃料ピンの照射挙動として、Amの再分布、PCMI, JOG形成等の機構について、照射試験燃料ピンの挙動解析を通して解釈した。

論文

Verification of the FBR fuel bundle-duct interaction analysis code BAMBOO by the out-of-pile bundle compression test with large diameter pins

上羽 智之; 伊藤 昌弘*; 根本 潤一*; 市川 正一; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.552 - 556, 2014/09

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

バンドル-ダクト相互作用(BDI)解析コードBAMBOOを、太径ピンの炉外バンドル圧縮試験の結果を用いて検証した。太径ピンの外径は8.5mmと10.4mmであり、原型炉の高度化炉心とFaCTで検討している実証炉や実証炉のピン径に相当する。バンドル圧縮試験では、X線-CT技術により圧縮中のバンドルの横断面CT画像を取得した。このCT画像を解析し、ピン-ダクト間距離やピン-ピン間距離を評価した。検証ではBAMBOOコードの炉外バンドル圧縮試験解析結果とCT画像解析による評価結果とを比較した。比較の結果、BAMBOOコードは、ピン湾曲と被覆管の変形をBDI条件下での主要な変形機構と仮定することにより、太径ピンのBDI挙動を適切に予測できることが分かった。

報告書

炉外バンドル圧縮試験による太径ピンバンドルのBDI評価

上羽 智之; 市川 正一; 勝山 幸三

JAEA-Research 2013-039, 25 Pages, 2014/02

JAEA-Research-2013-039.pdf:19.15MB

高速増殖炉の炉心燃料集合体における燃料ピンとダクトとの相互作用:BDI(Bundle-Duct Interaction)は、燃料燃焼度を制限する因子の一つである。したがって、高燃焼度化を指向する「もんじゅ」高度化炉心やFaCT(高速増殖炉サイクル実用化研究開発)プロジェクトの高速実証炉では、BDIが重要な評価項目となる。これらの炉心燃料には、太径仕様の燃料ピンを用いることから、そのBDIの評価を目的として$$phi$$8.5mmと$$phi$$10.4mm仕様の太径ピンの炉外バンドル圧縮試験を実施した。試験ではX線CT(コンピュータ・トモグラフィ)技術を適用し、BDI発生時のバンドル横断面画像(CT画像)を取得した。本研究は、このCT画像を数値解析しBDIが生じた太径ピンバンドルの変形を評価することにより、太径ピンバンドルの変形は、現行の細径ピンバンドルの場合と同様に、ピンの湾曲と被覆管の扁平化に支配されることを明らかにした。また、太径ピンバンドルにおいても細径ピンバンドルと同様に、被覆管の扁平化がピン-ダクトの接触時期を遅らせるBDI緩和の主要機構となることを確認した。

報告書

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。

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。

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