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西岡 俊一郎; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; Miradji, F.; 逢坂 正彦
no journal, ,
シビアアクシデント(SA)解析コードを用いた福島第一原子力発電所内炉内のセシウム分布評価への貢献のため、セシウムの鋼材への化学吸着挙動に影響を与える化学的要因を実験的に評価し、それらの化学的要因の影響を考慮できるようにセシウムの化学吸着モデルの改良を行った。改良したモデルの精度は既存のSA解析コードで使用されているモデルと比較して1桁程度向上した。
矢野 康英; 関尾 佳弘; 加藤 章一; 丹野 敬嗣; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.
no journal, ,
ODS鋼は、その高温強度と耐照射性の観点から高速炉の長寿命被覆管として期待されている。被覆管として適用するうえでは、安全設計のために超高温での被覆管の強度データが必要であるが、われわれが報告した超高温での引張データがあるのみである。そこで、事故時の安全設計に資する目的で、超高温でのクリープと様々な昇温速度での急速加熱バースト試験を実施した。9Cr-ODS鋼のクリープ挙動は、通常の耐熱鋼で確認される腰折れが見られなかった。また、PNC-FMS被覆管と比較し、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度は全ての条件で高いことが明らかになった。これらの挙動データを用いて、被覆管の破断評価方法について検討を行った。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
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。
Zr
N under a variety of milling conditions高木 聖也; 原田 誠; 高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料では、燃焼時のスエリング緩和を目的とした低密度燃料の技術開発が必要である。緻密な組織を有しつつ焼結体の密度を低下させるために、適切なポリマー微粒子をポアフォーマ材として用いることが想定されている。本研究では、ポアフォーマ添加による焼結密度制御のための基礎的な知見を得るために、様々な粉砕条件のもとDyZrN模擬窒化物燃料の焼結実験を行った。粉砕には遊星ボールミルを用い、ボール及び粉砕容器の材質として、タングステンカーバイド製(WC)と窒化ケイ素製(Si
N
)の2種類を用いた。粉砕時間は10分150分の間とし、焼結試験は窒素気流中1903K及び1973Kで6時間加熱を行った。粉砕粉末の性状分析の結果、焼結密度への影響が懸念される不純物酸素・炭素濃度の試料間での大きな差異は見られず、比表面積は粉砕時間に比例して増大した。WC製のボール及び粉砕容器を用いた場合、SiNを用いた場合と比較して到達する比表面積は大きくなるが、到達する焼結体密度は小さいことがわかった。これはWCを用いた粉砕では粉末粒子内の歪みの程度が高く、結晶粒成長を阻害していることがX線回折測定により示唆された。
岡 弘; 生澤 佳久; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
In the fast reactor fuel pin design analysis, the cumulative damage fraction (CDF) is applied to predict the fuel pin breach. The objective of this study is to evaluate the reliability of CDF analysis for the prediction of the fuel pin breach. For this objective, the relationship between the CDF analysis and actual occurrence of the fuel pin breach during steady state irradiation was investigated. Six in-reactor fuel pin breaches (20% cold worked D9 steel) have been obtained in the run-to-cladding-breach testing program that was performed in EBR-II. The CDF of each breached pin was calculated by using the in-reactor creep rupture data of D9 steel, the irradiation history of cladding temperature, and gas pressure induced hoop stress. The evaluated CDFs of the breached fuel pins were in the range of 0.7 to 1.4 at the occurrence of the breach. This confirms that the fuel pin breach occurs when the CDF approaches "1".
丹野 敬嗣; 岡 弘; 生澤 佳久; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二; 前田 誠一郎
no journal, ,
Csは揮発性FPであり、高速炉燃料ピン内で高温の炉心部から低温のUO
ブランケットに軸方向移動する。UOブランケットに蓄積したCsは低密度のCs-U-O化合物を形成し、特に高燃焼度では厳しいFCMIを生じることが懸念される。本研究ではCsの軸方向移動とその影響を理解するため、EBR-IIで照射された燃料ピンについて、外径測定とガンマスキャンによるCs軸方向分布測定を実施するともに、計算コードを用いて燃焼によるCs生成量を求め、Csの軸方向分布を定量化した。これらの結果、ブランケット部Cs蓄積位置でFCMIが生じていること、Cs蓄積量に応じて燃料ピンの外径変化が増大していることが分かった。
宮原 信哉*; 有田 裕二*; 大平 直也*; 佐々 敏信; 前川 藤夫; 松田 洋樹
no journal, ,
鉛ビスマス共晶(LBE)合金は加速器駆動システム(ADS)の核破砕中性子ターゲットや冷却材として用いられ、核破砕生成物として多くの元素が生成するため、その放出および輸送挙動を評価することが重要である。そこで、J-PARCのADSターゲット試験施設(TEF-T)のLBEループについて、LBE中に生成する核破砕生成物のインベントリおよび物理化学的組成について検討した。LBE内の核破砕生成物インベントリは、PHITSコードを使用して評価した。LBE中の核破砕生成物の物理化学的組成は、350
C500CのLBE運転温度及びLBE中の酸素濃度10ppb1ppmの条件下、Thermo-Calcコードを用いて計算した。計算の結果、Hg, Tl, Au, Os, Tcの5元素がすべての条件下でLBEに可溶であり、化合物は形成されなかった。Ce, Zr及びYの酸化物はLBE中でCeO, ZrOおよびYOとして安定であることが示唆された。
C by electromagnetic levitation technique福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将
no journal, ,
本研究では、静磁場での電磁浮遊法を用いて10mass%BC含有SUS316Lの密度, 表面張力, 輻射率, 比熱及び熱伝導率を測定した。
小久保 宏紀*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 山野 秀将
no journal, ,
炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の溶融混合物の粘度データはシビアアクシデント解析に必要不可欠である。本研究では、その粘度を計測するために、まず母合金であるステンレス鋼及びニッケルを用いて、粘度計測装置を整備した。
西 剛史*; 太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 山野 秀将
no journal, ,
ステンレス鋼(SS)とBCの合金融体に対して、SS+5mass%BCとSS+10mass%BCの融体の粘度測定をそれぞれ1713Kから1823Kまで、1773K1813Kの温度範囲で実施した。その結果、両者の粘度には違いがなかった。さらに、これらの粘度に対してアレニウス型の相関式を得た。SS融体よりSS+BC合金融体の粘度は高いことがわかった。SS+BC合金融体の粘度はBC成分が増加するにつれて増加することが想定される。
中村 勤也*; 太田 宏一*; 高井 俊秀; 山野 秀将
no journal, ,
本研究は、BC-ステンレス鋼構成物の再分布挙動を深く調べるため、アルゴンガス雰囲気で1500Cで約8分間で電子線マイクロアナライザーを用いて多成分構成物を調べた。その結果、相対的に低密度のボロンが溶融ステンレス鋼の上面に水平方向に針状物質として拡散し(Fe,Cr,Ni)からなる共晶物と共に、高融点(Cr,Fe)Bが生成された。定量分析によれば、ボロン濃度はBC位置からの距離に関わらず水平方向にほぼ均一に分布し、軸方向には底面に向かって単調に減少した。
森本 恭一; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MOXの比熱は熱伝導率の評価や原子炉の過渡事象及び過酷事故の評価において重要となる熱物性値の一つである。本試験ではPuOとUOの影響が同程度に現れると考えられるPu含有率が約50%のMOX試料を用いて、エンタルピーの測定と比熱の評価を行った。試料はUとPu濃度をそれぞれ約50%に調整した硝酸溶液をマイクロ波脱硝で転換した粉末を用い、これを焼結してO/Mを2.00に調整したものである。この試料についてドロップカロリーメータを用いて2000K以上の高温領域でのエンタルピー測定を実施した。また、試料とタングステン製容器の反応を抑制するために測定ではレニウム製内容器を使用した。エンタルピーは温度に対し1900K辺りまでは一定の割合で上昇し、これ以上ではその上昇割合が大きくなった。これは比熱が1900K以上では上昇することを示す。
中野 寛子; 武内 伴照; 大塚 薫; 広田 憲亮; 土谷 邦彦
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では、冷却機能を喪失した炉心で核燃料が溶融・落下し、これにより格納容器内は、窒素, 水素, 水蒸気, 酸素及び核分裂生成物の混合ガス等で暴露されたと推測されるが、混合ガス雰囲気における構造材料の腐食損傷の影響を明らかにされていない。本研究では、1F格納容器相当材として炭素鋼SPV355及びオーステナイト系ステンレス鋼SUS304を選定し、燃料破損時に放出されるヨウ素に着目した過酷事故模擬環境の腐食特性を評価した。まず、TG-DTA装置により、700C及び1000Cのairもしくはair/HO雰囲気に暴露した。次に、I/HO及びI/O/HO雰囲気で1000C
96hの電気炉加熱試験を行った。各試験後、SEM/EPMA表面分析を行った。この結果、air及びair/HO雰囲気暴露試験後の試料表面には均一な酸化皮膜が形成された。一方で、I/HO及びI/O/HO雰囲気では、各試料表面に厚みの不均一な腐食生成物が形成され、剥離しやすいことが観測されたことから、ヨウ素含有条件において腐食が促進される傾向にあることが示唆された。
菊地 晋; 山野 秀将
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の仮想的過酷事故条件では、炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)との共晶反応が発生する恐れがある。ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の評価において、当該共晶反応の挙動を解明することは非常に重要である。BC-SS共晶反応の速度論的特徴を明らかにするための第一段階として、それぞれの試薬を用いたTG-DTA測定を実施し、基礎的な情報を取得するとともに熱分析容器の適用性を確認した。共晶反応を対象とする場合、アルミナ容器が適用可能であることを確認した。また、昇温速度を変えたDTAデータをもとにKissinger法を用いて速度論パラメータを見積もった。
武内 伴照; 中野 寛子; 大塚 薫; 広田 憲亮; 土谷 邦彦
no journal, ,
ステンレス鋼は腐食環境下で引張応力が存在すると、材料本来の強度よりも低い応力で割れが発生する応力腐食割れ(SCC)現象を引き起こすことが古くから知られている。SCCは、材料, 環境, 応力の三つの要素が揃った時に発生すると考えられているが、その発生メカニズムはまだ十分理解されていない。本研究では、溶存酸素および水素濃度に着目して、ステンレス鋼の原子炉炉水環境における応力腐食割れ感受性を調べた。試験には、AISI316ステンレス鋼を供し、オートクレーブ装置を備えた高温高圧水ループ装置でSSRTを行った。溶存酸素濃度は1,10,50,80,100ppb、溶存水素(DH)は0または500ppbに制御した。SSRTは、325Cおよび15MPaで510
mm/分のひずみ速度で行った。DHが0ppbの時、DOが100および80ppbで約590MPaの引張強さであったが、DOが50, 10および1ppbでは約20MPa減少した。一方、DHが500ppbの時、DOが80ppbで約590MPaの引張強さであったが、DOが50, 10, 1ppbでは約2030MP減少し、DOが100ppbでは40MPa減少した。この結果は、水素によるSCCが溶存酸素濃度の影響を強く受けることが示唆された。
小笠原 亨重*; 関口 裕真*; 寺井 隆幸*; 河村 弘*; 土谷 邦彦; 渡邊 崇*
no journal, ,
次世代の新型原子炉の一つに溶融塩炉が提案されている。液体燃料を用いることで炉構造の簡素化や燃料成型プロセスの省略、オンサイトでの燃料塩再処理などを可能とするが、まだ基礎研究段階にある。本研究では、炉材料候補のNi基合金のフッ化物溶融塩(FLiNaK)に対する耐食性を評価した。腐食試験は、Ni基合金としてInconel 600相当合金を試料とし、He + 1% Hの還元性雰囲気で650Cにて100500時間とした。試験終了後、試料表面の塩を洗浄し、試料断面部を研磨した後、XRD, XPS及びSEM/EDXによる表面分析を行った。この結果、XPS分析の結果、試料表面の化合物には酸素が含まれていることが分かった。また、XRD分析の結果、試料表面の化合物はLiCrOであり、腐食による金属の格子定数の減少が観測された。さらに、SEM/EDX分析により、表面から数十
mの領域に空孔が観測され、Crの溶解及びNiの再結晶に起因する空孔付近の高Ni濃度を有する領域も観測された。これらの分析結果により、FLiNaKに対するNi基合金の腐食特性を考察した。
Afiqa, B. M.; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 黒崎 健*
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故時に海水注入されたことによりストロンチウム(Sr)は揮発性の化合物を生成し、燃料からの放出が促進された可能性がある。これらの揮発性のSr蒸気種はステンレス鋼(SS)と高温で化学反応する可能性があることから、炉内のSr分布を評価する上で化学吸着挙動は重要である。そこで、海水注入により生成したと考えられるSrCl蒸気種のSS304への化学吸着挙動を明らかにするため、化学吸着再現実験を実施し、SS304表面に生成した化合物を分析した。この結果、安定なSr-Si-O化合物がSS304表面に形成していることが分かった。
Cm-doped nitride induced by self-irradiation damage at room temperature高野 公秀; 高木 聖也
no journal, ,
核変換用窒化物燃料の特性把握の一環として、燃料製造後の室温保管中の
線自己照射損傷による結晶格子とバルクの膨張に関する相関データを取得した。ZrNを不活性母材とした(Pu,Cm,Zr)Nで表される窒化物燃料ペレットを作製し、室温での格子定数とペレット寸法を3000時間以上に渡って繰り返し測定することで、経時変化を比較検討した。格子定数変化はモデル式によく則っており、0.49%膨張して一定値に飽和した。この値は過去に取得したCmNの値(0.43%)より大きい。その主要因として、格子定数の小さいZrNと固溶体化したことで金属原子密度が増大したことが考えられる。一方、ペレット寸法(直径及び高さ)は格子定数とほぼ同期して膨張し、0.5%強に飽和した。この類似性から、室温におけるペレット寸法変化の主要因は、フレンケル欠陥蓄積による結晶格子膨張であることがわかった。
高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)のリサイクルは原子力の持続的利用における重要課題の一つであり、我々は核変換用窒化物燃料サイクルの研究開発を実施してきた。燃料はPuとMAの窒化物をZrNまたはTiNの母材で希釈した化学形態であり、乾式再処理によってMAをリサイクルする概念である。MA酸化物からの窒化物合成と燃料ペレット焼結は小規模試験で実証済みである他、熱伝導率や熱膨張率等の物性データを取得しデータベース化を進めてきた。これらの経験と知見に基づき、現在は工学規模の研究開発へと段階を進めようとしているところである。燃料製造に関しては、ゾルゲル法の適用や
N同位体濃縮窒素ガスの経済的利用に挑戦的な技術開発項目として取り組んでいる。一方で、窒化物燃料用のふるまい解析コードの開発・改良が重要課題であり、取得済みデータの反映に加えて熱機械特性や蓄積ヘリウムの影響、被覆管との両立性に関するデータ取得に取り組んでいるところである。
C in the solid state高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
no journal, ,
This study describes estimation results of thermophysical properties of stainless steel containing 10mass% boron carbide (10mass%BC-SS) in the solid state. 10mass%BC-SS eutectic sample was synthesized using induction heat with suction method. Homogeneity of the sample was evaluated by chemical composition analysis, metal structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). Specific gravity and specific heat were evaluated up to 1000C. These measurements proved that the specific gravity in our sample was decreased and the temperature dependence of the specific gravity, along with the elevation of temperature, became gradual compared to that of grade type 316L stainless steel (SUS316L) used as a reactor material by addition of BC. The specific heat became slightly bigger than that of SUS316L by addition of BC and showed similar temperature dependence up to 800C.
佐藤 拓未; 平田 直哉*; 及川 勝成*; 永江 勇二; 倉田 正輝
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故では、溶融燃料は遅い凝固過程を経て成分偏析が発生していると考えられる。本研究では、溶質分配にScheilモデルを使用し、熱力データをCALPHADでの計算値を用いることで、凝固・分配挙動を再現し、溶融燃料の偏析挙動の予測を行った。本解析では、デブリ酸化物の主成分となるUO-ZrO-FeO系にて解析を行った。解析の結果、凝固初期部の壁面部にUO, ZrOが濃化し、FeOは凝固後期部の中心部で著しく濃化する結果となった。また、種々の冷却条件下での解析結果より、凝固速度が速く、凝固界面部での流速が遅い場合、成分偏析が抑制される傾向があることがわかった。