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鈴木 恵理子; 小河 浩晃; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 逢坂 正彦; 山下 真一郎; 栗芝 綾子*; 遠堂 敬史*; 磯部 繁人*; 橋本 直幸*
no journal, ,
軽水炉シビアアクシデント時に生じるセシウムの構造材への吸着現象を詳細に調べるため、XPSやTEMによるミクロレベルでの元素分布測定を行った。その結果、化学組成が異なるCs-(Fe)-Si-O化合物が分布している可能性が示された。
とGdO
の固溶体形成のその場観察土持 亮太; 菅田 博正*; 砂押 剛雄*
no journal, ,
MOX燃料ペレットの焼結時に、UOとPuOの固溶反応が進行するが、どの温度で、どの程度の速さで固溶するか分かっていない。本研究では、UOとPuOの模擬物質として、CeOとGdOを用いたコールド試験を実施し、固溶の進行のその場観察を行った。初めに、熱膨張測定装置で室温から1923Kまで等速度昇温し、収縮率測定を行い、1213Kと1600Kに極大をもつ二つの収縮帯が得られた。1213Kと1600Kで240分保持して高温X線回折測定を行ったところ、1213Kでは固溶の進行は確認されず、1600Kでは固溶の進行が確認された。1213Kに極大をもつ収縮帯は、初期焼結による収縮であり、1600Kに極大を持つ収縮帯は中期-後期焼結による収縮であることが示唆された。
成川 隆文
no journal, ,
ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故時急冷破断限界が有する不確かさの定量化及び低減手法開発に関するこれまでの研究成果概要を第7回(平成30年度)日本原子力学会核燃料部会賞(奨励賞)受賞講演として口頭発表する。
山下 晋; 吉田 啓之
no journal, ,
物理化学的・材料科学的知見に基づいて溶融移行挙動を推定するため、多相多成分熱流動解析コードJUPITERに対し、共晶反応モデル及び水-ジルコニウム反応による酸化膜成長・発熱モデルを組込んだ。燃料集合体内模擬構造物の溶融挙動解析 に適用し、共晶反応による液相化や酸化膜の成長やそれに伴う発熱などを考慮した評価が可能な見通しを得た。
山下 健仁; 瀬川 智臣
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターでは、高速炉用燃料製造の粉砕混合(均一化混合)工程において、ボールミルを用いてMOX粉末を均一化混合している。設備の更新に伴い、取扱量を現行の40kg MOXから10kg MOXに縮小するため、ボールミルの小型化が求められている。そこで本研究では、「既設ボールミルと同等の性能を得られる「小型化ボールミルの設計条件」を見出す」ことを目的とし、粉体シミュレーションによる解析並びにコールド試験として高速度カメラによるボール挙動の可視化試験をした。粉体シミュレーションによる解析の結果、ボールミルを小型化しても回転数を増やすことで既設ボールミルと同等の性能が得られることを確認した。また、コールド試験の結果、ボールミル内のボール挙動は解析結果と概ね一致することが明らかとなった。これにより、小型化ボールミルにおいても、既設ボールミルと同等の性能を得ることが可能であることを確認した。
高木 聖也; 高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイドの核変換を行うための窒化物燃料に関して、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Dy
Zr
N模擬窒化物燃料の焼結実験を行った。模擬窒化物燃料の焼結密度は粉砕粉末の比表面積増加に伴い上昇するが、粒内の歪み増加に伴い焼結密度が減少する傾向が確認できた。
能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 浅野 隆
no journal, ,
原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターでは福島第一原子力発電所における燃料デブリ中の核燃料物質(Pu及びU)定量技術へのパッシブ中性子法の適用性評価を実施している。本件では収納容器内の空間を単一セルにてセグメント化し、各単一セルにマテリアル(照射後燃料, 構造材, 水など)をランダムに配置した不均質モデルを用いてシミュレーションを行い、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」を推定した。評価の結果、「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、湿式貯蔵では最大約8%、乾式貯蔵では最大約4%となり、その主要な不確かさの要因が水分含有率の変動であることを確認した。このことから、本手法は、乾式貯蔵への適用性が高く、湿式貯蔵のように収納容器内の水分含有量が変動する場合には、比較的大きなバイアスが発生する恐れがあるため、留意する必要がある。なお、この「パッシブ中性子法の総合的な不確かさ」は、
線計測などにより得られる燃料組成の不確かさや燃料デブリを模擬した標準試料を準備することの難しさに起因する校正の不確かさが含まれていない。このため、実測とシミュレーションを組み合わせるなど校正の不確かさを最小とするとともに、他の非破壊測定技術と組み合わせた統合型検出器の構築に向けた検討を行う必要がある。
田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹
no journal, ,
軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。
岩佐 龍磨
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の減容化・有害度低減のために、ADS (accelerator driven system)によるマイナーアクチノイド(MA)の核変換が検討されている。この際MAを添加して用いる燃料としては窒化物燃料が考えられており、MA添加窒化物燃料の詳細な基礎物性データの取得が必要である。燃料の重要な物性値の一つとして融点が挙げられるが、窒化物燃料は高融点であることから通常の方法では測定が困難である。そこで本研究では、非接触かつ、試料が容器と反応することのない無容器での測定が可能な、レーザーによる局所加熱と放射率測定を組み合わせた融点測定手法に着目した。放射率については、装置の拡張性の観点から、分光器を用いた測定システムを構築して測定に用いた。測定試料には、窒化物燃料の不活性母材となるZrN及び、MAの模擬物質であるErNを固溶させた(Er,Zr)Nを使用した。耐圧セル中で窒素分圧を上げ、連続レーザーによる予備加熱を行った結果、それぞれの試料について加熱時の酸化反応や熱衝撃による破断を抑えて温度変化を測定することが可能となった。分光器による測定では、試料からの放射スペクトルを取得し、分光放射輝度を導出することが可能となった。