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論文

Effect of O/M ratio on sintering behavior of (Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-x}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 535, p.152188_1 - 152188_8, 2020/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.17(Materials Science, Multidisciplinary)

ウランとプルトニウムの混合酸化物の酸素-金属比(O/M)は酸素分圧に依存する。望みの結晶組織及びO/M比を有する焼結ペレットを得るには、焼結挙動と焼結雰囲気の関係を調査することが重要である。本研究では、酸素分圧を制御した雰囲気中で、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$及び(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結挙動について調査した。試験の結果、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結の活性化エネルギーは(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$よりも高いことが分かった。一方、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の粒成長は(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$に比べて抑制された。

論文

Oxygen potential of a prototypic Mo-cermet fuel containing plutonium oxide

三輪 周平; 逢坂 正彦; 野崎 貴大*; 有馬 立身*; 出光 一哉*

Journal of Nuclear Materials, 465, p.840 - 842, 2015/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.4(Materials Science, Multidisciplinary)

PuO$$_{2-x}$$を含有したMoサーメット原型燃料の酸素ポテンシャルを実験的に決定した。PuO$$_{2-x}$$を含有したMoサーメット原型燃料の酸素ポテンシャルはPuO$$_{2-x}$$のものと同じであった。また、Mo/MoO$$_{2}$$酸化反応の酸素ポテンシャルより高い場合にはMoマトリックスが徐々に酸化することがわかった。これより、Moサーメット燃料の酸化還元挙動は、アクチニド相及びMoマトリックスのそれぞれで個別に評価できることを明らかにした。以上の結果より、アクチニド相をMoにより閉じ込めることでMoサーメット燃料の酸化還元を制御できる可能性が示された。

論文

Thermal conductivity of U-20 wt.%Pu-2 wt.%Am-10 wt.%Zr alloy

西 剛史; 中島 邦久; 高野 公秀; 倉田 正輝; 有田 裕二*

Journal of Nuclear Materials, 464, p.270 - 274, 2015/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.39(Materials Science, Multidisciplinary)

U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率は高速炉で用いるマイナーアクチノイド(MA)含有金属燃料の炉心設計に必要不可欠な物性値である。本研究では、2つのU-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金を調製し、測定した比熱及び熱拡散率を用いて熱伝導率の評価を行った。U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の比熱は金属U及びU-Zr合金の文献値とほぼ一致しており、Pu及びAm添加に伴う影響は小さいことを確認した。一方、U-20wt.%Pu-2wt.%Am-10wt.%Zr合金の熱伝導率はU-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値よりわずかに高い値を示した。U-Pu-Zr及びU-Pu-MA-Zr合金の文献値はいくつかの仮定に基づいて算出した熱伝導率であるため、実測値との差は文献値の精度の低さに原因があると考えられる。さらに、MA含有金属燃料の炉心設計に必要な誤差を伴う熱伝導率評価式も提唱した。

論文

Influence of boron vapor on transport behavior of deposited CsI during heating test simulating a BWR severe accident condition

佐藤 勇; 大西 貴士; 田中 康介; 岩崎 真歩; 小山 真一

Journal of Nuclear Materials, 461, p.22 - 28, 2015/06

沈着したCsIに対するホウ素の影響を確かめるために基礎的な試験を実施した。CsIを1323Kで蒸発させ、1023Kから423Kの温度に保持されたサンプリングパーツへ沈着させた。引き続き、1973KでB$$_{2}$$O$$_{3}$$を蒸発させ、沈着したCsIに作用させた。加熱試験後、サンプリングパーツをアルカリ溶液に浸漬させ、浸漬液に対してICP-MS分析を行った。その結果、850K以上に保持されているサンプリングパーツに沈着しているCsIはB$$_{2}$$O$$_{3}$$によって引き剥がされていることがわかった。この挙動について熱力学的に議論し、シビアアクシデント時におけるCs/I/B化学を検討した。

口頭

Interdiffusion behavior of Pu and Am in MOX fuels

松本 卓; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 森本 恭一; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

(U$$_{0.50}$$Pu$$_{0.47}$$Am$$_{0.03}$$)O$$_{2-x}$$及びUO$$_2$$の拡散対を作製し1873KにおけるO/M=2.00及び1.96での粒界・粒内拡散評価を行った。O/M=2.00における粒内拡散係数は1.96の粒内拡散係数に比べ2桁程度大きい値が得られた。また、O/M=2.00において粒界拡散は確認できたが、O/M=1.96では粒界拡散が確認できなかった。

口頭

Thermal expansion measurement of (U,Pu)O$$_{2-x}$$ in oxygen partial pressure controlled atmosphere

加藤 正人; 生澤 佳久; 砂押 剛雄*; McClellan, K.*; Nelson, A.*

no journal, , 

MOX燃料の熱膨張率をO/M比をパラメータとして測定した。測定は、ディラトメータを用い、降温過程において、O/Mを一定に保てるように酸素分圧をコントロールした雰囲気において行った。熱膨張率のPu含有率依存性とO/M依存性を評価し、O/M比が低下するに従い、熱膨張が大きくなることを確認した。

口頭

EBSD analysis of fracture behaviour of cast duplex stainless steels used in JAEA's nuclear reactor Fugen

武内 伴照; 野際 公宏*; 榊原 安英*; 土谷 邦彦

no journal, , 

「ふげん」の再循環系配管から採取された二相ステンレス鋼の破壊挙動分析を実施した。試料は、母相のオーステナイト相と、体積率が数%から数十%のフェライト相からなる金属組織を持っており、300$$sim$$500$$^{circ}$$Cの熱時効でフェライト相のみが硬化することが知られている。このため、2つの相の性質を別個に評価可能なEBSD法を用いた破壊挙動分析を試みた。その結果、1つの材料においてもオーステナイト相とフェライト相の結晶方位関係が混在することや、シャルピー吸収エネルギーは、母相であるオーステナイト相の変形挙動のみならず、破面近傍のフェライト相の挙動にも依存することが分かった。

口頭

Failure evaluation analysis of reactor pressure vessel lower head of BWR in a severe accident

加治 芳行; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 根本 義之; 阿部 陽介; 永瀬 文久

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故進展及び炉内状況の推定に役立てることを目的として、溶融燃料の落下に伴う原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価するための研究を進めている。本講演では、解析に必要な原子炉圧力容器構成材料の高温引張・クリープデータ等の材料特性データや熱流動解析及び熱流動・構造連成解析に用いる下部ヘッド詳細解析モデルについて説明するとともに、種々の事故シナリオにおける熱流動・構造連成解析を行い過酷事故時の原子炉圧力容器下部ヘッドの破損挙動を評価した結果について発表する。

口頭

Simulation for temperature dependence of irradiation-induced grain-boundary phosphorus segregation using first-principles-based rate theory model

海老原 健一; 鈴土 知明; 山口 正剛; 西山 裕孝

no journal, , 

リンによる粒界脆化は照射下での鉄鋼材料において大きな問題であることから、原子力構造材料の健全性を保つため、リン粒界偏析の評価予測が必要である。近年、第一原理計算で得られた障壁エネルギーを組み入れたキネティックモンテカルロから導出した、空孔がリンを引きずる空孔ドラッグ効果を含む部分拡散係数を組み入れた拡散レートモデルが、原子炉圧力容器鋼における照射誘起リン粒界偏析の評価に適用されている。空孔量は温度に影響されることから、本研究では、照射誘起リン粒界偏析の温度依存性をモデルによって評価した。結果として、既存のマクリーン拡散モデルが予測する高温領域におけるリン粒界偏析量の増加を、従来モデルは再現できなかったが、粒界におけるリンの捕獲及び放出過程を組み入れたモデルでは、高温領域におけるリン粒界偏析の増加を計算できることが分かった。このことから、温度依存性の評価には、従来組み入れられていなかった粒界でのリンの捕獲・放出過程が要因となっていることが明らかとなった。

口頭

Fabrication of tungsten and carbon clad plates by sinter bonding methods

岸本 弘立*; 俣野 実*; 朝倉 勇貴*; 福本 正勝; 久保 博孝

no journal, , 

Tungsten is one of the candidates for a plasma-facing material in a future fusion device. In the future of JT-60SA, plasma-facing components of carbon are planned to be replaced to those of tungsten. However, tungsten blocks are too heavy for the structure of JT-60SA. Joining of thin tungsten plates to carbon substrates is an alternative candidate. In this study, a tungsten plate has successfully been joined to graphite and carbon fiber composites (CFC) by a sinter bonding method with a thin silicon carbide (SiC) sheet under argon gas atmosphere with a pressure and temperature of 20 MPa and 1900 $$^{circ}$$C, respectively. Composition analysis of the interface indicated that silicon diffuses into the tungsten plate and carbon substrate and carbon diffuses into the tungsten plate. The SiC sheet disappeared after the joining. These results indicate that the SiC sheet plays an important role for joining of the tungsten and carbon plates.

口頭

Oxidation behavior and some material properties of sintered (U,Zr)O$$_{2}$$ specimens

高野 公秀; 西 剛史; 須藤 彩子

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに向けた性状把握研究の一環として、デブリの主要成分である(U,Zr)O$$_{2}$$の焼結体試料(U含有率7種)を作製し、物性と高温酸化挙動のデータを取得した。投下熱量計により測定した比熱とレーザーフラッシュ法により測定した熱拡散率から、1073Kまでの熱伝導率の温度依存性と組成依存性を評価した他、室温でのマイクロビッカース硬度計による微小硬さと高抵抗率計による電気抵抗率を取得し、それぞれの組成依存性を整理した。一方、デブリ生成時の炉内酸素分圧による酸化挙動を評価するため、焼結体試料を3種の酸化条件下で等温保持し、生成相とO/(U+Zr)比を分析した。(U,Zr)O$$_{2+y}$$となる超化学量論組成領域では、U含有率が高い程O/(U+Zr)比は大きくなるが、固溶体中のO/U比は一定でU含有率及び結晶系に依存しないことを見いだした。一方、斜方晶のU$$_{3}$$O$$_{8}$$が生じるような高酸化条件下では、U$$_{3}$$O$$_{8}$$とZrO$$_{2}$$の固溶体の他に2種類の斜方晶(U含有率0.4及び0.15)が生成するすることを新たに見いだし、これら3相が安定に存在する条件を明らかにした。

口頭

A First-principles study on heat capacity of actinide dioxides

中村 博樹; 町田 昌彦

no journal, , 

MOX燃料などの核燃料開発において、燃料物性の数値シミュレーションはその重要度を増してきており、より精密で信頼性の高い数値シミュレーション技術が求められている。本発表では上記課題に対して、第一原理計算手法を利用した二酸化アクチニドの比熱の評価についての結果を報告する。なお、課題解決にあたって、計算精度を維持しつつ、計算コストを軽減する適切な近似手法を採用することによって、二酸化ウラン, ネプツニウム, アメリシウムの比熱の評価に成功した。この解決により、酸化物核燃料全般の物性評価を第一原理計算により精度よく推算できるようになることが期待される。

口頭

Chemical form estimation of in-vessel fuel debris by thermodynamic calculation with melt progression analysis

池内 宏知; 野口 芳宏*; 近藤 賀計*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博

no journal, , 

For the defueling from Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) Units 1 to 3, estimation of chemical forms of fuel debris in the reactor pressure vessel (RPV) is necessary. Due to lack of actual information of 1F-core damaged status, the chemical forms had been estimated with the help of thermodynamic equilibration. However, after core degradation, material distribution is quite different from that before the accident. This effect should be considered in the chemical form estimation. In this study, chemical forms of in-vessel fuel debris were roughly evaluated based on the result of melt progression analysis (SA analysis). The case of Unit 2 was especially focused on due to its earliest schedule of defueling.

口頭

On the chemisorption of Cs onto stainless steel structural material

山下 真一郎; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 永瀬 文久

no journal, , 

軽水炉シビアアクシデント条件におけるセシウム(Cs)のステンレス(SS)鋼への化学吸着挙動について、化学平衡計算により検討した。文献レビューにより、SS鋼へのCs吸着の結果、Cs-Cr-O及びCs-Si-O系化合物が生成されることが分かった。酸素ポテンシャルをパラメータとしてCs含有化合物の安定性を評価したところ、Cs-Cr-Oについては限定された条件のみで存在する一方、Cs-Si-O化合物は幅広い条件下で安定であることが分かった。また、ホウ素が存在する場合Cs-B-O蒸気を形成し、Cs-Si-O化合物の生成を抑制する可能性があることが分かった。

口頭

Molecular dynamics studies for oxidation reaction of Zr metals in high-temperature and high-pressure steam condition

町田 昌彦; 中村 博樹; Srinivasan, S. G.*; Van Duin, A. C. T.*

no journal, , 

ジルカロイは、優れた燃料被覆管材料として広く用いられてきた。その機械的かつ熱的性質については、様々な実験により探索されてきた一方、燃料被覆管として見た場合、過酷事故等での高温・高圧の水蒸気にさらされたとき、どのように酸化反応が起こるかという点は重要な研究課題である。特に、酸化反応と共に水素の生成が起こりうるという事実は、福島第一原子力発電所での事故に関連して極めて重要な課題となっており詳細な研究が必要である。そこで、本発表では、酸化反応を直接、原子分子レベルでの反応過程を含む分子動力学計算法を用いることで原子・分子レベルの挙動から調べ、確かに高温・高圧にて酸化反応が加速し、系全体に拡がることが計算された。また、シミュレーションでは、酸素がある温度以上で表面からの拡散が加速され、それと共に生成された水素が大量に表面外に出ること等が高温で次々と起こりえること等が確かめられた。

口頭

The Chemical stability of Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ FCCI barrier on oxide fuel pin of sodium fast reactor

佐々木 孔英

no journal, , 

「もんじゅ」で採用しているMOX燃料ピンを高燃焼度化するにあたって、燃焼に伴って発生する核分裂生成物(Fission Product: FP)による燃料被覆管内面への腐食(FP腐食)を解決する必要がある。この腐食を緩和するための従来のアイデアとして、腐食量と相関性のあるMOX燃料内の酸素量を低減するという"燃料側"の対策が挙げられる。今回の国際会議で提案したアルミナバリアは、新型燃料被覆管候補材(鉄クロム合金)に5%程度のアルミニウムを添加し、所定の条件にて熱処理を行うことによって合金表面に防食被膜(アルミナ被膜)を形成するという、これまでMOX燃料ピンに対して研究例の無い"被覆管側"の対策である。熱力学計算によると、アルミナはFPと反応しない安定性を有するとされているが、本研究では実際に合金表面に均質な単層のアルミナ被膜を形成させ、FP腐食試験を実施し、被膜の安定性を実験的に確認することとした。なお、過去の文献によって推測されているFP腐食は3種類(セシウム腐食,セシウムテルライド腐食,ヨウ素腐食)あるため、今回の腐食試験でもこの3種類の腐食試験を実施し、FP腐食に対する被膜の化学的安定性を検証する事とした。腐食試験を実施した結果、セシウム腐食およびヨウ素腐食に対するアルミナ被膜の化学的安定性を確認した。しかし、セシウムテルライド腐食に対しては腐食試験後に被膜が消失しており、熱力学計算によって予め推測していた被膜の安定性に反した結果が得られた。

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