Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*

Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2003.09.007

本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で相と相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。

軽水炉モデルプラントの広範な事故シナリオに対する環境影響評価

本間 俊充; 石川 淳; 富田 賢一*; 村松 健

JAERI-Research 2000-060, 80 Pages, 2000/12

JAERI-Research-2000-060.pdf:4.49MB

日本原子力研究所(原研)で実施した軽水炉モデルプラントの内的事象に関するレベル2PSAから得られたソースタームを用いて、モデルサイトの周辺公衆に対する健康影響を評価した。本評価では、代表的な5つの炉心損傷事故シーケンスそれぞれについて、ソースタームに著しく大きな影響を及ぼす4つの格納容器破損シナリオ(ドライウェル過圧破損、ウエットウェル過圧破損、格納容器ベントによる管理放出、格納容器スプレーによる事故終息)を対象として、個人線量、集団線量、早期及び晩発性の健康影響を評価した。この評価には、原研で開発した確率論的環境影響評価コードOSCAARを用いた。主要な結論として、過圧破損シナリオでは防護対策の実施により早期の健康影響の発生は避けられること、晩発性の健康影響の確率は十分小さいこと、格納容器ベントによる管理放出あるいは格納容器スプレーによる事故終息のシナリオでは、特にヨウ素やセシウムの揮発性物質の環境への放出量の低減により、防護対策を考慮しなくとも周辺公衆の個人線量及び集団線量の十分な低減が図られることが示された。

High temperature Doppler effect experiment for U at FCA, I; Reactivity worth measurement with a small heated sample up to 1500C

岡嶋 成晃; 大井川 宏之; 向山 武彦; 安藤 真樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.202 - 210, 1996/03

https://doi.org/10.3327/jnst.33.202

原研高速炉臨界集合体(FCA)のためのドップラー効果測定の実験装置を開発した。この装置の完成により、1500CまでのUドップラー効果測定が可能となり、高温領域でのドップラー効果の予測精度の評価と向上を図ることができる。測定は、サンプル加熱・反応度価値測定法に基づく。実験装置は、高温部にタングステンを、その他の部分には不銹鋼を用いている。実験装置の概要を、本論文中に示した。開発した装置を用いて、酸化物燃料高速炉模擬炉心においてドップラー効果を測定した。解析では、JENDL-3.2を用いて1次摂動理論に基づいてドップラー反応度価値を計算した。計算には、超微細群セル計算コードPEACO-Xを用いて、ドップラーサンプルの実効断面積を計算した。計算は高温領域でのドップラー効果を若干過小評価した。測定データを外挿して、1500C以上でのドップラー効果を推定した。1500Cまでの測定データを用いると、従来の800Cまでの測定データによる推定に比べて、高温領域のドップラー効果の推定精度が飛躍的に向上した。

Liquid-metal heat transfer for the first wall and limiter/divertor plates of fusion reactors

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰

Heat Transfer-Minneapolis,1991 (AIChE Symp. Ser. No. 283), p.67 - 73, 1991/00

核融合炉第1壁及びリミター/ダイバータ板内の冷却流路内の完全発達した層流液体金属流れの温度助走区間及び完全発達時の対流伝熱を3次元非定常熱流体コードCONDIFを用いて数値解析した。冷却材流路壁は絶縁としている。プラズマからの直接熱放射を受ける円形冷却材流路は表面で周方向に熱流束分布を有すると同時に、外部磁場の存在によって電気伝導性を有する冷却材流れはMHD効果を受けることになる。著者らはこれまでに印加熱流束(熱放射)の方向と磁力線の方向が平行の場合について研究してきたが、本報告では主として、熱流束の方向と磁力線の方向が異なる場合について取り扱っている。熱流束の周方向非一様性とMHD効果による熱伝達特性の変化は、両者が平行な場合最も強く現れ、直交する場合最も弱くなる。これらの影響を考慮した場合、如何なる設計検討の余地があるかを逆ピンチ炉(TITAN)を例に考察した。

Experimental study of counter-current two-phase flow in horizontal tube connected to inclined riser

大貫 晃

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(3), p.219 - 232, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jnst.23.219

加圧水型炉、冷却材喪失事故時のシステム内および炉心内の熱水力挙動を評価するさい、ホットレグでの対向流抑制(CCFL)は蒸気発生器への水流量および圧力容器内上部プレナムへの水流量を決めるため重要となる。ホットレグでのCCFLを評価するため、テスト部として傾斜管付き水平管をホットレグ模擬流路とし、実験的にその流路でのCCFL特性を解明した。模擬実験の結果、定常分離流でのデータに対しては Wallis型の相関式(Jg+mJe=C)が適応できた。しかし水プラグを伴う非定常流では適応できなかった。包絡線理論に基づく解析により、定数Cは水平管部長さと流路直径の比および傾斜管部長さの関数となるべきことを示した。この関数はRichterらの結果を十分予測した。定数mは本実験データに対してほぼ一定値、0.75となった。この定数Cの関数およびm=0.75により非定常流の場合を除く本実験のデータが整理できた。

IAEA INTOR Workshop Report, Group 14; Vacuum

村上 義夫; 中村 和幸; 阿部 哲也; 小泉 建治郎*

JAERI-M 8513, 40 Pages, 1979/10

JAERI-M-8513.pdf:1.06MB

国際トカマク炉(INTOR)の概念設計に必要な真空技術に関するデータベースについて調査検討を行うとともに、INTOR-Jの主要な真空パラメータの評価を行った。本報告では、トーラス真空容器とその排気系について記述されており、真空壁の位置、真空ポンプの選定、採りうる最大排気速度、真空壁の清浄化などについて検討されている。特にクライオポンプによるヘリウム排気の問題点や再生の頻度、トリチウムインベントリーについて詳しく評価してある。真空系に及ぼす放射線の影響や遠隔操作による洩れ検知法についても調査した。

JNDC fission product group constants; Preliminary Version

菊池 康之; 長谷川 明; 田坂 完二; 西村 秀夫; 大竹 巌*; 桂木 学

JAERI-M 6001, 80 Pages, 1975/02

JAERI-M-6001.pdf:2.32MB

シグマ研究委員会で評価された重要FP28核種の群定数を作成し、その適用性に関して種々の試験を行った。この評価値は中間報告であり、共鳴構造を無視して100eV以上を統計モデルで計算している。しかしランプ化された状態では、これに起因する誤差は十分小さくなる事が確められた。さらにランプ化に伴う諸問題が検討された。30日から300日の燃焼中にFPのcは5%増大する。一方燃焼に伴いFPガスが燃料から放出されると、断面積は約10%低下する。中性子捕獲による-チェイン間の移行の効果は無視しうる。このJNDCのc評価値はCookによる評価値より約25%大きい。FP炉定数の25%の差は、燃焼寿命に10%、実効増倍率に0.6%、Naポイド係数に10%の影響を与える。一方、オランダのPettenにおいて、FP混合物及び同位体のサンプル反応度が測定された。そこでJNDC炉定数を用いてこれを解析した所、かなり良好な一致が見られた。