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谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.
Rizaal, M.; 中島 邦久; 斉藤 拓巳*; 逢坂 正彦; 岡本 孝司*
ACS Omega (Internet), 7(33), p.29326 - 29336, 2022/08
被引用回数：2 パーセンタイル：29.84(Chemistry, Multidisciplinary)Here we report an investigation of the gas-solid reaction between cesium hydroxide (CsOH) and siliceous (calcium silicate) thermal insulation at high temperature, which was postulated as the origin for the formation mechanism of cesium-bearing material emitted from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. A developed reaction furnace consisting of two heating compartments was used to study the reaction at temperatures of 873, 973, and 1073 K. Under the influence of hydrogen-steam atmospheric conditions (H
/HO = 0.2), the reaction between cesium hydroxide vapor and solid thermal insulation was confirmed to occur at temperatures of 973 and 1073 K with the formation of dicalcium silicate (CaSiO
) and cesium aluminum silicate (CsAlSiO). Water-dissolution analyses of the reaction products have demonstrated their stability, in particular, the CsAlSiO. Constituents similarity of the field-observed cesium-bearing materials near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants with CsAlSiO suggests for the first time that gaseous reaction between CsOH with calcium silicate thermal insulation could be one of the original formation mechanisms of the cesium-bearing materials.
谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09
A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5 cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5 cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 16, p.230 - 237, 2018/08
被引用回数：4 パーセンタイル：38.58(Nuclear Science & Technology)In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to 
transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.
Chanyshev, A. D.*; Litasov, K. D.*; Rashchenko, S.*; 佐野 亜沙美; 鍵 裕之*; 服部 高典; Shatskiy, A. F.*; Dymshits, A. M.*; Sharygin, I. S.*; 肥後 祐司*
Crystal Growth & Design, 18(5), p.3016 - 3026, 2018/05
被引用回数：19 パーセンタイル：84.86(Chemistry, Multidisciplinary)マルチアンビル装置を用いたその場中性子およびX線回折により、1.5-8.2GPaで、固体ベンゼンの高温下の構造変化を溶融または分解まで調べた。重水素化ベンゼン相II(空間群P2
/c)の結晶構造を、3.6-8.2GPaおよび473-873Kで精密化した。格子定数に関して、7.8-8.2GPaにおいて有意な温度依存性は見られなかった。3.6-4.0GPaでは、ベンゼン環面からの重水素原子のずれとベンゼン環の小さなジグザグ変形を観測した。これらは、ベンゼン分子のずれ、および
共役炭素骨格-隣接重水素原子間のファンデルワールス結合の距離の減少の為に、温度により増大した。723-773Kおよび3.9-4.0GPaにおけるベンゼン分子の変形は、同じ条件におけるベンゼンのオリゴマー化に関連していると思われる。1.5-8.2GPaの圧力範囲において、ベンゼンの分解温度は773-923Kの間に決定された。融解は2.2GPa、573Kで確認された。ラマン分光法によって分析されたクエンチされた生成物は炭素質材料からなる。今回決定したベンゼンの相図は、1.5-8GPaにおけるナフタレン,ピレン、およびコロネンのものとコンシステントである。
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：21 パーセンタイル：88.83(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-0.36YO
) 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.
芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 岩井 孝; 荒井 康夫; 黒澤 誠; 三村 英明; 阿部 治郎
JAERI-Tech 2005-039, 23 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-039.pdf:2.89MB
プルトニウム等超ウラン元素を含むセラミックス燃料及び合金燃料の高温における機械的性質に関する研究を実施するため、高温音速弾性率測定装置及び円筒形試料成型機並びに高温音速弾性率測定装置格納用グローブボックス(711-DGB)を製作した。セラミックス試料の加工を前提とした円筒形試料成型機は、大洗研究所燃料研究棟101号室既設のグローブボックス(142-D)内に設置した。高温音速弾性率測定装置は、超音波センサ,加熱装置,循環式冷却装置,空冷用エアーコンプレッサ,真空排気系及びガス供給系並びに制御用コンピュータから構成され、超音波のパルサ/レシーバー及びアンプは、制御用コンピューターに内蔵されている。グローブボックス内に敷設するため市販品を改造し、超ウラン元素化合物の使用を前提として、試料の小型化を検討するとともに安全機構を付加した。高温音速弾性率測定装置の最高使用温度は、1500
Cである。装置本体及びグローブボックスは、それぞれ装置の性能及び安全性試験を実施した。
小川 徹; 湊 和生; 沢 和弘
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/04
高温ガス炉の被覆粒子燃料はTRISO被覆を基本とするが、TRISO被覆を構成する被覆層のうちSiC層については、(1)核分裂生成物のパラジウムによって腐食される,(2)内側熱分解炭素層が損傷した場合はSiCが気体のSiOを生成して失われる,(3)1973K以上の高温で分解して低密度となる、等の破損機構が存在する。これらSiCの短所を克服するために開発して来たZrC被覆粒子の経験について述べると同時に、(1)超高温ガス炉,(2)アクチノイド燃焼処理,(3)窒化物燃料高速炉等、将来の被覆粒子燃料の応用について検討する。
塚田 隆
材料と環境, 52(2), p.66 - 72, 2003/02
軽水炉の炉内構造材料は、高レベルの中性子・線の照射を伴う約300Cの高温高圧水中という他の工業プラントにはない環境で使用され、照射と化学環境の作用により特有の劣化損傷を生じる。中性子照射を受けると、合金のミクロ組織や粒界近傍等の局所的な化学組成は、格子原子のはじき出しに始まる照射損傷過程により刻々と変化する。ここで紹介する照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、炉内中性子照射の影響により発生するSCC現象である。IASCCの研究は、1980年代中頃に軽水炉高経年化・長寿命化の検討に伴い各国で本格化した。重大な問題へつながるIASCC損傷はこれまで経験されていないが、IASCCの発生と進展のメカニズムについてはまだ十分解明されておらず、さらに基礎的な研究が必要な状況にある。また、IASCCは軽水炉のみならず照射場に水冷却系を有するシステムに共通の材料損傷要因となり得る。例えば、国際熱核融合実験炉ITERの第1壁ブランケット構造物の材料についてもIASCCの検討が行われている。本解説では、IASCCについてこれまでに得られた主な知見と研究の動向を紹介する。
足利谷 好信; 吉野 敏明; 安 和寿; 黒沢 義昭; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-094, 80 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-094.pdf:12.8MB
高温工学試験研究炉(HTTR)は、定格運転モード9MW(単独・並列運転),定格運転及び高温試験運転モードの20MW(単独・並列運転)の出力上昇試験に続いて平成13年10月20日から定格運転モード(原子炉出口温度850
),定格熱出力30MWの出力上昇試験(単独・並列運転)を実施し、平成14年3月11日に無事終了した。本報は、定格運転モード30MW出力上昇試験(単独・並列運転)における原子炉運転中及び停止後の放射線モニタリング結果についてまとめたものである。定格運転モード30MW出力上昇試験の放射線モニタリング結果、原子炉運転中に作業者が立ち入る場所の線量当量率,放射性物質濃度等は、バックグラウンドであり、また、排気筒からの放射性物質の有意な放出もなく、放射線レベルは十分低いことが確認された。なお、平成14年5月20日~平成14年7月6日に実施した第1サイクル運転時の放射線モニタリングデータについても一部掲載した。
山根 剛; 山下 清信; 藤本 望
New approaches to the nuclear fuel cycles and related disposal schemes, 1, p.267 - 277, 1998/00
兵器級のプルトニウムを高温ガス炉で燃やす際の炉心核特性等について概括し、これまで報告されているシステムの設計研究例のレビューをもとに、炉物理的な観点での現状と今後の課題についてまとめた。特に重要な課題として、Pu装荷炉心では反応度温度係数が正になる可能性の問題を取り上げ、その原因と核設計上の対処方法について解説した。またPuの処理効率については、リサイクルなしのワンス・スルーサイクルで、初期装荷兵器級Pu量に対してPu-239で90%以上を消滅できることが報告されている。これは高温ガス炉の炉心が中性子経済に優れ、高性能の被覆粒子燃料を用いているため、高燃焼度の達成が可能であることに起因している。今後の課題として、Pu燃料を用いた積分実験は炉物理計算法及びデータの検証にとって有益であり、可能ならば高温領域、高燃焼度模擬条件下での温度依存の炉心パラメータの測定が望まれる。
-based oxides in nitric acid solutions at elevated temperatures赤堀 光雄; 白鳥 徹雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(6), p.539 - 545, 1994/06
被引用回数：16 パーセンタイル：78.48(Nuclear Science & Technology)高密度ThO及び(Th,U)O粒子の硝酸による高温溶解挙動を、NaF添加量0~0.05mol/l、溶解温度120~200Cの条件で調べた。高温にすることによりThO系酸化物の溶解は促進され、また溶解速度は温度、NaF濃度及びUO組成に依存する。溶解温度が低い場合、粒子表面に不溶性の四フッ化物(ThFまたはUF)が形成され、溶解を阻害する。さらに、高温溶解の見掛けの活性化エネルギーを得た。
近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊
JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10
原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR17
17型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。
村岡 克紀*; 前田 三男*; 的場 徹; 山本 新
レーザー研究, 20(6), p.375 - 391, 1992/06
「レーザー解説」として、まずライダー(LIDAR)トムソン散乱法の原理と特徴について述べ、要求されるレーザーや受光系の特性について検討する。次にJETにおける実験の概要を紹介した後、ITERへの適用計画も含め、この方式の性能や適用範囲をさらに拡大する際に進めるべき研究開発の指針を示した。
羽田 一彦; 大久保 実; 馬場 治
Nucl. Eng. Des., 132, p.13 - 21, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.91(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉第1種機器の高温配管及び中間熱交換器は、約900Cという高温で使用される。このような高温では、耐熱金属材料の機械的強度は低く、一方、構造部材の熱膨張は大きい。それ故、これらの超高温機器に作用する機械荷重及び熱荷重を低減することが是非とも必要であり、そのためには斬新な設計法が必要となる。HTTRでは、圧力荷重及び熱荷重を低減する方法として、耐圧耐熱機能を分離する二重管(あるいは二重胴)構造及び自由熱膨張を許す支持構造を採用し、更に、1次冷却材と2次ヘリウムの圧力をほぼ等しくしている。原研では、これらの設計法がHTTRに適用できることを実証するため、多くの設計・開発研究を実施してきた。本論文は、上記の設計法並びにそれらの実証性について詳細に述べたものである。
羽田 一彦; 西口 磯春; 武藤 康; 辻 宏和
Nucl. Eng. Des., 132, p.1 - 11, 1991/00
被引用回数：24 パーセンタイル：90.25(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)においては、第1種機器はヘリウム雰囲気下で通常運転時の最高温度が900Cを超えることがあり、また、制御棒は原子炉スクラム時に約900Cまで加熱される。超高温で使用する第1種機器用材料としてはニッケル基耐熱超合金のハステロイXRを開発し、また、制御棒用材料としては耐照射性を考慮し鉄基耐熱超合金のアロイ800Hを選定した。上記超合金のHTTRにおける使用条件は、LMFBRに適用する高温構造設計方針の適用範囲を超えているため、新たに高温構造設計方針を開発することが是非とも必要である。また、超高温ではクリープが非常に顕著に生ずるため、構造解析法としてクリープ解析法が必要になる。本論文は、上記超合金の選定・開発並びに高温構造設計方針及びクリープ解析法の開発成果を述べたものである。
上塚 寛; 大友 隆
JAERI-M 89-150, 27 Pages, 1989/10
加圧水型軽水炉のシビアアクシデント時における制御棒材料の蒸発挙動を調べるために、80%銀-15%インジウム-5%カドミウム合金を、アルゴン中で1073~1673kの温度に加熱し、60~3600秒間等温保持した。この合金の溶融温度は1123~1173kの範囲であり、溶融温度より低い温度での蒸発量は極めて少量であった。高温における保持時間3600秒という条件に対して、蒸発による試料の重量減少は、1123kで0.5%、1673kで8.2%であった。カドミウムは、試料を1173k以上に昇温させた場合に100%放出された。一方、銀は1473k以下の温度では全く放出されなかった。試験条件の範囲においては、この合金の構成元素のうちで最も蒸発性の高いのはカドミウムであり、低いのは銀であることが確かめられた。試験結果は、元素の放出速度と全放出量の時間依存性が強いことを示した。
丸山 創; 高瀬 和之; 日野 竜太郎; 井沢 直樹; 河村 洋; 下村 寛昭
日本原子力学会誌, 29(2), p.133 - 140, 1987/02
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉心の1カラムを模擬したHENDEL燃料体スタック実証試験部(T)多チャンネル試験装置により、カラム内の模擬燃料棒の発熱量に任意の分布を与えた伝熱流動試験を実施した。併せてカラム内の発熱量分布に起因する黒鉛ブロック温度分布を調べるために、3次元温度分布解析コードを作成し、模擬燃料体内の温度分布解析を行った。カラム内の任意の1流路の発熱量を変化させる不均一出力分布試験の結果、温度分布のひずみにより冷却材流量が再配分されることが確認された。また3次元温度分布解析の結果、不均一出力分布試験および炉心内出力分布を模擬した傾斜出力試験における黒鉛ブロック水平断面内温度の最大値と最小値の差は、それぞれ約35C、約20Cであった。
衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 138, p.131 - 134, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.36(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した異方性原子炉用黒鉛SMGの圧縮破壊に伴う電気抵抗変化を測定し、非照射の場合と比較することにより照射黒鉛の変形と破壊の機構を考察した。圧縮強度の0.1~0.3の応力レベルでAcross-grain試験片にみられる抵抗減少は照射(970-1000C、1.110
n/m(E
29fJ)の場合の方が非照射に較べてはるかに大きかった。同様の応力レベルでwith-grain試験片に見られる抵抗増加量は照射、非照射間で大きな差が認められなかった。この現象を照射中に形成される格子間原子ループの寄与として説明を試み、また、圧縮破壊応力の約50%以上の応力レベルから破壊に至るまでの過程は照射、非照射でほぼ同様と推察した。
石田 紀久; 原山 泰雄; 知 新之亮*
Journal of Nuclear Materials, 140, p.74 - 84, 1986/00
被引用回数：20 パーセンタイル：86.83(Materials Science, Multidisciplinary)SUS304被覆管の900C~1,350Cでの高温水蒸気雰囲気中における酸化実験をおこなった。酸化膜は二層の酸化層からなり、外表面にHematiteおよびその内側にMagnetiteと見られるものが形成された。酸化膜の成長は酸化時間に対して放物線状に増加しており、これから放物速度計数がもとめられた。係数は酸化温度に依存して増加し、アレニウスの式で表わされた。これらの結果は、原子力船「むつ」のLOCA-ECCS解析データとして用いられた。
