Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大泉 昭人; 秋江 拓志
JAEA-Technology 2023-017, 93 Pages, 2023/12
JAEA-Technology-2023-017.pdf:8.45MB
日本原子力研究開発機構ではJMTR (Japan Materials Testing Reactor)の廃止決定後、JMTRの後継となる新たな照射試験炉(JMTR後継炉)の建設可能性の検討が行われ、最終検討結果報告書が文部科学省に2021年3月30日に提出された。この検討は、(1)炉型の選定、(2)炉心案の検討、(3)核的検討、(4)熱的検討の4段階で進め、最後に(5)検討及び評価を行った。本JAEATechnology報告書はこのうち、(3)核的検討の手順と内容をまとめるものである。核的検討の対象となった炉心である標準炉心とコンパクト炉心について、試料照射位置の中性子束が計算され、要求される照射性能を満足した。標準炉心とコンパクト炉心の予備検討炉心について燃料交換1サイクルの連続運転日数が評価され、現行JMTR炉心と同等の日数を確保できた。さらに、これらの炉心について炉心内出力分布、制御棒反応度価値、反応度係数、燃料要素ごとの燃焼度分布、動特性パラメータなどの核特性を評価した。これらの核特性評価結果はJMTR後継炉最終検討報告書において、現行JMTR炉心における核的制限値と比較することによる核的成立性の確認と、熱的に成立させるために必要な炉心の冷却能力評価に使用された。
Tsai, T.-H.; 佐々木 新治; 前田 宏治
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.715 - 723, 2023/06
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)A method for processing and visualizing X-ray computed tomography (CT) images of a fuel assembly is developed and applied to a JOYO MK-III fuel assembly. The method provides vertical-section-like images to observe the spatial distribution of CT values in fuel pins and also supplies images that show the relationship between the linear heat rate (LHR) and radial CT-value distribution. In addition, an attempt to analyze the radial cracks in the CT images is proposed, and the results demonstrate the correlation between LHR and the radial cracks.
Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.
直江 崇; 木下 秀孝; 涌井 隆; 粉川 広行; 羽賀 勝洋
JAEA-Technology 2022-018, 43 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-018.pdf:7.84MB
大強度陽子加速器研究施設(Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC)の物質・生命科学実験施設に設置されている核破砕パルス中性子源水銀ターゲットでは、高エネルギー陽子線入射時に水銀中に発生する圧力波が引き起こすキャビテーションによって、ステンレス鋼製のターゲット容器内壁に激しい壊食損傷が生じる。陽子線強度の増加と共に攻撃性が高くなるキャビテーションが引き起こす壊食損傷によって、熱応力を低減するために厚さ3mmで設計されたターゲット容器先端部では、長時間の運転により壊食痕からの水銀漏洩や、壊食痕を起点とした疲労破壊などが生じる懸念がある。これまでに、高出力での長期的な安定運転を実現するために、キャビテーションによる壊食損傷を低減するための取り組みとして、容器内壁への表面改質の適用や、水銀中への微小気泡注入によりキャビテーションの発生源である圧力波の抑制、先端部の2重壁構造化を進めてきた。損傷低減化技術の効果を確認するために容器内壁に形成された損傷を観察する必要があるが、中性子源の運転中に内部を観察することは不可能であるため、運転を終えたターゲット容器の先端部から試験片を切出し、内壁の観察を実施している。ターゲット容器の破損による水銀の漏洩を防ぎつつ、運転出力によって変化する適切な容器の交換時期を検討するためには、運転出力と損傷の関係を明らかにすることが必要である。これまでに、高放射線環境で遠隔操作可能な試験片切出し装置を開発し、実機水銀ターゲット容器からの切出しを通じて、遠隔操作性や、より確実に試験片を切出すための切削条件の検討や切出し手法の改良を重ねてきた。本報では、実機ターゲットでの作業経験、及びモックアップ試験の結果に基づいて改良した遠隔操作による水銀ターゲット容器先端部からの試験片切出し手法に加えて、これまでに実機から試験片を切出した結果の概要についてまとめる。
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07
被引用回数：6 パーセンタイル：60.71(Nuclear Science & Technology)To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO
, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range (
15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.
直江 崇; 木下 秀孝; 粉川 広行; 涌井 隆; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘
JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081004_1 - 081004_6, 2020/02
J-PARC核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(SUS316L製)は、陽子線入射によって生じる水銀中の圧力波が引き起こすキャビテーションにより、ビームが入射する先端部厚さ3mmの壁が損傷する。キャビテーションによる損傷は、ビーム出力と共に増加するため、ターゲット容器の寿命を制限する因子となっている。J-PARCの目標である1MWにおける長期安定運転を実現するために、損傷低減化策として、圧力波抑制のための気泡注入に加えて、先端部に主流の4倍の流速を発生できる幅2mmの狭隘流路を有する先端部二重壁構造の容器を採用した。運転終了後に損傷低減化策の効果を確認するために、容器内壁を切り出して観察した。これまでの経験を踏まえ、確実に切出しを実施するためにコールド試験を通じて切出し条件を最適化して、2017年にターゲット2号機(損傷低減化策無し)、及び2018年に8号機(損傷低減化策有り)の切り出しを実施した。ワークショップでは、切出した試料の損傷観察結果を紹介すると共に、損傷低減化策の効果について報告する。
舘 幸男; Ochs, M.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.229 - 232, 2018/11
福島第一原子力発電所におけるクリーンアップ及び廃止措置活動によって様々な種類の放射性廃棄物が発生している。これらの廃棄物の処分においては、廃棄物に含まれる共存物質(有機物,ホウ素,塩分等)による擾乱影響が考慮される必要がある。そのような共存物質は処分システムの安全評価のための放射性核種の収着パラメータに影響を及ぼす可能性がある。本研究は、これらの擾乱影響を考慮した収着パラメータの定量評価手法の開発と、セメント系材料に対する有機物(イソサッカリン酸)共存下での収着低減ファクターを例示的に評価することを目的とした。イソサッカリン酸の影響によるセメントへのAmの収着低減ファクターを導出するための3つの手法が比較された。これらのオプションは、共存物質による擾乱影響に関して利用可能なデータ量に応じて、段階的に適用されるべきである。
Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10
高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。
佐々木 新治; 前田 宏治; 古屋 廣高*
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.276 - 282, 2018/03
被引用回数：3 パーセンタイル：30.05(Nuclear Science & Technology)The lifetime of control rods is limited by the absorber (B
C pellets)-cladding mechanical interaction (ACMI). Therefore, sodium (Na)-bonded control rods were developed for long-life control rods. Na-bonded control rods have been irradiated in the experimental fast breeder reactor, JOYO MK-III, and the diametrical changes of the Na-bonded absorber pins after the irradiation were measured in detail. In this paper, these detailed measurements were compared with the results obtained in helium (He)-bonded control rods with and without the shroud tube in a wide burn-up range. From the comparison, it was concluded that the Na-bonded absorber pins are very effective for achieving long-life control rods.
本岡 隆文; 山岸 功
JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB
廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。
植田 祥平; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.246 - 252, 2016/11
燃焼度100GWd/t付近で使用する高温ガス炉の新型TRISO燃料の照射性能を調べるため、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉においてキャプセル照射試験が実施された。照射されたTRISO燃料試料は、原子力機構が新たに設計し、HTTR燃料製造技術に基づいて製造されたものである。燃焼度100GWd/tまでの照射により当初予想量を超える核分裂生成物ガスの放出は起こらなかったものと考えられる。加えて、照射済みTRISO燃料の健全性評価と将来のさらなる高燃焼度化に向けた温ガス炉燃料設計の高度化を目的とした照射後試験を計画している。
与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09
被引用回数：3 パーセンタイル：28.28(Nuclear Science & Technology)BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。
辻 正邦*; 小林 伸司*; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
Proceedings of 8th Nordic Grouting Symposium, p.171 - 185, 2016/09
本論文は、瑞浪超深地層研究所(MIU)の大深度地下において実施したコロイダルシリカを用いたグラウト(CSG)の適用性を示している。瑞浪超深地層研究所では、深度300mにおけるポストグラウト試験で3年以上にわたりその耐久性と適用性が確認された。さらに、スウェーデンのプロジェクトとこの試験に関して、CSGの適用性を比較した結果、MIUにおいてスウェーデン式の理論的設計の適用性が示された。これを受け、MIUの深度500mの坑道においてさらなる湧水抑制とグラウチング手法の開発のためにスウェーデン式のグラウチング設計法を用いたCSGを実施し、このポストグラウチングによって湧水の低減が図られ、グラウチングした岩盤の透水係数は10
m/sより小さいと評価された。
小林 伸司*; 新美 勝之*; 辻 正邦*; 山田 俊子*; 青柳 芳明; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 大澤 英昭
JAEA-Technology 2015-039, 170 Pages, 2016/02
JAEA-Technology-2015-039.pdf:37.73MB
超深地層研究所計画では、「研究坑道の設計・施工計画技術の開発」、「研究坑道の建設技術の開発」、「研究坑道の施工対策技術の開発」、「安全性を確保する技術の開発」、「掘削影響の修復・軽減技術の開発」を目的として、工学技術に関する研究を進めている。本研究では、研究坑道の設計・施工計画技術の開発および施工対策技術の開発を目的として、地震動特性と湧水抑制対策技術に関する検討を実施した。地震動特性に関する検討については、瑞浪超深地層研究所に設置した地震計等の計測結果を分析し、各深度の方向ごとの計測データや地質状況との関係を総括的に評価した。湧水抑制対策技術に関する検討としては、平成25年度に立案した施工試験計画に基づいてポストグラウトを施工した結果を評価し、今後の技術開発の方向性について検討を加えた。
田中 康介; 佐々木 新治; 勝山 幸三; 小山 真一
Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.619 - 621, 2015/10
高速実験炉「常陽」のB11及びB14で短期照射されたAm-MOX燃料の照射後試験を実施し、組織変化挙動(中心空孔径の発達状況等)に係るデータを取得した。その結果、O/M比が1.95から1.98付近の燃料の組織には明確なO/M比依存性が認められないが、定比組成(O/M=2.00)では顕著な組織変化が見られた。これにより、Am-MOX燃料の照射初期における中心空孔の形成には、燃料ペレットの熱伝導率の差よりも、蒸発-凝縮機構に及ぼすO/M比依存性の影響が強く現れることがわかった。
朝倉 俊英; Kim, S.-Y.; 森田 泰治; 小澤 正基*
Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.267 - 269, 2005/12
将来の再処理のために、電解採取法、すなわち電解還元による硝酸水溶液からのTc析出について研究した。炭素電極を用い、電位-0.3V vs. SSE(標準Ag/AgCl電極)において30分定電位電解することにより、3Mの硝酸水溶液中のTc濃度が初期値の93%に低下した。これは7%の析出に相当する。Pd共存のもと
0.0V vs. SSEで60分電解することで、濃度値の低下は15%析出に相当する値に達し、PdにTcの析出を促進する効果(プロモーター効果)があることが示唆された。しかし、さらに電解を続けると、Tc濃度が初期値まで増加したことから、競合する再溶解反応があることが示唆された。サイクリックボルタンメトリー測定からは、この再溶解反応がPdを中心とする析出物の特性にも影響し、Tc-Pd-Ru-Rh溶液からの析出物はPd-Ru-Rhからの析出物よりも容易に再溶解することがわかった。電解後のTc溶液のスペクトルには、還元されたTcと亜硝酸イオンとの錯体よると考えられる吸収ピークが482nmに認められ、錯体生成によりTcが再溶解反応の機構である可能性を示した。
須山 賢也; 望月 弘樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(7), p.661 - 669, 2005/07
被引用回数：15 パーセンタイル：69.89(Nuclear Science & Technology)燃焼度は使用済燃料の臨界安全評価上重要な値である。Nd-148法は、照射後試験(PIE)の燃焼度決定のための最も重要な方法であり、良い精度を持っていることが知られている。しかしながら、評価された燃焼度はNd-147及びNd-148の中性子との核反応によって影響をうける。そして、PWRから得たPIEサンプルの解析では、Nd-148の量に1%の差があることがわかっている。本研究では、Nd-147及びNd-148の中性子捕獲反応の影響が議論される。特にNd-147の寄与に関しては、Nd-147の現在の評価済み核データが支持されず、新しい評価がPIEデータの解析整合性を有していることを示す。両核反応によるNd-148の可能な変化量は0.7%以下であり、PWR及びBWRそれぞれの、30または40GWd/tで約0.1%である。最終的に、われわれはNd-148法が良い燃焼度評価表であり、すでに報告されているPIEデータの燃焼度が妥当な値であることを再確認した。
材料試験炉部
JAERI-Review 2004-029, 100 Pages, 2005/01
JAERI-Review-2004-029.pdf:19.03MB
2003年度(平成15年度)は、第148サイクルから第152サイクルまでの計5サイクルの利用運転を行った。この間、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験及び照射後試験を実施した。今年度、照射実験設備の故障,中性子検出器の故障によりそれぞれ原子炉の計画外停止があり、復旧及び再発防止のための対策等を講じた。照射技術の開発では、原研・原電の共同研究で進めているIASCC照射下試験(照射中にIASCCを再現)の実施に向け、炉外装置の設置及びモックアップキャプセルを使用した試験等を行うとともに、試験時の腐食電位測定のための水質評価モデルの検討等を行った。核融合炉ブランケットに関する研究では、高温で使用可能なトリチウム増殖材料,耐放射線性小型モータの開発等を行った。このほか、国際研究協力協定に基づき、照射試験,照射後試験技術の開発に関する韓国原子力研究所(KAERI)との研究協力,核融合炉ブランケット開発に関するIEA(国際エネルギー機関)国際協力等を実施した。また、所内にJMTR将来計画検討委員会を設置し、大学,産業界,研究機関からの有識者,専門家の参加を得て、JMTRの今後の計画について検討を行った。
奥村 啓介; 大木 繁夫*; 山本 宗也*; 松本 英樹*; 安藤 良平*; 辻本 和文; 笹原 昭博*; 片倉 純一; 松村 哲夫*; 青山 卓史*; et al.
JAERI-Research 2004-025, 154 Pages, 2005/01
JAERI-Research-2004-025.pdf:19.46MB
本報告書は、シグマ研究委員会・核燃料サイクル専門部会・核種生成量評価ワーキンググループ(WG)における平成13
15年度の活動成果についてまとめたものである。同WGでは、軽水炉及び高速炉で照射されたUO
又はMOX燃料、及び高速炉で照射されたアクチノイド試料に対する照射後試験の解析を、JENDL-3.2, JENDL-3.3及びその他の海外の核データライブラリとORIGENコードやより詳細な解析コードを使用して行った。これらの結果から、核種生成量評価の予測精度の現状と問題点が論じられる。さらに、最新のJENDL-3.3に基づくORIGENコード用のPWR, BWR, FBR用の断面積ライブラリの作成,ORIGEN計算への中性子スペクトルインデックスの導入検討、及びORIGENユーザーへの核種生成量評価に対する期待精度のアンケート調査といった活動の成果についても報告する。
小野澤 淳; 串田 輝雄; 金澤 浩之
JAERI-Tech 2004-061, 39 Pages, 2004/11
JAERI-Tech-2004-061.pdf:8.64MB
照射済み燃料に生じるスエリング(体積膨張)は、照射による核分裂生成物(FP)のペレット内への蓄積によって発生する。スエリング率は、照射中の中性子束密度に依存するため、ペレットの中心部と外周部ではその値が大きく異なる。これらを詳細に比較するためには、ペレットから採取した幾つかの微小試料(数mgから数十mg)の密度を正確に測定する必要があるが、原研・燃料試験施設における現有の放射性試料対応型密度測定装置では、微小試料の密度を高精度で測定するのは困難である。このような背景のもとに、高い放射能を有する微小な試料の密度を、遠隔操作によって高精度かつ容易に測定を可能とするワンススルー型微小試料密度測定装置を開発した。本開発では、
3
1tmmの試料における密度値1%TD以下,標準偏差0.05以内を目標精度とした。形状,重量,密度の異なる金属標準試料及びセラミック標準試料を用いた種々の特性試験の結果において、当該装置に期待される十分な性能を有することが確認できた。また、可動部をモーター駆動することにより測定にかかわる一連の流れを自動化し、遠隔操作にて容易に密度測定が可能となった。今後、本装置をホットセル内に設置する予定である。
