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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.
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。
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。
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.
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。
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。
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。
須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典
Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04
本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。
原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治
JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB
燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-Review 2003-041, 89 Pages, 2004/01
JAERI-Review-2003-041.pdf:6.32MB
2002年度(平成14年度)は、第145サイクルから第147サイクルのJMTR(材料試験炉)共同利用運転を行い、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を実施した。制御棒駆動機構の誤信号発生,一次冷却水漏れにより2度の計画外停止があり、それぞれ復旧及び再発防止のための点検,運転手引や関連設備の改良等を行った。また、炉内構造物であるベリリウム枠の更新等を実施した。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、中性子及び
線による加熱率の評価方法に関する検討,IASCC照射試験に関する照射温度評価・制御技術の開発を行うとともに、照射後IASCC試験技術の開発を進め、照射下-照射後試験の比較ができる見通しを得た。核融合炉ブランケットに関する研究では、トリチウム増殖材微小球製造のための新規な湿式製造法基本プロセスの確立,部分モジュールインパイル機能試験のための技術開発等を行った。以上のほか、日韓研究協力協定のもとに、照射技術及び照射後試験技術についてそれぞれ韓国原子力研究所(KAERI)と共同セミナーを開催した。本報告書は、これら2002年度のJMTR運転,関連する技術開発等についてまとめたものである。
須山 賢也; Nouri, A.*; 望月 弘樹*; 野村 靖*
JAERI-Conf 2003-019, p.890 - 892, 2003/10
同位体組成データは、照射済燃料の燃焼計算の検証に必要とされるデータである。2002年9月より、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、照射済燃料同位体組成データベースSFCOMPOを運用してきた。本報告では、SFCOMPOの最新版の状況とOECD/NEAでの今後の開発計画を報告する。
沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義
JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09
JAERI-Research-2001-043.pdf:14.92MB
高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。
pellet原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊
HPR-356, 11 Pages, 2001/00
照射済UOペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO及び未照射UOペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UOペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUOペレットの融点測定結果について報告する。
須山 賢也; 清住 武秀*; 望月 弘樹*
JAERI-Data/Code 2000-027, 88 Pages, 2000/07
JAERI-Data-Code-2000-027.pdf:4.08MB
SWATは、照射後試験、消滅処理、そして燃焼度クレジットの解析を目的に開発された統合燃焼計算コードシステムである。本レポートは、改訂されたSWATの概要とそのマニュアルである。本改訂は、機能拡充、対応マシンの増大、そしてこれまでに報告された不具合の修正より成っている。
湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 石川 明義; 冨田 健; 飯田 省三; 関野 甫
Nuclear Technology, 130(3), p.272 - 281, 2000/06
被引用回数：71 パーセンタイル：96.73(Nuclear Science & Technology)ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補の一つである。ZrC被覆燃料粒子とSiC被覆燃料粒子の高温における照射性能を比較するために、同一条件の下で、キャプセル照射試験を実施した。照射温度は1400-1650
C、燃焼率は4.5%FIMAであった。照射後試験の粒子断面観察において、ZrC被覆層にはパラジウムによる腐食は観察されなかったが、SiC被覆層にはパラジウム腐食が認められた。被覆層の貫通破損率の検査では、ZrC被覆燃料粒子には有意な破損は認められなかったが、SiC被覆燃料粒子には照射による破損が認められた。ZrC被覆燃料粒子の高温における優れた照射性能が明らかになった。
材料試験炉部
JAERI-Review 2000-007, p.94 - 0, 2000/05
JAERI-Review-2000-007.pdf:4.32MB
1998年度は、5サイクル(約130日)の利用運転を行い、BWR燃料の出力急昇試験、軽水炉炉内構造材の照射誘起応力腐食割れ試験研究のほか、基礎研究及びRI製造等を目的として、延べ134本・サイクルのキャプセルと107本の水力ラビットの照射と照射後試験を行った。技術開発に関しては、炉内線分布評価、酸素ポテンシャルセンサ、軽水炉環境照射装置、アクチノイド水素化物照射キャプセル、パルス照射のための回転キャプセル、キャプセル温度制御の自動化、微小試験片照射後試験技術、き裂進展長さ測定技術、非破壊的照射脆化診断法の開発を進めた。また、JMTRの稼働率向上のための炉心変更の検討を行った。核融合炉ブランケットに関する研究開発では、トリチウム増殖材と中性子増倍材開発、トリチウム生成・回収特性、プラズマ対向機器熱負荷試験、照射済み構造材の再溶接性試験等を進めた。
