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加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Ceramics)Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.
川村 奨; 菊地 将宣; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-041, 103 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-041.pdf:8.7MB
JRR-3原子炉施設は、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新たに基準地震動を策定し平成30年11月に設置変更許可を取得した。その後、新たに策定された基準地震動を用いて本原子炉施設に設置されている制御棒について地震時の挿入性評価を実施し、その評価結果について令和2年10月及び令和3年1月に設計及び工事の計画の認可を取得した。本報告書は、設計及び工事の計画の認可を受けた制御棒の挿入性のうち、中性子吸収体及びフォロワ型燃料要素の地震時の挿入性について新たに時刻歴応答解析を実施し、その挿入性が既認可の評価に比べ十分な余裕を有することを確認した結果を示すものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-036, 115 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-036.pdf:7.15MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。
-ray discrimination based on the property and thickness controls of scintillators using Li glass and LiCAF(Ce) in a -ray field冠城 雅晃; 島添 健次*; 寺阪 祐太; 富田 英生*; 吉橋 幸子*; 山崎 淳*; 瓜谷 章*; 高橋 浩之*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1046, p.167636_1 - 167636_8, 2023/01
被引用回数：3 パーセンタイル：90.12(Instruments & Instrumentation)波形分別手法を実施せず、強い線場において熱中性子検出器をするための無機シンチレーターの厚さと性質の制御に焦点を当てた。測定では、0.5mmならびに1.0mm厚のGS20
(Liガラス)ならびにLiCaAlF
結晶(LiCAF:Ce)を採用し、上記のシンチレーターを結合させた光電子増倍管からのパルス信号を1Gspsのデジタル信号処理に入力し、360ns間の波形面積を積分した。
Coの線場において、0.5mm厚のGS20では0.919Gy/hまで中性子検出器が可能であった。一方で、0.5mm厚のLiCAF:Ceは、0.473Gy/hまで中性子検出が可能であったが、0.709Gy/hで中性子検出器が不可能であり、中性子/線分別において、GS20は、より良いエネルギー分解能と高中性子検出効率により、LiCAF:Ceよりも優れている結果であった。
垣内 一雄; 山内 紹裕*; 天谷 政樹; 宇田川 豊; 北野 剛司*
Proceedings of TopFuel 2022 (Internet), p.409 - 418, 2022/10
In order to examine the influence of cladding microstructural changes upon the mechanical property of the fuel cladding under LOCA conditions in a more direct and quantitative manner, the nanoindentation method has been applied to Zircaloy-4 cladding specimens after LOCA simulated tests (about 1473 K, ECR 20%, quench at 973 K after slow cooling); results for two specimens taken from the rupture opening part and secondary hydriding part were compared. In addition to hardness and Young's modulus, the plastic work fraction that corresponds to the relative ductility was evaluated from the load-displacement curve. The plastic work fraction at the secondary hydriding part was found to be obviously lower than that at the rupture opening part and closer to that in 
-Zr(O) layers beneath the outer surface. This result from the nanoindentation method agrees with the conventional knowledge about low ductility at the secondary hydriding part.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2021-058, 75 Pages, 2022/02
JAEA-Review-2021-058.pdf:4.82MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「燃料デブリにおける特性の経年変化と環境劣化割れの調査」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリの環境劣化に依存したひび割れを研究対象とし、酸化や水素吸収による劣化モデルを構築し、材料学視点から燃料デブリにおける環境劣化因子の変化に伴う構成物の特性変化を評価、さらに、環境加速割れに関する系統的な調査を通し、特性変化と割れとの相関を明らかにすることを目的とする。本研究は、1F燃料デブリの取出し、長期の保管・処理、経年劣化などのプロジェクトに貢献することを目指すものである。
足立 望*; 上野 春喜*; 尾上 勝彦*; 諸岡 聡; 戸高 義一*
ISIJ International, 61(8), p.2320 - 2322, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：25.78(Metallurgy & Metallurgical Engineering)This study investigated the hydrogen permeation property of cementite by fabricating bulk cementite sample using the process combining the mechanical ball milling and subsequent pulse current sintering. The bulk cementite sample having a 96 vol% of cementite was successfully fabricated. The prepared bulk cementite showed no signal of hydrogen permeation during the 3.5 day of electrochemical hydrogen permeation test. The morphology of blister formed in the sample indicated that diffusion coefficient of hydrogen in cementite is very small.
高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08
炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
JAEA-Review-2020-007.pdf:6.63MB
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
Naeem, M.*; He, H.*; Zhang, F.*; Huang, H.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Wang, B.*; Lan, S.*; Wu, Z.*; Wang, F.*; et al.
Science Advances (Internet), 6(13), p.eaax4002_1 - eaax4002_8, 2020/03
被引用回数：145 パーセンタイル：99.09(Multidisciplinary Sciences)High-entropy alloys exhibit exceptional mechanical properties at cryogenic temperatures, due to the activation of twinning in addition to dislocation slip. The coexistence of multiple deformation pathways raises an important question regarding how individual deformation mechanisms compete or synergize during plastic deformation. Using in situ neutron diffraction, we demonstrate the interaction of a rich variety of deformation mechanisms in high-entropy alloys at 15 K, which began with dislocation slip, followed by stacking faults and twinning, before transitioning to inhomogeneous deformation by serrations. Quantitative analysis showed that the cooperation of these different deformation mechanisms led to extreme work hardening. The low stacking fault energy plus the stable face-centered cubic structure at ultralow temperatures, enabled by the high-entropy alloying, played a pivotal role bridging dislocation slip and serration.
岡崎 泰幸*; 林 久資*; 青柳 和平; 森本 真吾*; 進士 正人*
Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12
トンネルの支保工の設計の際、数値解析により掘削時の岩盤の挙動や支保工へ作用する応力が予想される。しかしながら、解析では、岩盤の持つ力学的な不均質性を考慮しない場合が通常である。そのため、解析では掘削時の岩盤挙動を正確に再現できていない可能性がある。そこで、本研究では、幌延深地層研究センターの深度350mの調査坑道を対象として、岩盤の持つ不均質性を考慮したトンネル掘削解析を実施した。結果として、調査坑道で計測されたような局所的に作用する支保工応力を再現するためには、岩盤の不均質性を考慮する必要があることが明らかとなった。また、不均質性の寸法の考慮も重要な要素であることが明らかとなった。
飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11
JAEA-Data-Code-2018-013.pdf:1.67MB
原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。
北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11
Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO
, (U,Zr)O, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.
廣岡 瞬; 加藤 正人
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.356 - 362, 2018/03
被引用回数：8 パーセンタイル：62.99(Nuclear Science & Technology)密度, O/MおよびPu含有率をパラメータとして、MOXの音速測定を行った。これらのパラメータの影響はそれぞれ一次関数でよくフィッティングすることができ、MOXの音速を評価するフィッティング式が得られた。得られた音速のデータから機械物性が評価され、例として、密度低下によりヤング率は急激に低下する結果が得られた。また、過去に報告されている熱膨張のデータを用いることにより、ヤング率の温度依存性を評価した。温度上昇によりヤング率が低下し、文献値とよく一致する結果が得られた。
加藤 正人; 中村 博樹; 渡部 雅; 松本 卓; 町田 昌彦
Defect and Diffusion Forum, 375, p.57 - 70, 2017/05
PuOの実験データをレビューし、酸素ポテンシャル、電気伝導率及び第一原理計算結果を用いて欠陥濃度を評価した。欠陥濃度を評価する式を導出し、様々な基礎特性の間の整合性を確認するとともに、熱物性を評価するための機構論的モデルを導出した。
中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦
Proceedings of International Conference on Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength 2016 (APCFS 2016) (USB Flash Drive), p.283 - 284, 2016/09
過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O/HO雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O/I雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000
Cの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、HOの添加によりO雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O/I雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、NCF600の方が想定される過酷環境における耐食性が高いことが示唆された。
濱田 崇; 長谷川 伸; 深沢 秀行*; 澤田 真一; 越川 博; 宮下 敦巳; 前川 康成
Journal of Materials Chemistry A, 3(42), p.20983 - 20991, 2015/11
被引用回数：34 パーセンタイル：70.73(Chemistry, Physical)燃料電池の本格普及のため、低加湿下でのプロトン導電率と高加湿下での機械強度を併せ持つ電解質膜が不可欠である。本研究は、膜強度の高いポリ(エーテルエーテルケトン) (PEEK)に着目し、放射線グラフト重合により高いイオン交換容量(IEC)を有するPEEK-グラフト型電解質膜(PEEK-PEM)を合成することで、導電率と機械的強度の両立を目指した。IEC=3.08mmol/gのPEEK-PEMは、80Cにおいて、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンと同等の導電率、高加湿下(相対湿度100%)で1.4倍の引張強度(14MPa)を示した。さらに、PEEK-PEM (IEC=2.45mmol/g)を用いて作製した燃料電池は、高加湿下(相対湿度100%)でナフィオンと同等、低加湿下(相対湿度30%)でナフィオンの2.5倍の最大出力密度を示した。X線回析からPEEK-PEMは、グラフト重合中、結晶性が増加するため、高いIECを持つPEEK-PEMにおいても、高い機械的強度を示すことが明らかとなった。
植木 悠二; 佐伯 誠一; 瀬古 典明
日本イオン交換学会誌, 25(4), p.99 - 104, 2014/11
The dynamic adsorption/elution properties of an ethyl p-styrenesulfonate (EtSS)-based fibrous graft adsorbent having sulfonic acid (SO
H) groups were evaluated by column-mode adsorption/elution tests for various cations. The EtSS-based fibrous graft adsorbent could work to capture various cations rapidly even under high flow rate conditions, compared with a commercial granular resin. The reason for this difference of adsorption rates was thought to be that the target ions were easily and rapidly transported near the SOH groups of graft chains by fluid convection. The affinity order of the fibrous graft adsorbent for cations depended on the cationic size and valence. It was found that the EtSS-based fibrous graft adsorbent preferentially adsorbed more multiply-charged cations having a larger cationic radius. The adsorbed cations could be easily eluted and concentrated by 1 M HNO aqueous solution, and the recovery of each cation was reached over 90%. Based on the above results, it was found that the EtSS-based fibrous graft adsorbent could be available as a sophisticated metal adsorbent in the industrial processes.
湊 和生; 高野 公秀; 西 剛史; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄
Recent Advances in Actinide Science, p.317 - 322, 2006/06
高レベル廃棄物の放射性毒性を低減し、地層処分場を有効に使用するために、将来の燃料サイクルの選択肢として、プルトニウムばかりでなくマイナーアクチノイド(MA)もリサイクルすることが考えられている。MA含有燃料の研究開発のために、新しい不活性雰囲気の実験設備を整備し、MA窒化物,MA酸化物の熱物性を測定した。MA窒化物は炭素熱還元法によりMA酸化物から調製した。格子定数及びその熱膨張を高温X線回折により測定し、熱拡散率をレーザフラッシュ法により測定した。
若井 栄一; 大塚 英男*; 松川 真吾; 古谷 一幸*; 谷川 博康; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*; 山本 敏雄*; 高田 文樹; 實川 資朗
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1077 - 1084, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：60.27(Nuclear Science & Technology)微小試験片の試験技術は核融合炉材料の強度特性を調べるために発展しているが、これは特に、IFMIFでは照射スペースが小さくならざるを得ないことに由来している。本研究ではF82H鋼を用いて微小な曲げ試験片(ノッチ部に疲労予亀裂入)であるt/2の1/3PCCVN(pre-cracked Charpy V-Notch)とDFMB(deformation and fracture mini bend)を作製し、これらの曲げ試験片の靭性を評価するための新しい試験装置の開発について紹介する。本装置は約-180Cから300Cまでの範囲で、変位量を高精度に制御して試験できるように設計した。また、室温でこれらの試験片を用いて静的破壊靭性試験を行い、大きめのサイズを持つ0.18DCT試験片の試験結果との比較を行った。加えて、t/2-CVNと1/3CVN及びt/2-1/3CVN片を用いて、衝撃試験によって得られた吸収エネルギーの温度変化から延性脆性遷移温度(DBTT)を評価し、t/2-1/3CVNのDBTTは大きい試験片の場合より約30C低くなる結果を得た。他方、微小引張り試験やスモールパンチ試験による強度とDBTT等の評価も同様に進めた。
