水銀ターゲット容器内壁のキャビテーション損傷観察に関する技術資料,2; キャビテーション損傷深さの測定

直江 崇; 涌井 隆; 木下 秀孝; 粉川 広行; 勅使河原 誠; 羽賀 勝洋

JAEA-Technology 2023-022, 81 Pages, 2024/01

JAEA-Technology-2023-022.pdf:9.87MB

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、高エネルギーのパルス陽子ビーム入射時に、核破砕反応による中性子の発生と同時に水銀の急激な熱膨張によって、圧力波が発生する。この圧力波は、水銀中を伝ぱする過程で負圧によるキャビテーションを誘発する。水銀を充填するステンレス鋼製の水銀ターゲット容器の内壁近傍でキャビテーションが崩壊することによって、内壁表面には激しい壊食損傷が形成される。水銀ターゲット容器は、陽子ビームが入射することによって先端部分の内部発熱に起因する熱応力を低減するために、先端部を厚さ3mmの薄肉構造としている。陽子ビーム強度の増加に伴って、キャビテーションによる攻撃性は増加するため、壊食損傷がターゲット容器の疲労破壊や水銀の漏洩につながる。したがって、設計出力である1MWでの長期的な安定運転を実現するために損傷の低減化が求められている。キャビテーションによる容器壁面の壊食損傷を低減することを目的として、圧力波を低減するための水銀中への微小気泡注入や、ターゲット容器先端部の2重壁構造化などの対策を施している。損傷低減化策の効果の確認や、ビーム出力と壊食痕による損傷深さの相関を評価し、今後の運転条件を検討するために、使用済みのターゲット容器の先端部から試験片を切出し、損傷の観察を実施している。これまでに、内壁に形成されたキャビテーションによる損傷形態の観察と壊食痕による損傷の深さを測定することで、運転条件との相関について検討を実施し、気泡注入によって著しい損傷低減効果が発現されること、2重壁構造によって、先端部分の損傷形成がビーム出力に依存せず抑制できることを確認した。これらの成果によって、施設の設計目標である1MWの安定運転を実施可能な見通しを得た。本報では、これまでに開発、適用した実機水銀ターゲット容器内壁の損傷観察の手法、測定結果及び運転条件との相関についてこれまでに得られた成果をまとめる。

Experimental validation of tensile properties measured with thick samples taken from MEGAPIE target

斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152146

流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。

SWAT4.0を用いたBWR燃料の照射後試験解析

菊地 丈夫; 多田 健一; 崎野 孝夫; 須山 賢也

JAEA-Research 2017-021, 56 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-021.pdf:2.15MB
JAEA-Research-2017-021(errata).pdf:0.13MB

東京電力福島第一原子力発電所事故の対策において、燃料デブリの臨界管理は最も重要な研究課題の一つである。現在の我が国の使用済燃料の臨界管理では、新燃料の組成を仮定している。この仮定を燃料デブリに適用した場合、燃料デブリ中の含水を考慮し、Gdなどの中性子吸収材を含まない体系においては、多くの条件において実効増倍率が1.0を超える可能性がある。そのため、燃焼度クレジットの適用が現在検討されている。燃焼度クレジットを燃料デブリの臨界管理に適用するためには、使用済燃料の同位体組成の計算精度と同位体組成の測定値と解析値の差異が実効増倍率に与える影響について検証する必要がある。原子力機構では使用済燃料の同位体組成の参照解を得ることを目的として燃焼計算コードSWAT4.0を開発した。SWAT4.0の計算精度を検証するため、東京電力福島第二原子力発電所2号機の88BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

Field emission-type scanning electron microscope for examination of irradiated fuels

安田 良; 三田 尚亮; 西野 泰治; 仲田 祐仁; 野沢 幸男; 原田 克也; 串田 輝雄; 天野 英俊

Nuclear Technology, 151(3), p.341 - 345, 2005/09

https://doi.org/10.13182/NT05-A3656

照射済燃料・材料の表面微細組織観察をするために原研・燃料試験施設に設置した。FE-SEMは、オペレーターの安全を確保するために、遮へい容器に据え付けられた。その遮へい容器には遠隔操作を円滑に進めるためのマニプレータ等の機器が取り付けられている。また、放射線の影響を低減させるためのコリメータを取り付けたEDSも、観察領域の組成分析をするために設置された。設置後、性能確認のために、金蒸着膜,水素処理したジルカロイ被覆管を観察試験した。その結果、良好な画像が取得できたことから、改造・設置後も所期性能を保っていることを確認した。

JMTRホットラボにおける燃料・材料の照射研究への貢献

近江 正男

日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 8 Pages, 2005/07

ホットラボ施設(照射後試験施設)は、動力炉や試験研究炉で中性子照射した原子炉燃料や材料について、照射による物理的あるいは化学的変化を調べるために、その目的に応じた種々の試験・検査を行う施設である。また、ホットラボ施設には、取り扱う試料,試験・検査の目的に応じて、施設の設置時期の最新技術が採用されるとともに新たに技術開発された試験・検査機器が設置されている。JMTRホットラボでは、原子力研究の進展に伴い、原子力研究開発の研究者の多種多様な試験要求に適切に対応しつつ、照射後試験を安全確実に遂行しており、現在、ホットラボでは軽水炉の高経年化にかかわる多種多様な照射後試験を実施し、研究者から求められる試験要求に応えている。ここでは、JMTRホットラボ施設の概要及び試験分野の状況,今までに行った主な照射後試験及び成果、また、これまでに燃料及び材料試料のために開発,整備された照射後試験装置を紹介する。

Bend-fatigue properties of 590 MeV proton irradiated JPCA and 316F SS

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.1093 - 1097, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.152

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。また、高エネルギー陽子の入射に伴って発生する圧力波及びビームトリップによる熱応力が核破砕ターゲットの容器材料に発生し、その応力成分は曲げが中心となる。材料の設計寿命や健全性評価には照射材の曲げ疲労データが必要である。スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で陽子照射した鋼材の一部を原研に輸送し、照射後試験を行った。疲労試験には新たに開発したセラミックアクチュエーター式の曲げ疲労試験機を用いた。曲げ疲労試験の結果、同一変位に対する疲労寿命は、照射によって低下することがわかったが、照射条件と疲労寿命の関係は明確には見られなかった。破面のSEM観察の結果、多くの試料は延性破面であるが、360Cで12.5dpa照射した316F-SAでは粒界破面も観察された。

RI・研究所等廃棄物の埋設処分における安全評価上重要核種の選定,2; 原子炉施設及び照射後試験施設から発生した廃棄物の核種分析手法の検討

浅井 志保; 坂井 章浩; 吉森 道郎; 木原 伸二

JAERI-Tech 2003-071, 46 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-071.pdf:4.31MB

RI・研究所等廃棄物処分の放射能インベントリー調査において、実廃棄物を対象とした放射化学分析により、計算・記録により求めた核種組成比の検証を行うため、原子炉施設及び照射後試験施設から発生した廃棄物を対象として、RI・研究所等廃棄物の核種組成比にかかる特徴を考慮した分析スキームを検討した。本分析法は、分離工程を合理化するものであるが、Ni及びUのような組成比の小さい核種を含む全ての核種について相対誤差が数10%程度で定量値が得られ、かつ各分離系統における回収率がおおむね良好であった。これらの結果から、検討した分析スキームは、原子炉施設及び照射後試験施設から発生する廃棄物の放射化学分析法として簡便かつ妥当であることを確認した。

遠隔操作式高分解能走査型電子顕微鏡の開発

安田 良; 西野 泰治; 三田 尚亮; 仲田 祐仁; 原田 克也; 野沢 幸男; 天野 英俊

JAERI-Tech 2002-081, 34 Pages, 2002/10

JAERI-Tech-2002-081.pdf:11.76MB

発電コストの効率化及び廃棄物の低減を目的として軽水炉燃料の高燃焼度化が計画されているが、高燃焼度化に伴う燃料挙動の変化に関する情報が、燃料の安全評価上必要とされている。燃料を高燃焼度化した場合、燃料ペレット及びジルカロイ被覆管にリム組織,水素化物などさまざまな微細組織が形成され、燃料の燃焼挙動に影響を及ぼすことが懸念されている。これらの微細組織の形成機構を検討するために、燃料・材料の表面微細組織の形状,寸法及び組成に関する知見が重要となる。日本原子力研究所ホット試験室では、微細組織の観察に有効である高分解能走査型電子顕微鏡を燃料試験施設に開発・整備した。本装置は、高放射性物質を試料として使用するため、遠隔操作式であり、遮へい能力,耐震性及び負圧維持を十分に担保した遮へい体並びにマニプレータ等の付属機器を設置し、安全性及び操作性を考慮した構造とした。また、組成分析するために可変型コリメータなどを組み込んだ高放射性試料対応エネルギー分散型検出器(EDS)を設置した。ジルカロイ水素吸収管及び酸化膜形成管を用いた特性試験を行った結果、高倍率10,000~30,000倍でも鮮明な撮影が可能であり、所期性能が維持されていることを確認した。

Revised burnup code system SWAT; Description and validation using postirradiation examination data

須山 賢也; 望月 弘樹*; 清住 武秀*

Nuclear Technology, 138(2), p.97 - 110, 2002/05

https://doi.org/10.13182/NT02-A3282

燃焼計算コードSWATが、燃焼度クレジットの解析のために改良された。改良されたSWATの重要な特徴は、その機能がもととなったコードに変更を加えることなく、検証された核計算コードを呼び出すことで実現されていることである。この特徴は、UNIXのシステム関数を用いて実現されており、これによってSWATは個々のコードの開発に独立となっている。改良されたSWATのパッケージには、JENDL-3.2とJNDC FPライブラリ第2版に基づいた最新のライブラリが付属している。これらによって、燃焼問題、例えば照射後試験の解析を、断面積だけでなく核分裂収率及び崩壊定数も最新のデータを使用して行うことができる。ほかの機能は、もっとも信頼性の高い燃焼計算コードORIGEN2のライブラリ作成である。この機能によって作成されたライブラリを使用することで、ORIGEN2のユーザーはSWATとほぼ同じ結果を得ることができる。改良されたSWATの検証は、Calvert Cliffs一号炉及び、日本国内のPWRからの使用済燃料を対象とした照射後試験の解析によって行われた。Calvert Cliffs一号炉からのPIEデータの解析では、改良されたSWATがFPの計算精度が向上していることと、減速材温度が重要であることが示された。日本国内のPWRからのPIEデータの解析では、改良されたSWATが1717燃料から得られたUO燃料の実験値から、主要ウラン及びプルトニウムについて、5%以内で計算できることがわかった。また、FPに関してはサマリウムを含む多くの同位体で10%以内の結果となっている。これらの結果は、改良されたSWATがPWR使用済燃料の同位体組成の予測に高い信頼性を有していることを示している。