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小澤 正明*; 天谷 政樹
日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.185 - 200, 2020/12
発電用軽水炉(LWR)では、冷却材喪失事故時に炉心の冷却可能形状を維持するとともに放射性核分裂生成物の公衆及び環境への放出を最低限にするために設計された非常用炉心冷却系(ECCS)が設けられている。LWR用ECCSに関する規制基準は、設計上の安全機能及び性能の評価並びに安全評価結果の安全裕度を確保するために定められている。日本における現在の基準は1981年に定められ、これは旧基準に対し当時の知見を加えたものである。この基準制定以降、燃料被覆管の材質、設計等を変えることで燃料燃焼度が進展し、これに伴い高燃焼度燃料のLOCA時の安全性を評価する研究を通して更に知見が蓄積されてきた。本論文では、日本の現行のECCS基準の高燃焼度燃料への適用性に関する最近の研究成果と今後の課題をまとめた。現在までに得られている研究成果によれば、燃焼度進展がLOCA時の被覆管酸化や急冷時破断限界に及ぼす影響は小さく、現行基準が高燃焼度燃料にも適用可能であることが分かった。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05
酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。
杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久
Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09
改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO
燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25
m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。
永瀬 文久; 谷本 政隆*; 上塚 寛
IAEA-TECDOC-1320, p.270 - 278, 2002/11
高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを取得することを目的に、原研は体系的な研究計画を進めている。これまでに、非照射被覆管を用いた高温酸化試験を実施し、酸化速度に対する予備酸化と予備水素吸収の影響を分離的に調べた。また、被覆管の急冷時耐破断特性に及ぼす予備水素吸収の影響を調べるためにLOCA条件を模擬した「総合的な熱衝撃試験」を行った。試験の結果、軸方向拘束のない条件下では、破断限界となる酸化量に、予備水素吸収の影響が見られないことが示された。一方、拘束される条件では、予備水素吸収により破損限界酸化量が低下することが判明した。
ホット試験室
JAERI-Review 2001-044, 95 Pages, 2001/12
JAERI-Review-2001-044.pdf:6.55MB
本報告書は、平成12年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第二発電所1号機で照射されたBWR燃料集合体の照射後試験を開始した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験,岩石型燃料の照射後試験,JNC・常陽炉で照射された混合炭窒化物燃料の照射後試験を実施した。WASTEFでは陸域における放射性核種の移行挙動等に関する研究,バリア性能研究及び再処理施設新材料耐食安全性実証試験等を実施した。ホットラボでは、NSRRパルス照射燃料,軽水炉用圧力容器鋼材及び核融合炉用材料等について、各種の照射後試験を行った。
ホット試験室
JAERI-Review 2000-015, 113 Pages, 2000/09
JAERI-Review-2000-015.pdf:6.09MB
本試験は、平成11年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関西電力・高浜発電所3号機で照射されたPWR燃料集合体の後処理を開始するとともに燃料構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用として、NSRRにおけるパルス照射実験のための燃料棒短尺加工及び照射後試験、岩石型燃料の照射後試験等を実施した。WASTEFでは、廃棄物固化体の高度化に関する試験放射性核種の移行挙動に関する研究等を実施した。ホットラボではNSRRパルス照射燃料、軽水炉圧力容器鋼材、核融合炉用材料等の照射後試験を行った。
ホット試験室
JAERI-Review 99-026, p.118 - 0, 1999/11
JAERI-Review-99-026.pdf:9.93MB
本報告書は、平成10年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともに、核燃料サイクル開発機構「ふげん」炉で照射された被覆管試料及びPWR燃料集合体構成部材にかかわる照射後試験を実施した。また、所内利用に応えてNSRRパルス照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料及び原電東海1号機燃料モニタリングにかかわる総合評価を行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究にかかわる試験を継続して行った。
not registered
JNC TN1400 99-016, 171 Pages, 1999/08
機構は、大学及び研究機関(以下「大学等」という。)との研究協力の推進を図るため、平成7年度から先行基礎工学研究協力制度を発足させた。同制度は、平成10年度で4年目を迎え、研究協力テーマが増加し、順調に推移している。同制度は、機構の施設及び設備を主に利用し、機構が取り組むプロジェクト研究に先行した基礎・基盤的研究を大学等との研究協力により推進することを目的とする。同制度は、機構が設定した研究協力テーマに対して、大学等からの研究協力課題及び研究協力者の応募をもとに、研究協力課題及び研究協力者を選考し、大学等との共同研究の実施、客員研究員あるいは研究生の受け入れ、もしくはこれらの組み合わせにより研究協力を実施している。本報告書は、平成10年度に実施した高速増殖炉関係及び環境技術関係の先行基礎工学分野に関する34件の研究協力課題の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、34件の研究協力課題のうち、高速増殖炉関係の9件及び環境技術関係の3件の合計12件については、平成10年度で終了した。
笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見; 菊池 圭一*; 安部 智之*
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
高燃焼度UO
燃料を用いたNSRR実験で、破損しきい値の低下が明らかにされたことから、MOX燃料についても、これらのことを確認する必要がある。我が国では、軽水炉でMOX燃料を燃やすプルサーマル計画や、MOX燃料の高燃焼度化計画が進められている。MOX燃料の軽水炉での利用に関しては、UO燃料と両立することが重要であり、核的及び熱水力的な特性がUO燃料と同等となるよう燃料を設計する必要がある。この計画を円滑に進めるためには、通常運転時及び過渡時の燃焼の進んだ燃料のふるまいを把握することが重要である。これに合わせて、NSRRでは平成7年度から照射済MOX燃料を用いたパルス照射実験を実施している。パルス照射実験に供する試験燃料は、新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」において燃焼度約20GWd/tまでベース照射したMOX燃料をNSRR実験用に短尺化したものを用いている。本報告では、これまでに行われた4回の実験について、破損しきい値、FPガス放出等の反応度事故時の燃料挙動を報告する。
ホット試験室
JAERI-Review 98-023, 97 Pages, 1998/12
JAERI-Review-98-023.pdf:5.35MB
本報告書は、平成9年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されたPWR燃料集合体の照射後試験を実施するとともにBWR及びATR燃料集合体の照射後試験が終了したのに伴い燃料集合体再組立を実施した。また、所内利用に応えて、NSRR照射用燃料の短尺加工、安定化プルトニウム燃料の照射後試験、高燃焼度燃料の特殊照射後試験等を実施した。ホットラボでは、NSRR照射燃料、HTTR用燃料・材料、核融合炉用材料及び原電東海1号炉の燃料及び鋼材モニタリングを行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究に係る試験を継続して行った。
ホット試験室
JAERI-Review 98-001, 92 Pages, 1998/02
JAERI-Review-98-001.pdf:4.14MB
平成8年度のホット試験室の活動について燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理と技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機で使用されてPWR燃料集合体、東電・福島第2発電所で使用されたBWR燃料集合体の照射後試験及び動燃・ふげんで照射された集合体の部材試験等を行うとともに、所内利用に応えて、NSRR及びJMTRでの再照射に供する燃料棒の短尺加工、高燃料度燃料の照射後試験、安定化プルトニウム燃料燃焼法に係わる照射後試験を実施した。ホットラボでは、NSRRバーンアップ燃料、HTTR用燃料・材料、核融合炉用材料及び原電・東海発電所の燃料及び鋼材のモニタリングを行った。WASTEFでは、高レベル廃棄物処理処分の研究に係わる試験を継続して行った。
ホット試験室
JAERI-Review 97-001, 118 Pages, 1997/02
JAERI-Review-97-001.pdf:4.36MB
本報告書は、平成7年度のホット試験室における燃料試験施設、WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理と、それぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、関電・高浜3号機のPWR燃料、東電・福島第2発電所のBWR燃料及び動燃・ふげん照射用燃料等の照射後試験を行うとともに、所内利用に応えてNSRR及びJMTRに供する照射済長尺燃料棒の短尺加工、高燃焼度燃料の熱拡散率測定等の照射後試験を行った。ホットラボでは、研究炉用燃料・材料、NSRRパルス照射燃料等の照射後試験を実施するとともに、原電・東海発電所の燃料モニタリングを継続して行った。WASTEFでは、環境安全研究部からの依頼に応えてガラス固化体及びシンロック固化体等の試験を行った。
not registered
PNC TN1430 97-001, 28 Pages, 1997/01
事業団は、大学との研究協力の推進を図るため、平成6年度に大学との研究協力のあり方等を検討した。その審議結果に基づき、平成7年度から、先行基礎工学研究協力制度として実施している。先行基礎工学研究協力制度は、事業団の施設を主に利用した原子力工学分野に関する基礎的研究を大学との研究協力により推進するために、新たに設けた制度である。この制度は、事業団が設定した研究協力テーマに対して、大学側からの研究協力課題、研究者の応募をもとに、研究協力課題を選考し、大学との共同研究の設定、客員研究員の受入れ、研究生の受入れ等により研究協力を実施してきた。本報告書は、平成7年度に実施した高速増殖炉関係の先行基礎工学に関する8研究協力テーマ9件の実施結果の概要をまとめたものである。
石島 清見; 更田 豊志
NUREG/CP-0157, 1, p.93 - 105, 1996/10
高燃焼度PWR燃料を用い、NSRRにおいて進められているRIA実験の最近の成果について報告する。実験条件、過渡記録、照射後試験結果等について紹介する。特に、PCMI破損が生じたHBO-5実験については、金相試験の結果等に基づき検討を行う。
齋藤 順市; 清水 道雄; 小山田 六郎
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.125 - 136, 1995/00
軽水炉燃料の経済性向上の観点から、高燃焼度燃料の照射挙動の解明が急がれている。特に、燃料のPCI破損メカニズムの解明には、出力変動時の燃料ペレットからのFPガス放出及び燃料の中心温度の情報は非常に重要となる。材料試験炉部では、1988年以来、高燃焼度燃料の照射挙動を解明するために、軽水炉で照射された燃料棒にFPガス圧力計及び中心温度測定用熱電対が一体となった二重計装機器を再計装する技術開発を進めている。この技術開発の結果、軽水炉で生じた燃料ペレットのクラック状態をそのまま保持し中心孔を穿孔する技術が確立され、上記の二重計装機器が照射済燃料棒に首尾良く再計装された。この再計装された燃料棒は、炉内実証試験として、JMTRの出力急昇試験を用いて再照射された。ここでは、これらの再計装技術及び実証試験の結果を報告する。
狩野 茂; 小林 秀和; 横澤 拓磨; 山下 照雄
no journal, ,
先進サイクルシステムにおける処分概念・性能評価技術の適用性検討に資する基盤的情報を整備するため、先進サイクルシステムで想定される高レベル放射性廃液(HLLW)組成に対する既存のホウケイ酸ガラス固化技術の適用性確認並びに想定ガラス固化体の特性データの取得・整備を行った。本報では、処理処分の合理化が期待できる技術オプション候補の一つとして、ガラス固化時に相分離物を発生させやすいモリブデン等を予め廃液から取り除くオプションを想定して実施したホウケイ酸ガラス固化試験及び模擬固化ガラスの浸出率測定(MCC-1法に準拠した方法)の結果について紹介する。合わせて、溶融炉の運転上支障となる、高レベル放射性廃液中の白金族元素及びその化合物(白金族物質)を収着できる可能性のある材料として無機多孔質構造体を呈し、組成,構造を任意に制御しやすい、セラミックスナノシートを用いた収着試験の結果について紹介する。
植田 祥平; 相原 純; 角田 淳弥; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
no journal, ,
100GWd/t規模の高燃焼度で使用可能な新設計の高温ガス炉(HTGR)燃料の照射性能を把握するため、カザフスタン核物理研究所(INP)が所有するWWR-K炉を用いたキャプセル照射試験を実施した。本報では、照射中に燃料から放出される核分裂生成物(FP)の放出率データにもとづく燃料の健全性評価の結果ならびに照射後試験の計画を報告する。
宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹
no journal, ,
NSRRの施設及び技術、並びにNSRRで実施した高燃焼度燃料を対象としたRIA模擬試験等に関して、同炉の諸元、運転モード、試験カプセルの設計、一般的な計装項目の他、最近の主要な計装技術開発要素であるLVDT式内圧計の設計及び性能確認試験について解説する。
成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹
no journal, ,
統計モデルにより評価した非照射の水素添加ジルカロイ-4被覆管の冷却材喪失事故(LOCA)時急冷破断限界と高燃焼度燃料被覆管のLOCA模擬急冷破断試験結果の文献値を比較した結果、燃焼度66-76GWd/tの燃料被覆管の急冷破断限界は、照射の影響で非照射材に比べ著しく低下することはないと考えられた。
