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報告書

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

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8$$times$$8BWR燃料集合体(2F2DN23)のPIE解析を実施した。

報告書

JMTR照射試験・照射後試験に関する技術レビュー

照射試験炉センター

JAEA-Review 2017-016, 170 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-016.pdf:14.4MB

材料試験炉(JMTR)は1968年の運転開始から国内最大の照射試験炉として材料や燃料の基礎研究、RI製造、発電炉の開発や安全に関するプロジェクト研究に多大な貢献をしてきた。JMTRの照射試験研究を進めるにあたっては、照射技術及び照射後試験技術が極めて重要な要素であり、約40年に渡りJMTRでは技術開発を行いながら、照射試験や照射後試験に必要な設備整備を行ってきた。現在、世界の試験研究炉を含む原子力関連施設の高経年化は共通の課題となっており、一部の国においては、古い試験研究炉の廃止を進めつつ、新規照射試験炉の概念設計や建設が進んでいる。この状況は日本においても同様である。本報告書は、JMTRで培ってきた照射試験及び照射後試験に係る技術開発について、技術の継承及び人材育成に資することを念頭にまとめたものである。

報告書

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。

報告書

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

星野 譲; 坂本 義昭; 室井 正行*; 向井 悟*

JAEA-Technology 2015-015, 96 Pages, 2015/07

JAEA-Technology-2015-015.pdf:20.34MB

照射後試験施設から発生する廃棄物の処分に向けて、廃棄物中の放射能分析結果及びその解析結果に基づき、照射後試験施設に共通的な放射能評価方法を検討する必要がある。そこで、ニュークリアディベロップメントにて保管されている可燃性廃棄物を対象として、分析試料3点から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)の放射化学分析及び実搬入燃料のデータを用いたORIGEN-2計算による廃棄物の放射能評価を実施した。本報告書では、実施した計算による廃棄物の放射能評価及び放射化学分析結果をまとめるとともに、計算結果と分析結果を比較し、適用する放射能評価方法を構築する上で課題となる点について整理した。

論文

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

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Tensile properties of austenitic stainless steels irradiated at SINQ target 3

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, 343(1-3), p.253 - 261, 2005/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:40.84(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子と核破砕中性子の双方の照射を受ける。しかし、照射データは極めて乏しく、特に、核変換反応によって生じる大量のガス原子の影響は十分にわかっていない。そこで、スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で、各種材料について590MeVプロトンの照射試験を行い、原研に輸送して照射後試験を行った。本発表では、3種類のオーステナイト鋼(SA-JPCA, SA-316F及びCW-316F)の引張り試験の結果について報告する。その結果、照射後の0.2%耐力は未照射材の3倍以上に増加し、破断歪みも未照射材の50%以上から20%前後へと低下したが、試験後の破面はいずれも延性破面であり、照射後も延性を維持していることがわかった。

論文

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。

報告書

先端的基礎研究用セラミックス材料の予備照射試験

馬場 信一; 山地 雅俊*; 柴田 大受; 石原 正博; 沢 和弘

JAERI-Tech 2005-002, 83 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-002.pdf:14.02MB

高温工学に関する材料系科学技術分野において、将来の技術革新の契機となる各種新技術の創製に大きな貢献が期待される先端的基礎研究について、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行うことが重要と考えられる。HTTR利用検討委員会において選定された8つの研究課題について、先端的基礎研究用セラミックス材料の予備照射試験が、平成6年度以来JMTRにおいて実施されてきた。本報告はこれまでに実施してきた照射試験の内容についての照射実績(照射量,温度)及び装荷試料について記述するとともに、照射挙動を明らかにするために使用した試験装置等の仕様・性能についても記述した。

論文

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

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.37(Materials Science, Multidisciplinary)

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、360$$^{circ}$$Cで12.5dpa照射した316F-SAでは粒界破面も観察された。

報告書

核融合炉ブランケット材料のための照射後試験施設に関する検討

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; 石塚 悦男; 内田 宗範*; 圷 陽一; 本木 良蔵; 渡辺 渡; 平田 省吾*

JAERI-Tech 2004-036, 138 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-036.pdf:4.07MB

本報告書は、核融合炉ブランケット材料の照射後特性試験施設を設置するにあたり、施設概念を明らかにし、施設整備の第一段階である材料試験を行うための「トリチウム増殖関連材料実験設備」を焦点にして検討を行ったものである。核融合炉ブランケット研究開発を進めるために、37TBq(1000Ci)規模のトリチウムと$$gamma$$線源を同時に有する試料の照射後試験を非密封で行える施設が必要である。そこで、本報告書では、合理的な照射後試験施設整備を進めるための検討の一環として、既存施設を有効利用して施設整備を行う場合を想定し、具体的に検討すべき項目やその内容についてのモデルケースをまとめた。具体的な既存施設としては、大洗研究所内に既存のRI利用開発棟施設を取り上げ、本施設への改造整備方法について検討を行った。

報告書

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、$$^{59}$$Ni及び$$^{238}$$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$$sim$$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。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

報告書

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。

論文

Tritium processing and tritium laboratory in International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義; 竹内 浩

Fusion Science and Technology, 41(3), p.850 - 853, 2002/05

本報告は、国際核融合材料照射施設(IFMIF)で照射したトリチウムを含む材料の照射後試験施設とIFMIFで発生するトリチウムの処理方法の設計に関するものである。IFMIFでは、重陽子ビームを液体リチウム(リチウムターゲット)に入射させ、D-Li反応により中性子を発生させる。トリチウムはこの反応で生成されるとともに、増殖材のトリチウムその場実験テストモジュールからも生成される。トリチウムその場実験テストモジュールの照射後試験とリチウムターゲットの保守を行うため、必要な機器,ホットセルの規模及び搬送方法の検討を行い、トリチウム実験室のレイアウトを定めた。トリチウム処理に関しては、液体状及び固体状のものは施設内に一時保管できるが、気体状のものは外部へ放出せねばならないので、トリチウムの漏洩量と処理方法を検討し、処理設備の能力を設定した。

論文

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

 被引用回数:20 パーセンタイル:19.57(Nuclear Science & Technology)

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17$$times$$17燃料から得られたUO$$_{2}$$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。

報告書

材料試験炉,運転と技術開発 No.15; 2000年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2002-001, 86 Pages, 2002/02

JAERI-Review-2002-001.pdf:7.18MB

大洗研究所のJMTRは、2000年度(平成12年度)は第133サイクルから第138サイクルの計6サイクル(ただし、132サイクルは計画外停止により運転中止のため、計130日)の利用運転を行い、延べ132本のキャプセルと79本の水力ラビットの照射試験、照射後試験を実施した。照射試験の目的は、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,アクチノイド水素化物燃料の開発研究,核融合炉材料の開発研究,RIの製造及び製造技術等に関するものである。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、IASCC照射試験のための高度材料環境照射装置の開発・整備,原子炉圧力容器サーベランス試験片再生技術の開発のための中性子照射量均一照射キャプセルの開発,キャプセル照射温度自動制御装置の整備等を行った。また、核融合炉ブランケットに関する照射開発研究に関しては、トリチウム増殖材微小球充填材からのトリチウムの生成・回収特性評価、ITER工学研究のための照射及び照射後試験等を行った。本報告書は、これら2000年度のJMTRにおける研究・業務活動をまとめたものである。

論文

Development of a remote-controlled fatigue test machine using a laser extensometer in Hot Laboratory for study of irradiation effect on fatigue properties

石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫

KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00

原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度$$pm$$0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。

論文

Current status and future prospects of JMTR Hot Laboratory

齋藤 順市; 石井 敏満; 近江 正男; 藤木 和男; 伊藤 治彦; 高橋 秀武

KAERI/GP-192/2002, p.3 - 11, 2002/00

材料試験炉部ホットラボで開発した、核融合炉材料開発に不可欠な微小試験片試験技術,IASCC研究に不可欠な低歪速度引張試験技術,軽水炉燃料の安全性研究に貢献する再計装技術及び遠隔溶接技術,照射脆化を非破壊的に評価する技術等について紹介する。また、PIE技術の情報交換,研究者の交流及びPIE施設の相互利用を図ることが、PIE技術の底上げ及び原子力研究のブレークスルーのために重要であることを提案する。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成12年度

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。

論文

High heat load tests of neutron-irradiated divertor mockups

石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.421 - 425, 2001/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.64

炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300$$^{circ}C$$、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m$$^{2}$$、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800$$^{circ}C$$となり、未照射試料により約400$$^{circ}C$$高くなり、0.4dpaの試料では1100$$^{circ}C$$となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。

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