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論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

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。

論文

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 2; Fuel cladding oxidation

根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。

論文

次世代原子力システムへの挑戦; 酸化物分散強化型フェライト鋼開発の取り組み

大塚 智史; 皆藤 威二

エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01

高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。

論文

The Effect of final heat treatment at fabrication on the terminal solid solubility of hydrogen in Zry-4

山内 紹裕*; 天谷 政樹

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/10

Zry-4被覆管の昇温時の水素固溶限に及ぼす製造時最終熱処理の影響を調べるため、予備水素吸収させた冷間加工、応力除去焼きなまし、再結晶焼鈍しZry-4被覆管を用いたDSC測定を50-600$$^{circ}$$Cの範囲で実施した。得られたDSC曲線及び金相写真から、水素化物の初期状態が水素化物の固溶挙動に影響を与えることが示唆された。本試験で得られたTSSD温度及び水素濃度のアレニウスプロットより、冷間加工材が最大のTSSDを示し、次いで応力除去焼きなまし材、再結晶焼きなまし材の順であることがわかった。本試験の結果は、Zry-4被覆管の製造時最終熱処理に起因する微細組織の違いが水素化物の固溶挙動に影響を及ぼすことを示唆した。

論文

Study on oxidation model for Zircalloy-2 cladding in SFP accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09

ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。

論文

Influence of the air/steam mixing ratio in atmosphere on zirconium cladding oxidation in spent fuel pool accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

使用済み燃料プールの冷却水損失事故に対応するためには、事故時に想定される空気中または空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルコニウム被覆管の高温酸化挙動の把握が重要である。本研究では空気と水蒸気の混合した雰囲気中でのジルカロイ2及び4の酸化試験を行い、混合比の影響について600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cの温度域での評価を行った。その結果、ジルカロイ2は900$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$C、ジルカロイ4は800$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの範囲で、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化速度が乾燥空気中や水蒸気中よりも速くなった。この傾向は酸化層に割れが入った、酸化過程の後半において、より顕著に見られた。この結果は、使用済み燃料プール事故解析を目的とした酸化モデルの構築においては、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動の考慮が重要であることを示していると考えられる。

論文

Investigation of Zircaloy-2 oxidation model for SFP accident analysis

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 近藤 啓悦; 中島 一雄*; 金沢 徹*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Materials, 488, p.22 - 32, 2017/05

AA2016-0383.pdf:0.86MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:78.69(Materials Science, Multidisciplinary)

これまでにジルカロイ2被覆管の熱天秤による空気中酸化試験を行ったが、本研究ではそのデータに基づいて使用済み燃料プール(SFP)事故時の被覆管の酸化挙動の解析に適用可能な酸化モデルの構築を行った。その検証にあたり長尺被覆管の酸化試験に関して当該酸化モデルを適用した数値流体解析を行った。酸化試験はSFP事故を模擬した空気流量条件中で高温の温度勾配を付与して実施した。構築した酸化モデルを適用した解析は酸化試験での被覆管表面の酸化皮膜及び多孔質な酸化層の成長をよく再現し、酸化モデルの妥当性が確認できた。本研究の試験条件の範囲では空気流量条件の酸化挙動への影響は明らかには見られなかった。

論文

使用済み燃料プール事故条件での燃料被覆管酸化挙動

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*

材料と環境, 66(5), p.180 - 187, 2017/05

使用済み燃料プール(SFP)の冷却不全または冷却水損失による重大事故が発生した場合、使用済み燃料被覆管は空気中に露出し、崩壊熱による温度上昇が起こる。そのため空気中での被覆管の高温酸化の研究を行うことがSFPの安全性評価のために重要である。本研究では、燃料被覆管材料であるジルカロイ2(Zry2)およびジルカロイ4(Zry4)を用いて、温度および空気の流量を変化させた条件における熱天秤による酸化試験を行った。熱天秤の試験では試験温度の上昇に伴い酸化速度が上昇する傾向が見られたが、使用済み燃料ラック内でSFP事故時に想定される空気の流量範囲では、Zry2の場合は950$$^{circ}$$C以下、Zry4の場合は1050$$^{circ}$$C以下で明らかな流量の影響は見られなかった。一方、それ以上の温度では、流量が高い場合に酸化速度が顕著に速くなる傾向が見られ、その傾向は温度が高いほど顕著に現れた。空気中における酸化過程の詳細検討のため、酸化試験後、酸化層の詳細観察を行い、重量変化データとの比較を行った。その結果、重量変化は表面酸化膜の割れ以前の過程では、試料表面での緻密な酸化膜の成長に依存し、表面酸化膜の割れ以降の過程では、酸化膜の割れの下層での多孔質な酸化層の成長に依存することが明らかになった。

論文

Oxide dispersion-strengthened/ferrite-martensite steels as core materials for Generation IV nuclear reactors

鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*

Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:1.28

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および$$alpha$$/$$gamma$$相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。

論文

使用済み燃料プール事故時の燃料被覆管の酸化挙動に関する研究

根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*

腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11

使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。

論文

Modification of ring tensile test for LWR fuel cladding

杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.912 - 932, 2005/10

反応度事故条件下では膨張する燃料ペレットとの機械的相互作用により高燃焼度燃料被覆管が破損し得る。被覆管の破損限界を評価するため、ジルカロイ被覆管の機械特性を適切に測定するためのリング引張試験の改良を行った。その結果、試験片の摩擦や曲げモーメントに起因する不要因子を最小限にする試験手法及び試験片形状を開発した。その手法を非照射ジルカロイ4被覆管に適用し、機械特性の水素吸収量及び温度に対する依存性を評価した。水素濃度700ppm以上においては、300から473Kまでの温度範囲において明確な延性の増大が見られた。一方、500ppm以下の場合は300から573Kの温度範囲において延性の温度依存性が比較的小さいことを明らかにした。

論文

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:47.42(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

論文

RIA-simulating experiments on high burnup PWR fuel rods with advanced cladding alloys

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$$_2$$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$$mu$$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。

論文

Study on high burnup fuel behaviour under a LOCA conditions at JAERI

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。

論文

Effect of cladding pre-oxidation on rod coolability during reactivity accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

IAEA-TECDOC-1320, p.102 - 110, 2002/11

燃料棒被覆管表面の酸化が、反応度事故条件下における燃料棒の冷却性に及ぼす影響について論ずる。NSRR実験では照射済燃料実験の方が、未照射燃料実験より低い被覆管表面温度を示してきた。その原因の一つとして、照射済燃料の被覆管外表面に生成されていた酸化膜が伝熱を増大させた可能性が挙げられた。この仮説を実証するため、表面酸化膜なし,酸化膜厚さ1$$mu$$m及び10$$mu$$mの3種類の燃料棒を用いてパルス照射実験を行った。被覆管表面温度の過渡測定より、酸化膜付被覆管では限界熱流束及び最小熱流束がともに増大することを明らかにした。これらの挙動において酸化膜厚さ1$$mu$$mと10$$mu$$mの燃料棒で顕著な違いがなかったことから、酸化膜の効果はその厚さではなく有無に依存すると考えられる。

論文

Application of neutron radiography for estimating concentration and distribution of hydrogen in zircaloy cladding tubes

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 原田 克也

Journal of Nuclear Materials, 302(2-3), p.156 - 164, 2002/04

 被引用回数:26 パーセンタイル:14.86

被覆管中における水素の挙動に関する知見を得ることは、燃料の健全性を評価するうえで重要である。現在、中性子と水素との相互作用に着目して、固体中の水素化合物の濃度分布を調べるための手法として中性子ラジオグラフィが考えられている。そこで、燃料被覆管中における水素の濃度分布を評価する照射後試験法としての中性子ラジオグラフィの有効性を評価・検討した。試験は、照射済燃料と同様に外周部に水素を偏析させ、さらに水素濃度を調整した未照射被覆管を用いて、イメージングプレート法及びCT法により、JRR3M-TNRF2において行った。画像上において、水素の偏析部に相当する領域で輝度変化が観察され、それが水素吸収量の増加とともに増大する傾向が確認された。このことは、被覆管中の水素の濃度分布を評価するツールとしのて中性子ラジオグラフィの可能性を示唆していると考えられる。

論文

1.6.1 中性子撮影の最新設備と最近の成果

松林 政仁

非破壊検査の最前線 (CD-ROM), 7 Pages, 2002/00

中性子撮影はX線撮影と同様に放射線透過を利用した非破壊検査法である。中性子撮影には中性子源,コリメータ及び撮影システムの3要素が必要とされる。中性子源として現状、国内最高性能を有しているのは研究炉JRR-3Mであり、JRR-3M中性子ラジオグラフィ装置が設置されている。本書では、現時点におけるJRR-3M中性子ラジオグラフィ装置を概説し、装備されている撮影システムを紹介した。応用研究で広く利用されている冷却型CCDカメラを用いた高解像度撮像システム及び高速度カメラを用いた高速度撮像システムに加えて、開発中であるFOP-CCDイメージングを取り上げ応用例を交えて紹介した。さらに最近の研究成果として、電気化学分野からイオン伝導性セラミックスへの応用及び水素吸蔵合金中の水素の拡散過程の可視化,原子力関連分野から被覆管中の水素挙動可視化及び稠密バンドル流路内環状流のボイド率測定を紹介した。

報告書

水素吸収被覆管の円周方向機械特性評価

北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08

JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB

水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。

論文

LOCA時挙動

永瀬 文久

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.148 - 155, 2001/06

冷却材喪失事故(LOCA)時には、被覆管温度は800~1400Kに達し、緊急炉心冷却系(ECCS)により冷却されるまで、数分間高温に保たれる。温度上昇に伴い、燃料棒は膨れ・破裂する。また、被覆管は高温で水蒸気により酸化され、酸化の程度が著しい場合には脆化する。脆化した被覆管は、ECCS水により冷却される際の熱衝撃や機械荷重によって破断、破砕する可能性がある。本報告においては、主なLOCA時挙動である被覆管の膨れと破裂、高温酸化、脆化について解説するとともに、燃料の高燃焼度化がLOCA時燃料挙動に及ぼす影響に関する最近の研究成果を紹介する。

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