Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
近藤 正聡*; 北村 嘉規*; 瓦井 篤志*; 斎藤 滋; 大林 寛生
Corrosion Science, 262, p.113646_1 - 113646_14, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中におけるFeCrAl合金APMT(Fe-21Cr-5Al-3Mo)の耐食性を、非等温強制循環ループ(OLLOCHI)を用いた腐食試験により調べた。試験温度は723K、LBE中の酸素濃度は1
10
wt%に制御した。流動LBEに2000時間及び4000時間浸漬した試験片では、深刻な腐食や侵食は検出されなかった。腐食試験中、APMT表面にはFeリッチ層、Crリッチ層、Alリッチ層からなる多重酸化物層が形成され、これらが腐食と侵食を抑制した。これらの酸化物層を研磨により除去した試験片をさらに2000時間流動LBE中に再浸漬した。その結果、研磨面に酸化層が再形成された。この挙動はこのFeCrAl合金が自己修復能力を有することを示唆している。2000時間の腐食試験後のマイクロスクラッチ試験の結果から、その場形成された多重酸化皮膜はせん断方向において高い付着強度を示したことが確認された。
' phase precipitation in FeCrAl alloys山下 真一郎; 阿部 陽介; 大久保 成彰; 鵜飼 重治; 佐々木 泰祐*
QST-M-56; QST Takasaki Annual Report 2024, P. 28, 2026/02
This study continues our investigation of FeCrAl alloys, promising candidates for accident-tolerant fuel cladding materials, aiming to clarify the precipitation behavior of the embrittlement phase (' phase) and to contribute to the development of a predictive model. In FY2024, the irradiation dose was increased from the previously achieved 0.3 dpa, and data up to 0.64 dpa (partially 1.44 dpa) were obtained. This enabled the development of an ' phase precipitation map using chemical composition, damage rate, and damage dose as parameters. Multiple regression analysis quantitatively demonstrated that a decrease in damage rate, along with increases in Cr concentration and damage dose, tends to increase precipitation volume fraction. Notably, Al addition was found to suppresses ' phase precipitation, providing important insights for alloy design.
Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1036 - 1047, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.
鵜飼 重治; 平出 哲也; 大久保 成彰
Materials Characterization, 211, p.113813_1 - 113813_9, 2024/05
被引用回数：5 パーセンタイル：53.94(Materials Science, Multidisciplinary)Ti添加FeCr ODS合金とAl添加FeCrAl ODS合金を対象として、酸化物粒子とフェライト母相の界面ナノ構造を調べることを目的に陽電子寿命測定を行った。測定データは2トラップから成る3成分に精度良く分解できることが示された。フェライト母相での陽電子寿命は理論値である107ピコ秒に近い値になった。陽電子消滅同時計数ドップラー広がり法と高分解能電顕観察を併用することにより、陽電子をトラップしている2種類の欠陥集合体の構造を詳細に調べた。その結果、短寿命(179-194ピコ秒)に対応する欠陥集合体は蔵元らの理論解析に基づき、フェライト母相と酸化物粒子の界面に形成されたミスフィット転位に沿って集積した単空孔や複空孔にトラップされた陽電子の寿命に対応している。また、長寿命(301-323ピコ秒)は界面に生成したアルゴンガスバブルに対応しいていることを示した。陽電子消滅測定で得られたアルゴンガスバブルの数密度は高分解能電顕で観察された酸化物粒子の数密度と同オーダーで両者は整合していることを確認した。
坂本 寛*; 坂口 知聡*; 三浦 祐典*; 横山 博紀*; 松永 純治*; 笠原 秀之*; 宮田 肇*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 逢坂 正彦
Proceedings of 2023 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2023), p.20 - 28, 2024/00
酸化物分散強化型FeCrAlは、日本における沸騰水型軽水炉用の有望な事故耐性燃料被覆管として開発されてきている。本論文では、経済産業省資源エネルギー庁が部分的にサポートするプログラムの中で進められている、BWR用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の実用化開発における進捗を紹介する。具体的には、解析研究における評価をサポートするための実験研究データの取得方法、実験結果等を紹介し、疲労特性や照射特性等の実用化する上で重要な材料特性について議論する。
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
被引用回数：5 パーセンタイル：63.07(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
鵜飼 重治; 坂本 寛*; 大塚 智史; 山下 真一郎; 木村 晃彦*
Journal of Nuclear Materials, 583, p.154508_1 - 154508_24, 2023/09
被引用回数：42 パーセンタイル：94.04(Materials Science, Multidisciplinary)Following the severe accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in 2011, FeCrAl-ODS claddings have been developed in Japan. This paper presents an overview of the alloy design and the process used to manufacture the recrystallized cladding, together with an analysis of the applicability of these alloys as BWR fuel cladding and a summary of the simulated severe accident performance. It was verified that core excess reactivities affected by the increased neutron absorption by Fe, Cr, Al can be compensated by reducing the thickness to half that of Zircaloy cladding, while maintaining mechanical integrity. A simulated design basis LOCA event with assessment of post-LOCA ductility confirmed that FeCrAl-ODS cladding provided a greater safety margin. The SA code analysis indicated that melting of the Zircaloy core could be slightly accelerated due to release of the huge amount of exothermic reaction heat, whilst the water injection always acts toward cooling the FeCrAl-ODS core.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：5 パーセンタイル：63.07(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
松田 誠
JAEA-Conf 2022-002, p.103 - 110, 2023/03
1982年に運転を開始した東海タンデム加速器施設は今年で40年の節目を迎える。タンデム加速器は1976年に建設を開始し1982年から供用施設として利用運転を開始した。利用運転日数は2022年7月時点で6888日となり、加速器の運転時間は約17万時間である。年間の利用日数は1980年代後半から2000年代前半では200日に及んでいたが、2011年の震災以降は年間で130日程度の運転へと推移している。加速器の重要な性能である加速電圧については、建設当初は18MVであったが2000年頃には15.5MVまで低下した。これを回復するため、2003年に加速管を更新し、その後10年ほどは18MVでの運転を実現したが、近年は約15MVまで再び低下している。放電によって生じるセラミクスの絶縁不良が主原因と考えられ、これを回復するには加速管の更新あるいは再生作業が必要である。次に主な開発事項として、1984年から約10年をかけて高周波超伝導空洞による重イオン加速器の開発を行った。タンデム加速器の後段加速器としてそのエネルギーを24倍へ増強することができ、1995年から超伝導ブースターとして利用運転を開始した。2007年には高電圧端子内にECRイオン源を用いた重イオン入射器を開発を完了し、希ガスイオンの加速や、高強度・高エネルギービームを実現した。2011年の震災以降はRIや核燃料を取り扱える加速器施設の特徴を最大化すべく新たな照射室の整備などを行ってきた。タンデム加速器の建設から今日に至るまでの加速器の利用状況や開発について発表する。
松下 健太郎; 江連 俊樹; 今井 康友*; 藤崎 竜也*; 田中 正暁
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 8 Pages, 2022/08
ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉上部プレナム内自由液面上に発生する渦によるカバーガス巻込み(GE)が安全設計上の重要な課題の一つであり、GEの評価手法の開発が求められている。日本原子力研究開発機構では、ループ型SFRを対象とした、3次元数値流体解析の計算結果を用いたGE評価手法を開発し、この手法を用いた評価ツールである「StreamViewer」を開発した。本研究では、StreamViewerにおける評価結果の保守性を合理化することを目的に、渦中心線の抽出と渦中心線に沿った減圧量の3次元分布を計算による評価手法の改良を検討した。改良した評価手法の適用性を、非定常渦が発生する矩形流路体系における実験結果に適用し、その結果、従来の評価手法で過大に評価されたガスコア長さの予測結果が改善し、改良された評価手法によってGEの発生を適切に判定できる可能性があることを確認した。
坂本 寛*; 三浦 祐典*; 鵜飼 重治; 大野 直子*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 高野 渉*; 近藤 貴夫*; 池側 智彦*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 557, p.153276_1 - 153276_11, 2021/12
被引用回数：70 パーセンタイル：99.19(Materials Science, Multidisciplinary)FeCrAlを母材にした酸化物分散強化合金は、軽水炉向け事故耐性燃料被覆管の有力な候補材料であり、日本でも近年精力的に開発が進められている。本論文では、日本の沸騰水型軽水炉(BWR)用に開発が進められている事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の進捗を紹介する。現行BWRにFeCrAl-ODS燃料被覆管を実装した場合の影響について、実験及び既存コード等を用いた解析の両面から評価を行った。実験研究では、解析研究における評価に資するために、FeCrAl-ODS鋼製の棒材,板材,菅材等を用いて主要な材料特性データを取得・蓄積した。論文の末尾では、本事業を実施する中で抽出された課題や将来展望等について、FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発を加速するための国際協力も見据えて課題解決方策等を検討・整理した。
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*
Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08
被引用回数：12 パーセンタイル：48.53(Materials Science, Multidisciplinary)FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450
C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相(
'相)析出とAl7wt%未満の場合は'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成2528年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。
鵜飼 重治*; 矢野 康英; 井上 利彦; 曽和 貴志*
Materials Science & Engineering A, 812, p.141076_1 - 141076_11, 2021/04
被引用回数：27 パーセンタイル：77.56(Nanoscience & Nanotechnology)FeCrAl-ODS鋼は、軽水炉の事故耐性燃料に対する有望な材料として期待されている。この合金に対してAlとCrは鍵となる元素であり、Crはアルミナ形成を促進し、Alは脆性相となるCrリッチ相(')の形成を抑制する重要な相乗効果を有している。今回の研究では、Cr(9-16at.%)とAl(10-17 at.%)の添加量を系統的に変化させ、室温, 300, 700度の引張試験を実施し、CrとAlの両添加に及ぼす固溶強化に関する調査を行った。その結果、軽水炉の運転温度である300度において、CrとAlの1at.%当りの固溶強化量は、それぞれ20, 5MPaと直線的に増加することが分かった。この固溶強化量は、一般的なFleischer-Friedel理論やLabusch理論では説明できず、鈴木の変形はラセン転位の2重キンク機構により説明可能であることを明らかにした。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管」の研究成果である。
山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行
IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07
FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UO
システムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。
Aghamiri, S. M. S.*; 曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Materials Science & Engineering A, 771, p.138636_1 - 138636_12, 2020/01
被引用回数：50 パーセンタイル：89.86(Nanoscience & Nanotechnology)酸化物分散強化型FeCrAlフェライト鋼は、高温までの優れた機械特性とアルミナ皮膜形成による水蒸気酸化特性の著しい改善により、軽水炉用事故耐性燃料被覆管候補材料として開発されてきている。本研究では、被覆管成型プロセスにおいて、1100Cと1150Cの異なる引き抜き温度で成型した時のFeCrAl-ODS被覆管の微細組織特性及び引張特性を調査した。温間引き抜き成型した試料では、
110
方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの繊維であったのに対し、冷間ピルガ-圧延で成型した微細組織では、結晶の回転を経由し、110方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの繊維と{111}面に沿った集合組織を有するサブミクロンサイズの
繊維が確認された。次に、最終アニーリングを行うことで、これらの組織は約810-850Cで再結晶化した大粒径の再結晶組織に変化した。再結晶被覆管材において、これら2つの異なる集合体組織発達が生じた。すなわち、引き抜き温度を1100Cにして成型した時に形成した(110) 211集合組織を有する大きな伸張粒と、より高い温度の1150Cで引き抜き成型した時に見られた(110) 211集合組織と{111} 112集合組織である。1100Cで引き抜き加工を施した被覆管において生じた異なる集合組織の発達と再結晶の遅延は、酸化物粒子の高密度分散に起因していると考えられる。
Pastore, G.*; Gamble, K. A.*; Cherubini, M.*; Giovedi, C.*; Marino, A.*; 山路 哲史*; 加治 芳行; Van Uffelen, P.*; Veshchunov, M.*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1038 - 1047, 2019/09
耐酸化性FeCrAl鋼が軽水炉の事故耐性燃料用被覆管として提案されている。IAEAの研究プロジェクトの一環として、FeCrAl被覆管挙動に関する燃料ふるまいモデリングのベンチマークを実施した。この中で、FeCrAl被覆管材料の燃料棒問題に対して種々の燃料ふるまいコードを用いて計算を行い結果を相互に比較した。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10
事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60C, 80C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。
高野 渉*; 草ヶ谷 和幸*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
事故耐性燃料の一つである酸化物分散強化したFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS)に着目した。FeCrAl-ODSは、BWRに適用できる見通しはあるものの、相対的に高い中性子吸収が補償されなければならない。我々は、中性子経済性に対するインパクトを減らすための薄肉FeCrAl-ODS被覆管を設計し、薄肉FeCrAl-ODS被覆管で構成される99型先進沸騰水型軽水炉(ABWR)バンドルを装荷した時の、炉心の特性を評価した。ウォーターロッドやチャンネルボックスにも薄肉FeCrAl-ODSを適用した。解析の結果、FeCrAl-ODS炉心反応度は、UO燃料を上限の5wt%までウラン濃縮度を増加させることで十分な値が得られることを確認した。さらに、幾つかの代表的なFeCrAl-ODSの炉心特性をジルカロイ炉心の時と比較し、通常時及び過渡時の薄肉FeCrAl-ODS被覆管の熱機械的挙動は許容できる範囲にあることも確認した。これらの結果から、本研究の解析条件の範囲においては、FeCrAl-ODSがBWRに適用できると結論される。
坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09
本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。
