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廣岡 瞬; Vauchy, R.; 堀井 雄太; 砂押 剛雄*; 齋藤 浩介
Proceedings of TopFuel 2025; Nuclear Reactor Fuel Performance Conference (Internet), 10 Pages, 2025/10
MOX燃料の酸素金属(O/M)比の低減は、燃料被覆管化学的相互作用(FCCI)による被覆管の腐食深さを抑制する上で重要な役割を果たし、高速炉MOX燃料の寿命を決定する鍵となる。MOXペレットの照射中、ペレット半径方向の温度勾配によって起こるO/M比の再分布のため、FCCIの発生箇所近傍であるペレット外周部では他の箇所より酸素ポテンシャルが高くなるものの、製造時のMOXペレットのO/M比を低く調整することで、腐食深さが明らかに減少する傾向が多くの照射試験および照射後試験により報告されている。MOXペレットの製造プロセスにおいてO/M比を低く調整するには、熱処理を高温、長時間に、そしてガス中の酸素分圧を低くすることで達成できると考えられるが、このO/M比の変化の特性は十分に研究されていない。本研究では、MOXペレットのO/M比を調整する試験を行い、熱分析装置を用いて熱処理中のO/M比の変化を評価した。これにより昇温中および高温保持中のO/M比の低下挙動と、冷却中のO/M比の上昇の挙動を明らかにした。さらに、FCCIに関して製造直後のO/M比よりも重要と思われるペレット外周部のO/M比を、Sariのモデルを用いて評価し、その結果からペレット外周部の酸素ポテンシャルを評価した。最新のMOXの酸素ポテンシャルのデータを用いることで、照射中のペレット半径方向の酸素ポテンシャルのプロファイルは外周部で特に急変化することが示され、また、この挙動は製造時のO/M比に敏感であることが明らかとなった。
廣岡 瞬; Vauchy, R.; 堀井 雄太; 砂押 剛雄*; 齋藤 浩介; 小澤 隆之
Proceedings of Workshop on Fuel Performance Assessment and Behaviour for Liquid Metal Cooled Fast Reactors (Internet), 8 Pages, 2025/07
MOXペレットの酸素ポテンシャルを低く制御することで、燃料-被覆管化学的相互作用(FCCI)によって生じる被覆管内の面腐食を低減することができる。MOXペレットの酸素ポテンシャルはO/M比に相等することから、本研究では、MOXペレットの製造時におけるO/M比の変化挙動について、熱分析装置を用いた実験データを元に評価を行った。直径5mmのMOXペレットのO/M比を1.97以下に調整する実験では、1600
Cの熱処理により約3時間でO/M比の変化が終了するデータが得られた。ただし、冷却中は雰囲気の酸素ポテンシャルが上昇してしまうため、O/M比は1.97以上に変化していく様子も示された。また本研究では、照射中にペレット内部で起こるO/M比の再分布についても解析により評価した。ペレット内部の酸素は温度が低いペレット表面(被覆管内面)の方向に拡散するが、製造時のO/M比を低く調整することで、ペレット表面のO/M比も低く抑えられる結果が得られた。
廣岡 瞬; 横山 佳祐; 加藤 正人
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 8 Pages, 2022/04
Am/Np含有MOXの物性測定を行い、それらの物性がどのように照射挙動に影響するか評価した。Am/NpがUと置き換わるとMOX全体の酸素ポテンシャルが上昇する傾向が得られた。また、MOX中のUとPu、UとAm、UとNpの相互拡散係数を、拡散対を用いた試験により評価した結果、拡散係数はU-Am、U-Pu、U-Npの順に大きく、また、O/M=2のときの拡散係数はO/M
2の場合と比べると数桁大きいことが明らかとなった。照射中のポアの中心への移動は、ポア内で起こる物質の蒸発と凝縮が原因であると考えられている。Am/Npの含有によりMOX全体の酸素ポテンシャルが高くなることは、ポア内の、特にUO
の蒸気圧を高くし、ポア移動を促進する効果につながると考えられる。また、アクチニド元素の再分布においてもポアの移動に伴う拡散現象が一つの要因として考えられており、相互拡散係数が大きいほど再分布も速い。得られた物性値は温度や酸素分圧の関係式としてモデル化することで、照射挙動解析コードに反映することが可能となった。
廣岡 瞬; 加藤 正人; 渡部 雅
Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1624 - 1626, 2018/06
本研究では酸素/金属比(O/M)再分布の時間発展モデルについて、MOX中の酸素の特性を用いて提案した。また、提案したO/M再分布の計算や、密度再分布の原因となるポアマイグレーションを計算する照射挙動シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、O/M再分布は密度再分布よりも低温で起こり、基礎物性である酸素拡散は蒸発・凝縮機構よりも低温で起こることが示された。また、ペレット表面は低温のためO/M再分布が非常に遅いが、表面から少し内側に入った1000Kを超えるところでは、さらに内側から移動してくる酸素の影響を受け、O/M再分布がよく見られた。今後は、シミュレーション結果と照射後試験データとの比較を行っていく計画である。
柴田 勝之*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; Li, Y.*
日本機械学会M&M2005材料力学カンファレンス講演論文集, p.299 - 300, 2005/11
改正電気事業法及び改正省令62号等が平成15年から施行され、構造機器の健全性に影響しない欠陥を残したまま運転継続が可能な維持基準が適用されている。運転継続にあたっては、欠陥の進展評価と健全性確認を行うことが必要である。応力腐食割れ等の進展には溶接残留応力が大きく影響するので残留応力の影響評価が重要である。現行規格では、影響関数により求めた応力拡大係数(K値)を用いて残留応力の影響を評価しているが、き裂進展とともに残留応力が解放されき裂先端には塑性域が生じるので、残留応力を荷重制御型の荷重として扱う影響関数法で求めたK値による進展解析が最適かどうかは疑問である。そこで、残留応力中をき裂が進展するときの残留応力の挙動を弾塑性解析し、残留応力の再分布の様子やき裂進展とK値との関係を求め、影響関数法によるK値と比較した。数種類の溶接残留応力中におけるき裂進展シミュレーションを行い残留応力の再分布及びK値の解析結果から、モデル長さの影響,端部拘束条件の影響,き裂先端部の塑性変形の影響を検討し、影響関数法によるK値を裂進展解析に適用した場合はき裂進展を過大評価することを明らかにした。
遠藤 章; 山口 恭弘; Eckerman, K. F.*
JAERI 1347, 114 Pages, 2005/02
医学,環境,放射線防護等の分野において、人体の被ばく線量計算上必要とされる1034核種について、新しい崩壊データを編集した。崩壊データは、2003年版の評価済み核構造データファイルENSDF(Evaluated Nuclear Structure Data File),最新の原子質量データベースNUBASE2003/AME2003を用いて編集された。各核種のENSDFについて、放出される放射線のエネルギー及び放出率を計算するうえで重要となるレベルスキーム,規格化定数等の評価及び修正を行った。このENSDFから、EDISTR04コードを用いて、放射性核種の崩壊、それに続く原子の緩和過程から放出される放射線のエネルギー及び放出率を算定した。EDISTR04は、ICRP Publication 38(ICRP38)の編集に用いられたEDISTRコードをもとに開発されたコードであり、最新の原子データを取り込み、X線,Auger電子等に対する計算方法について改良がなされている。編集されたデータについて、種々の実験データや評価済みデータライブラリとの比較を行い、その信頼性を評価した。DECDC2と呼ばれるこのデータファイルは、現在、線量計算に使用されているICRP38に置き換わるものであり、今後、さまざまな分野における線量計算に幅広く利用される。
遠藤 章; 山口 恭弘; Eckerman, K. F.*
Radiation Protection Dosimetry, 105(1-4), p.565 - 569, 2003/09
被引用回数：12 パーセンタイル：60.64(Environmental Sciences)ICRP Publ.38に替わる線量計算用の新しい放射性核種崩壊データベースを開発するために、開発の手順及びそれに係る技術的課題について述べる。データベースの開発には、(1)評価済核構造データファイル (ENSDF) に対する整合性の評価,(2)データ編集に用いるEDISTRコードの改良,(3)他のデータベース等との比較による信頼性評価が必要である。これに対し、これまで原研が進めてきた線量計算用崩壊データベースDECDCの開発で得られた成果及び経験に基づき、データベース開発の進め方について、その方向と具体的方法について述べる。
遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(8), p.689 - 696, 2001/08
被引用回数：4 パーセンタイル：32.52(Nuclear Science & Technology)ICRP Publ.38に収納されている817核種及び新たな6核種のアイソマー並びにPubl.38にない190核種に対して、線量計算に用いる新しい崩壊データファイルを編集した。崩壊データファィルの編集には、1997年8月版のENSDF崩壊データセットを用いた。各崩壊データセットについて、放出放射線のエネルギー及び放出率の計算に重要な基本性質を、NUBASEと照会し更新した。また、強度バランス等に不具合のあるデータセットに対しては、レベルスキーム,規格化定数等を分析し、修正を行った。評価,修正後の崩壊データセットをもとに、EDISTRコードを用い、崩壊に伴い放出される放射線のエネルギー及び放出率を計算した。編集された崩壊データは、Publ.38及びNUCDECAYの2種類の形式のデータファイルとして整備された。本データファイルは、放射線防護における線量計算に広く利用されるとともに、Publ.38の改訂のための有用な情報を提供する。
遠藤 章; 山口 恭弘
Radiation Protection Dosimetry, 82(1), p.59 - 64, 1999/00
被引用回数：2 パーセンタイル：20.74(Environmental Sciences)ICRPが内部被ばく線量評価のために与えている線量係数は、ICRP Publ.38の崩壊データを用いて算出されている。Publ.38は1970年代の評価済核構造データファイル(ENSDF)の崩壊データをもとに編集されたが、その後のENSDFの再評価により、Publ.38に収録されている核種の中には、崩壊データが変更されているものが多数存在している。本研究では、最新版のENSDFから編集した崩壊データと、Publ.38のデータとの比較を行い、これらの違いに基づく線量係数値への影響について検討を行った。その結果、いくつかの核種については、用いる崩壊データにより線量係数が大きく異なるため、Publ.38のデータを再編集する必要があることが明らかとなった。
高瀬 和之; 日野 竜太郎; 宮本 喜晟
日本原子力学会誌, 33(6), p.564 - 573, 1991/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)HENDELに設置されている燃料体スタック実証試験部の多チャンネル試験装置(T
-M)は、HTTRの炉心1カラムを模擬した大規模試験装置である。このT-Mを使って、クロス流れ試験を実施した。本試験の目的は、黒鉛ブロックの外周から冷却材流路内にギャップを通ってクロス流れを生ずる場合の燃料体の熱流動特性を調べることである。クロス流れは、加熱領域の上部から3段目と4段目の黒鉛ブロック間に設定した平行ギャップにより、強制的に発生させた。平行ギャップ幅が0.5~2mmの場合のクロス流量は、加熱時には総ヘリウムガス流量の43~56%、等温流時には5~37%であった。また、クロス流量はギャップ幅の減少に伴ってNo.1~6流路で構成される内側流路よりもNo.7~12流路から成る外側流路に多く流れ込むことがわかった。
小川 徹; 岩井 孝; 倉田 正輝*
J. Less-Common Met., 175, p.59 - 69, 1991/00
U-Zr、U-Pu-Zr合金燃料は照射下での温度勾配によって、内部で組成の再分布を生じ、径方向に3つの領域を形成する。この現象を、相分離を伴う熱拡散過程として捉え、数値解析によって再現するモデルを提出した。これらの合金系に特異な熱力学的性質と輸送特性の組合せが、顕著な物質再分布の原因となっていることを明らかにした。
