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上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史
Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08
被引用回数：3 パーセンタイル：29.45(Nuclear Science & Technology)高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。
笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦*; 更田 豊志
JAERI-Research 2004-022, 113 Pages, 2004/12
JAERI-Research-2004-022.pdf:47.48MB
本報告書は、安全性試験研究炉(NSRR)において実施した反応度事故模擬実験、GK-1及びGK-2の結果についてまとめたものである。実験は、九州電力(株)玄海1号機で燃料燃焼度42.1MWd/kgUまで照射された14
14型PWR燃料に対して行った。計装を施した試験燃料棒を二重カプセルに装荷し、NSRRにおいて0.1MPa, 293Kの静止水冷却条件下でパルス照射実験を実施した。GK-1実験の発熱量は505J/g、燃料エンタルピは389J/g、GK-2実験の発熱量は490J/g、燃料エンタルピは377J/gに達した。被覆管表面ではDNBが生じ、最高温度はGK-1で589K、GK-2で569Kに達した。パルス照射後の被覆管径方向最大残留歪みはGK-1で2.7%、GK-2で1.2%となったが、燃料棒破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒内自由空間への核分裂ガス放出率はGK-1で11.7%、GK-2で7.0%であった。
原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治
JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB
燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO
]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。
根本 義之; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 塚田 隆
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04
現在、軽水炉の高経年化との関連において重要な検討課題とされているオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)の基礎的な研究のため、照射材における腐食挙動の評価方法の開発及び解析を行った。イオン照射を適用し、照射温度,照射損傷量,水素(H),ヘリウム(He)注入量を変化させて照射を行った。照射材の腐食挙動の評価には原子間力顕微鏡(AFM: Atomic Force Microscope)を適用し、その評価のために最適な腐食条件などについて検討した。その結果、照射材の腐食量の評価に成功し、照射条件と腐食挙動の相関について検討した。また照射誘起偏析の影響と考えられる粒界の優先腐食の様子をとらえることにも成功した。方位像顕微鏡(EBSP: Electron Backscatter Diffraction Pattern)による観察結果との組合せにより、粒界性状と腐食挙動の相関について検討した。
根本 義之; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 塚田 隆
第12回MAGDAコンファレンス(大分)講演論文集, p.191 - 196, 2003/00
現在、軽水炉の高経年化との関連において重要な検討課題とされているオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)の基礎的な研究のため、照射材における腐食挙動の評価方法の開発及び解析を行った。イオン照射を適用し、照射温度,照射損傷量,ヘリウム(He)注入量を変化させて照射を行った。照射材の腐食挙動の評価には原子間力顕微鏡(AFM: Atomic Force Microscope)を適用し、その評価のために最適な腐食条件などについて検討した。その結果、照射材の腐食挙動の評価方法を開発し、粒界及び粒内の腐食挙動について評価を行った。方位像顕微鏡(EBSP: Electron Backscatter Diffraction Pattern)による観察結果との組合せにより、粒界性格と腐食挙動の相関について検討した。また照射条件と腐食挙動の相関について検討した。
pellet原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊
HPR-356, 11 Pages, 2001/00
照射済UOペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO及び未照射UOペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UOペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUOペレットの融点測定結果について報告する。
の高燃焼度照射挙動白鳥 徹雄; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 藤野 威男*; 佐藤 修彰*; 山田 耕太*
JAERI-Research 2000-045, 74 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-045.pdf:8.19MB
軽水炉燃料の高燃焼度におけるスエリングやFPガス放出の増加等を抑制する目的で、添加物入りUO燃料を試作し、その照射挙動を調べた。添加物は、Mg,Mg-Nb,Tiの3種で、比較観察用の無添加UOとともにJRR-3Mにおいて1000
以下の温度と最高94GWd/tまでの燃焼度の条件でキャプセル照射した。照射後試験として、試料の外観観察,形状・密度変化測定,熱拡散率測定,光学顕微鏡及びEPMAによる観察と分析を行った。その結果、通常の無添加UOに対して添加物入りUOの顕著な影響はみられなかったが、スエリング率、熱伝導率、組織変化に関する高燃焼度特性の貴重なデータを得た。
大友 隆; 永瀬 文久; 上塚 寛
JAERI-Tech 99-071, p.25 - 0, 1999/10
軽水炉高燃焼度燃料棒のRIA破損挙動に関する基礎的な知見を得るために、燃料被覆管内圧を急速に加圧できる試験装置を考案し製作した。UOパレット中のFPガスの膨張がPCMIに強く関与することを考慮し、本装置では油圧を用いて被覆管に均一な負荷を与えることとした。また、NSRR実験でのパルス幅に相当する短い時間で被覆管を加圧し破裂させるために、最大170MPaまで予加圧した高圧系と被覆管試料とを電磁弁を用いて瞬時に接続する加圧方法を考案した。製作した装置は、室温で最大3.4MPa/msの昇圧速度を達成し、未照射PWR用ジルカロイ被覆管が70msで破裂した。水素添加被覆管試料では、NSRR実験で破損した高燃焼度燃料棒と類似の破損形態を呈したことから、本装置によりパルス照射時にPCMI破損を十分に模擬できる。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11
JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB
高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。
石島 清見; 森 行秀*; 更田 豊志; 笹島 栄夫
NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.87 - 105, 1996/00
NSRRでは、1993年より50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料を対象としたRIA実験を開始したが、この第1回目実験において燃料は、燃料スタックの微粒化と脱落を伴う被覆管軸方向全長にわたる破損が生じた。本報告は、これまでに得た破損燃料の照射後試験結果等に基づき、現段階で考えうる破損メカニズム及び今後の研究課題を紹介するものである。パルス照射前の試験燃料には、被覆管外面水素化物の形成とこれに伴う被覆管の局所的な延性低下が見られ、燃料ペレット外周部では結晶粒径の微細化と微小気孔の集中分布(リム領域)の形成が見られた。また、パルス照射後の破損燃料では、最も延性の低下した被覆管表面から内面にかけて亀裂が進展したことが推測できた。これらの結果から、高燃焼度燃料の破損は、燃料ペレット外周部の熱膨張の加速が、水素化によって延性の低下した被覆管に過大なPCMI応力を及ぼした結果、生じたものと考えられる。
片西 昌司; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1098 - 1107, 1995/11
被引用回数：2 パーセンタイル：27.90(Nuclear Science & Technology)原研のNSRRでは、ゼロ出力からの出力暴走を模擬する実験により、反応度事故時の燃料挙動の解明を進めてきた。それに対して出力運転状態からの反応度事故の場合、定常運転中に形成される燃料棒内の径方向温度がゼロ出力の場合と異なるため、照射済燃料におけるPCMI破損に対する影響が考えられる。また、これは未照射燃料の場合にも被覆管の温度に関係することから、破損しきい値等に影響を与える可能性が考えられる。これらを実験的に調べるために、出力状態からの反応度事故模擬実験を行えるようにNSRR制御系の改造を行った。第1段階として、未照射燃料を用いた実験を行った結果、破損しきい値に対する初期状態の影響は認められなかった。また、将来の照射済燃料を用いた実験に向けて、燃料エンタルピ評価の手法について、実験結果をもとに検討を行った。
柳澤 和章; 宇賀神 光弘; 桜井 文雄*
核燃料工学; 現状と展望, p.285 - 304, 1993/11
日本原子力学会「極限燃料技術」研究専門委員会は、平成元年度から4年度までの調査研究活動を「核燃料工学-現状と展望-」にとりまとめた。この報告書中の第7章は、「研究炉燃料の開発状況」であり、その内容は、7.1高ウラン密度燃料の開発(桜井),7.2燃料の特性と製造(宇賀神、柳澤),7.3照射下ふるまい(宇賀神、桜井、柳澤)となっており、発表者らが共著でとりまとめた。この章に於いては、我が国のデータのみならず欧・米における研究炉燃料の開発状況が、実験的知見に基づいて平易に記述されている。また取扱いの事象も通常運転から事故と多岐に亘っている。
柳澤 和章
JAERI-M 91-152, 195 Pages, 1991/10
低濃縮(19.89w/o)ウランシリサイド小型板状燃料を作製し、燃料密度4.8g/cm
のものについて、原研の安全性研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。研究目的は過渡時のシリサイド燃料板の寸法安定性と破損しきい値の究明にある。得られた結果は、以下の通りである。(1)400
Cを超えると燃料板の曲りが著しくなり、約900Cで最大7mmとなった。燃料芯材の肉厚は初期0.51mmから最大で1.7mm(236%)に増加した。これは、マトリクスアルミニウム及び被覆アルミニウムが再結晶化又は溶融をおこしたり、芯材ミートと相互反応をおこしたりした結果、スウェリングが発生したためである。高温化した燃料板では、芯材のクリープ変形のため凹凸変形が著しくなった。400Cを超えて高温になるに従って、寸法安定性は失われる傾向にあった。
高村 三郎; 星屋 泰二; 有賀 武夫; 小桧山 守*
Japanese Journal of Applied Physics, 28(8), p.L1395 - L1397, 1989/08
被引用回数：3 パーセンタイル：23.57(Physics, Applied)Bi-Sr-Ca-Cu-O超電導薄膜を室温で400KeV Heイオン照射し、照射後の昇温に伴う臨界温度の回復過程を調べた。200~500Cの焼鈍によって臨界温度および常電導状態での電気抵抗は急激に回復する。超電導110K相は、600C焼鈍によって成長する。焼鈍する時の雰囲気として空気中で行ったとき、真空中で行ったときの差違を議論する。
星屋 泰二; 田昭 治*; 伊藤 治彦; 伊丹 宏治; 高村 三郎
Proceedings of International Conference on Martensitic Transformations, p.685 - 690, 1986/00
優れた機能性を有するため原子力分野において様々な応用が期待されるTiNi形状記憶合金は、中性子照射等の照射特性が明らかでないことから、実用に供された例は少ない。原研JMTRでは初めてTiNi合金の中性子照射実験を行ない、新たに開発した遠隔操作型電気抵抗測定装置を用いて得られた電気抵抗測定及び低温引張試験データをもとにTiNi合金の変態特性や変形挙動に及ぼす中性子照射の影響を調べた。その結果、(1)変態点(Ms点)が照射と共に80K以下に低下した。 またマルテンサイト変態の前駆状態に対応する変態点(M's点)はMs点に比べ照射により受ける影響は少ない。(2)応力-歪線図から、破断応力及び破断歪は大きく変化し、1300~1700MPa,6~8%を示した。(3)形状記憶効果は、照射により示さなくなったが、530Kの焼鈍で回復した。以上のことから形状記憶合金の照射に対する感受性の大きさは、照射により生成した不規則領域が影響している。
棚瀬 正和; 山口 康市; 田中 吉左右
Radioisotopes, 31, p.571 - 578, 1982/00
LiAl合金の中性子照射によるトリチウム(T)製造技術の研究において、照射済合金からのT放出とそのTの化学的精製や捕集についての予備実験を行った。合金から放出したH(T)やHO(T)主成分の割合は、合金の前処理や加熱温度、特に後者の影響を強く受けた。このうち、850Cでの等温加熱でH(T)成分は約95%にまで増加した。化学的精製においても、HO(T)は800Cの金属ウラン(V)切削片で効果的にH(T)に変換され、そのH(T)はU粉末により室温下でも捕集されることを確認した。
塩沢 周策
JAERI-M 7267, 36 Pages, 1977/09
本稿は、1975年10月~76年6月に実施されたNSRR実験における未照射健全燃料の挙動・破損機構について考察したものである。考察は主として被覆管の温度挙動、照射後外観・寸法・X腺検査の結果に基づいて行った。燃料はパルス照射によって瞬間的に加熱される。燃料に投入されたエネルギー発熱量が120cal/g・UO以下では何の変化もないが、約180cal/g・UOでは酸化・変形が起こる。更に、約270cal/g・UOではクラックが発生し、290cal/g・UO以上では破断に至った。この原因は、高温時におけるペレットと被覆管の反応・酸化による被覆管の脆化であると考えられる。また、発熱量が約340cal/g・UO以上では燃料はペレット溶融の膨張圧によって破裂し、ペレットは微粒子化する。
岩本 多實
日本原子力学会誌, 15(2), p.86 - 101, 1973/02
被引用回数：0我が国では、近年高温ガス炉に対する関心が核エネルギーの効率的利用と環境対策の面から注目されている。本稿は、この炉に用いられる被覆粒子燃料について紹介するとともに、この燃料の性質と照射挙動を中心に最近の研究状況をまとめた。
大釜 和也; 太田 宏一*; 生澤 佳久; 大木 繁夫; 尾形 孝成*
no journal, ,
金属燃料照射挙動を炉心核設計に反映し、中型金属燃料炉心を再評価した結果、Naボイド反応度が従来よりも増加したため、炉心・燃料の再設計を行った。燃料インベントリを保存しつつ、燃料ピンを太径化することで、冷却材体積比および炉心高さを低減し、Naボイド反応度を改善した炉心を構築した。
