NSRR制御棒校正表の妥当性の検証

求 惟子; 安掛 寿紀; 柳澤 宏司

JAEA-Technology 2024-015, 30 Pages, 2025/01

JAEA-Technology-2024-015.pdf:1.36MB

NSRR定期事業者検査の反応度抑制効果確認検査(正ペリオド法、制御棒落下法)において使用している制御棒校正表について、その妥当性の検証を行った。制御棒校正表は、逆時間方程式により即発臨界未満でのステップ状の反応度投入量と正ペリオドの関係を計算した表(DOUBLING TIME-REACTIVITY)と遅発臨界状態からステップ状の負の反応度を投入した場合の出力減衰曲線から改良落下法により反応度投入量を計算した表(DECAY OF NEUTRON FLUX AFTER INSTANTANEOUS REDUCTIONOF REACTIVITY)で構成され、その作成は1975年頃に遡る。この制御棒校正表には、数値の出典、計算に使用したデータ等の記録が十分に示されていないため、その妥当性について改めて検証を行った。検証では、NSRRのパラメータを使用した逆時間方程式により正ペリオドと反応度の関係を解析的に評価するとともに、改良落下法については軽水型原子炉動特性解析コードEUREKA-2によって制御棒校正表の数値の再評価を行った。その結果、再評価した数値と、制御棒校正表の各表に示されている数値との差の標準偏差は、いずれも0.035%未満であり、実用上十分な一致を示すことから、制御棒校正表は妥当であることを確認した。

Chapter 9, Advanced materials; Oxide-dispersion strengthened steels

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 皆藤 威二

Materials and Processes for Nuclear Energy Today and in the Future, p.279 - 297, 2024/10

https://doi.org/10.1002/9781394325870.ch9

酸化物分散強化は、鉄鋼材料の高温強度改善に有効な手法である。酸化物粒子分散は、転位のすべり運動を阻害することで、鉄鋼材料の高温変形及び破壊に対する抵抗性を飛躍的に高めることができる。これまでに、核分裂炉材料及び核融合炉材料用にODS鋼の高温強度、耐照射性及び耐食性を改善するための研究が広く進められてきた。近年の研究において、ナノスケールの酸化物粒子分散は、高温強度を高めるだけでなく、酸化物粒子と母相の界面が照射欠陥の消滅場所としての機能を担うことにより、耐照射性を改善する効果があることが示されてきている。本節では、原子力用に進められているODS鋼の開発状況について概観する。

Formulation of high-temperature strength equation of 9Cr-ODS tempered martensitic steels using the Larson-Miller parameter and life-fraction rule for rupture life assessment in steady-state, transient, and accident conditions of fast reactor fuel

宮澤 健; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大塚 智史; 光原 昌寿*; 外山 健*; 大沼 正人*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 593, p.155008_1 - 155008_16, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155008

This paper discusses the applicability of J.L. Straalsund et al.'s technique for combining the Larson-Miller parameter (LMP) and life-fraction rule to form a single high-temperature strength equation for 9Cr- oxide-dispersion-strengthened (ODS) tempered martensitic steels (TMS). It uses the extensive dataset on creep rupture, tensile, and temperature-transient-to-burst tests of 9Cr-ODS TMS cladding tubes in the -phase, /-duplex, -phase matrices, which are accumulated by the Japan Atomic Energy Agency so far. The technique is adequately applicable to 9Cr-ODS TMS cladding tubes. A single high-temperature strength equation expressing the mechanical strength in different deformation and rupture modes (creep, tensile, temperature-transient-to-burst) is derived for 9Cr-ODS TMS cladding tubes. This equation can predict the rupture life of the cladding tubes under various stresses and temperatures over time. The applicable range of the high-temperature strength equation is specified in this study and the upper limit temperature for the equation is found to be 1200C. At temperatures higher than 1200C, the coarsening and aggregation of nanosized oxide particles and the to phase transformation are reported in previous studies. The high-temperature strength equation can be well applied to the creep and tensile strength in the -phase matrix, the creep strength in the -phase matrix and the temperature-transient-to-burst strength in both phases except for the low equivalent stress (43 MPa) at temperatures exceeding 1050C. The mechanism of the notable consistency between creep and tensile strength in the -phase matrix is discussed by analyzing the high-temperature deformation data in the light of existing deformation models.

原子力科学研究所における航空機落下確率に関する評価について

神川 豊; 鈴木 真琴; 安掛 寿紀; 村上 貴彦; 森田 祐介; 椎名 秀徳; 福島 学; 平根 伸彦; 大内 靖弘

JAEA-Technology 2023-030, 57 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-030.pdf:1.93MB

航空機落下事故に関するデータが原子力規制庁により更新されたことに伴い、原子力科学研究所における航空機落下確率を再評価するため、経済産業省原子力安全・保安院「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について(内規)」に基づき評価を行い、原子力科学研究所の各施設における航空機落下確率を評価した。評価の結果、航空機落下確率の総和は最大となる放射性廃棄物処理場において 5.6810回/(炉・年))であり、航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要があるか否かの基準である 10回/(炉・年))を超えないことを確認した。

Oxidation and embrittlement behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154736

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.

Behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154467

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.

Characterization and corrosion behavior of Al-added high Mn ODS austenitic steels in oxygen-saturated lead-bismuth eutectic

Haoran, W.*; Yu, H.*; Liu, J.*; 近藤 創介*; 大久保 成彰; 笠田 竜太*

Corrosion Science, 209, p.110818_1 - 110818_12, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2022.110818

新たに開発した、AlOを形成する高Mnオーステナイト酸化物分散強化鋼(ODS)について、飽和酸素濃度下の鉛ビスマス中450Cにて、430時間の浸漬試験を行った。非ODS鋼と比較して、ODS鋼は腐食や表面剥離に対して優れた耐性を有していた。本ODS鋼の高密度に存在する粒界が、金属元素の外方への拡散のチャネルとして機能し、元の表面から内部へ連続したCrOスケールを形成し、また、外部(Fe,Mn)酸化物スケールと内部CrOスケールによる酸化防止と共に、Al拡散の促進は、ODS-7Al鋼中で連続的なAlリッチ酸化物スケールの形成をもたらしたため、その優れた耐食性に寄与したと考えられる。

高速炉炉心材料の開発と課題

皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣

Nuclear Materials Letters (インターネット), p.29 - 43, 2022/12

高速炉の実用化に向けて安全性及び経済性の向上が不可欠であり、燃料集合体を構成する被覆管,ラッパ管等の炉心材料には優れた耐照射特性,高温強度及び燃料や冷却材との共存性が求められる。日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発を進めるNa冷却高速炉では、冷却材出口温度の高温化に対応するため、通常運転時の被覆管最高温度は約700C、ラッパ管最高温度は約580Cに達する。また、燃料の高燃焼度化に対応するため、被覆管,ラッパ管ともに使用期間約9年という長期間にわたり優れた高温強度を維持するとともに、はじき出し損傷量で250dpaを超える耐照射特性が求められる。ここでは、高速炉炉心材料としてJAEAが開発してきたPNC316, PNC-FMS及びODSフェライト鋼の開発経緯や成果、実用化に向けた課題等について述べる。

Development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel cladding for BWRs in Japan

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153276

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。

Effects of thermal aging on the mechanical properties of FeCrAl-ODS alloy claddings

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

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-M2021057

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、450C,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。