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論文

Development of core and structural materials for fast reactors

浅山 泰; 大塚 智史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。

報告書

「もんじゅ」型燃料集合体(MFA-1,2)被覆管の急速加熱破裂挙動評価

吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治

JNC-TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07

JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB

米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.27$$times$$10の27乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6$$^{circ}C$$であった。ここで試験加熱速度は5$$^{circ}C$$/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830$$^{circ}C$$の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の製造コスト低減化方策に関する検討(平成11年度作業)

藤原 優行; 水田 俊治; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-050, 19 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-050.pdf:0.82MB

実用化戦略調査研究で実施している高速炉システム技術評価において、高温出口温度で15万MWd/t以上の燃焼度を達成するために不可欠なODSフェライト鋼被覆管の実用化見通しを評価することになっている。そのため、これまでのODSフェライト鋼被覆管の技術開発結果を踏まえ、将来の実用規模の観点から、長尺被覆管の量産を可能とする経済性の高い製造プロセスの成立性を検討し、量産コストの予備的評価を行った。将来の実用規模を想定した場合、全コストに占める素管製造コストの割合が大きく、そのコスト低減化のために考えられる方策についても予備調査を実施した。

報告書

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の衝撃特性の評価

上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-035, 164 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-035.pdf:3.67MB

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS鋼:0.12C-11Cr-0.5Mo-2W-0.2V-0.05Nb)は、サイクル機構が高速炉の次期炉心材料候補として開発した鋼種であり、1992年の材料強度基準(暫定案)の策定時に延性脆性遷移温度(DBTT)が評価されているが、衝撃特性において重要な特性の1つである寸法依存性、および上部棚吸収エネルギー(USE)の評価が行われていないといった課題がある。本報告では、PNC-FMS鋼および海外材のデータを用いて、USE,DBTTそれぞれにおける寸法依存性、熱時効効果、照射効果などを評価し、PNC-FMS鋼における製造時のUSEとDBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を策定した。得られた主な結果は次の通りである。(1)USEの寸法依存性は「(Bb)のn乗」(B:試験片の幅、b:試験片のリガメントサイズ)を用いて「USE=m(Bb)のn乗」(m,nは定数)の関係として適切に評価可能であること、およびPNC-FMS鋼の場合「n=1.4」となることを明らかにした。「(Bb)のn乗」における乗数「n」は、フルサイズ試験片のUSE(J)と関連付けられ、「n=1.38$$times$$10のマイナス3乗USE+1.20」の関係式が得られた。(2)DBTTの寸法依存性は「BKt」(Kt:弾性応力集中係数)を用いて適切に評価可能であり、「DBTT=p(log10BKt)+q」(p,qは定数)の関係にあることを明らかにした。PNC-FMS鋼の場合、DBTT=119(log10BKt)-160であった。(3)製造時DBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を用いて、照射後のDBTTを推定した結果、350$$sim$$650$$^{circ}C$$の照射温度範囲でサブサイズ試験片(幅3mm$$times$$高さ10mm)のDBTTは180$$^{circ}C$$以下であった。

報告書

CMIR-2照射Fe-15Cr-20Ni系モデル合金の照射後試験(1); 照射誘起偏析に及ぼすシンクの影響および溶質原子のサイズ効果

神田 北斗; 山県 一郎; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭

JNC-TN9400 2000-046, 24 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-046.pdf:1.1MB

オーステナイトステンレス鋼では照射により、溶質原子が表面や結晶粒界等に偏析し、合金組成が局所的に変化する事が知られている。粒界偏析挙動を詳細に調べ、理解するために高速炉炉心材料として開発中であるPNC1520の基本合金系であるFe-15Cr-20Ni合金に、原子サイズの違いを考慮したSi,Moを各々添加したモデル合金について照射誘起偏析を検討した。高速実験炉「常陽」により476$$^{circ}C$$、3.5$$times$$10の26乗n/mの2乗(E$$>$$0.1MeV)の条件で照射された試料を、透過型電子顕微鏡(TEM)とエネルギー分散型X線分光分析装置(EDS)により微細組織の観察および溶質濃度を測定した。照射誘起結晶粒界偏析挙動は概ね溶質原子のサイズ効果に従っており、Feよりサイズの大きな(oversize)原子は結晶粒界で枯渇し、小さな(undersize)原子は濃化した。またボイド表面における偏析は結晶粒界とほぼ同等であり、析出物界面における偏析はこれらよりも大きい傾向を示した。また粒界によっては粒界近傍にボイドの存在しないボイド欠乏帯が存在していた。その生成理由の一つとして粒界移動現象によりボイドが掃き出されたことが考えられる。

報告書

改良オーステナイト鋼の炉内クリープひずみ挙動評価式の策定

水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘

JNC-TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10

JNC-TN9400-99-082.pdf:1.52MB

FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405$$sim$$605$$^{circ}C$$の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。

報告書

Super-Phenix Benchmark used for Comparison of PNC and CEA Calculation Methods,and of JENDL-3.2 and CARNAVAL IV Nuclear Data

Hunter

PNC-TN9410 98-015, 81 Pages, 1998/02

PNC-TN9410-98-015.pdf:3.14MB

本研究は、CEAから提供されたSuper-Phenixの起動試験炉心ベンチマークデータを動燃が解析した成果であり、動燃-CEA共同研究の一環として実施されたものである。動燃によるSuper-Phenixの解析結果を、CEAの解析結果及び実験測定値と比較したところ、CEAのC/E(解析/実験)値が系統的な径方向依存性を示すのに対して、動燃のC/E値はその30$$sim$$40%しかなく非常に小さいことが判明した。CEAが原因を検討した結果、両者のC/E値径方向依存性の違いの主たる要因は、使用した核データセット(JENDL-3.2CARNAVAL-IIII)にあると結論された。本検討の最終段階として、動燃はこの2種の核データセットの違い詳細に検討するために、感度解析を実施した。中性子束分布計算で用いた解析コードは2次元RZまたは3次元Hex-モデルのCITATIONとMOSESコードである。JENDL-3.2CARNAVAL-IIIIの違いに対する感度解析は、SAGEPコードを用いて行われた。ここでは、両者のエネルギー構造を統一するための縮約操作を施す必要があり、また、両者の核断面積の定義には幾つか食い違いがあることが分かった。感度解析の結果、JENDL-3.2とCARNAVAL-IIIIのC/E値径方向依存性の違いの原因は、少数の核種による寄与であることが判明した。両者の核データの比較結果は以下のとおりである。核分裂当たりの中性子発生数$$nu$$の違いは小さい($$<$$5%)。低エネルギーでの核分裂断面積差は大きい($$<$$30%、代表値$$<$$10%)。下方散乱断面積は相対差としては大きい違いがあるが、絶対値の差は自群散乱と比較すれば無視できる。自群散乱の相対差は75%程度まであり、一般には20%以下である。捕獲断面積の違いは非常に大きく、30$$sim$$200%まで見られた。

報告書

PNC-TDB整備 Kick-off meeting 議事録

澁谷 早苗; 油井 三和

PNC-TN8100 96-008, 376 Pages, 1996/07

PNC-TN8100-96-008.pdf:25.96MB

高レベル廃棄物地層処分の性能評価における核種移行研究においては、ガラス固化体からの難溶性核種の溶解は溶解度で制限されるとして、その溶解度を熱力学計算により評価している。この計算には、信頼性の高い熱力学データベースを必要とする。我々は、H3レポートで使用したPNCの熱力学データベース(PNC-TDB)の信頼性向上を目的として、データベース整備を進めている。整備した内容については、国際的な評価を受けるために、平成8年度より委託研究を通して海外の専門家によるレビューを受けることとなった。整備及びレビューの方針・手法・スケジュールについては、専門家-PNC間で事前に取り決めておく必要がある。そこで、平成8年5月27日$$sim$$31日に動燃東海事業所ENTRYにおいて専門家と打合せを行った。本書ではその議事内容及び使用したOHP等参考資料をまとめて報告する。

報告書

NRTA data processing system: PROMAC-J

猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫

JAERI-M 93-182, 160 Pages, 1993/09

JAERI-M-93-182.pdf:3.31MB

NRTAデータ処理システムを開発した。本システムは東海再処理工場における実証試験を通してその有効性、実用性及び信頼性が確認されたモデルを基に、最終的な改良を加えた新しいバージョンである。改良の主な点は凡用性の付与にある。本報告書は、システムの利用マニュアルであると同時にNRTAで用いられている統計分析などの数学的基礎についても略述しており、本システムを使用してNRTAを実施する者が他の文献を参照することなく内容の理解をある程度は行えるように配慮してある。尚、本研究はIAEA支援計画(JASPAS)のJB-1 Taskとして実施していたものであり、本報告書はその報告書としても使われる。

報告書

Development of Resin Bead Sampling and Analytical Technique-Study of Resin Bead Measurement Technique for Uranium and Plutonium

黒沢 明; 阿部 勝男; 神長 一博; 久野 祐輔; 鎌田 正行; 舛井 仁一

PNC-TN8410 93-031, 191 Pages, 1993/03

PNC-TN8410-93-031.pdf:3.91MB

再処理工場入量計量槽の保障措置として、現在、国およびIAEAによる試料の収去が行なわれているが、収去試料の輸送に当って、1バッチ当り、A型輸送容器一つを必要とするのが現状である。このような輸送問題を軽減するため、極微量の試料(ウラン・プルトニウム各数mg)で分析可能なレジンビード法が米国オークリッジ国立研究所を中心に開発された。この技術はTASTEX時代に導入され、その後JASPASの一つの開発項目として動燃事業団が主体となり、IAEAとの共同研究を続けているものである。これまで7回の共同実験が実施され、技術的にもある水準に達したと思われるが、また同時にレジンビード技術の難点も明らかになった。これらの共同実験では、動燃が試料の調整・輸送を担当し、IAEA側で分析するという形態をとっているが、これとは別に事業団としてレジンビード測定技術の検討も実施してきた。レジンビード技術は上記のように輸送上のメリットが最もクローズアップされているが、測定面においてもウラン・プルトニウムを分離することなく測定できるという利点もあり、施設側での分析法として開発・検討を進める必要があった。本報では、レジンビード法によるウラン・プルトニウムの測定技術について検討結果を報告するとともに、第3回から第7回まで行なわれたPNC-IAEA間共同実験結果についても合わせて報告する。

報告書

A REVIEW OF FAST REACTOR PROGRAM IN JAPAN

not registered

PNC-TN1410 92-030, 40 Pages, 1992/04

PNC-TN1410-92-030.pdf:1.44MB

本資料には要旨は有りません。

報告書

PNC-Battelle PNL共同研究 TRU元素溶解度測定評価試験技術の習得-海外出張報告-

芦田 敬; 園部 一志; 山田 一夫

PNC-TN8600 91-003, 38 Pages, 1991/06

PNC-TN8600-91-003.pdf:4.17MB

PNC(動燃事業団)-Battelle PNL共同研究の一環として,PNLスタッフの指導のもとでTRU元素の溶解度測定方法を習得した。溶解度測定試験に必要な技術として,トリウム等のTRU元素の固相の作製,エックス線回折,試験溶液のpH調整,酸化還元電位(Eh)測定,固液分離,分析前処理,酸化状態分析,データ解析等の一連の試験手法に関するものの他,雰囲気制御グローブボックスの運転方法等について,PNLの実験専門のスタッフ(Specialist)の指導を受け習得した。

報告書

第10回PNC/KfK高レベル廃棄物管理会議発表資料集(1990年11月18日$$sim$$22日動燃東海事業所および東京にて開催)

坪谷 隆夫; 高橋 武士; 吉岡 正弘; 五十嵐 寛; 菖蒲 康夫

PNC-TN8100 91-030, 278 Pages, 1991/04

PNC-TN8100-91-030.pdf:35.82MB

本資料集は、第10回PNC/KfK高レベル廃棄物管理会議(1990年11月18日$$sim$$22日、動燃事業団の東海事業所および東京にて開催)において、双方から発表されたOHP資料をとりまとめたものである。KfK側の発表内容は、KfK-INEでの高レベル廃棄物に関する技関開発の概要、K-6'メルタの運転結果、オフガス処理設備の特性、メルタ内のシミュレーション結果、耐火物および電極材料と溶融ガラスの反応に関するものである。PNC側の発表内容は、ガラス固化技術開発の現状、モックアップ3号のメルタの運転経験および白金族元素の抜き出し性評価、Ru、Cs、Srおよび粉塵のオフガスへの移行評価ならびに準揮発性元素の模擬廃液仮焼時の揮発率評価、メルタ内のシミュレーション技術開発、新電極材料および新耐火物材料の開発に関するものである。

報告書

Some Aspects of Natural Analogue Studies for Assessment of Long-Term Durability of Engineered Barrier Materials; Recent Activities at PNC Tokai, Japan

湯佐 泰久; 亀井 玄人; 新井 隆

PNC-TN8410 91-007, 18 Pages, 1990/12

PNC-TN8410-91-007.pdf:0.59MB

本研究は天然の類似試料の長期変質挙動を調べる事により、人工バリア材の長期耐久性を評価することを目的とする。I. 対象試料の選定:天然の歴史試料は古いほどさまざまな要因が重複し、その環境条件も複雑でかつ変化し、把握できにくくなる。また、変質期間に関する情報も得られにくくなる。したがって、比較的若い、単純な履歴の試料を研究することとした。II. 研究の構成:(1)変質現象の調査、(2)環境条件の把握、(3)(組成差や環境条件の差を比較するための)サポート実験、を本研究の構成とする。III. 調査例:人工バリア材、すなわち、(1)廃棄物ガラス、(2)オーバーパック、(3)緩衝材、(4)埋め戻し材、の耐久性評価のために、それぞれ、(1)玄武岩質ガラスの風化変質、(2)炭素鋼の土壌腐食、(3)熱(接触)変成作用によるスメクタイトのイライト化作用、(4)コンクリート構造材の化学的劣化、の研究を実施している。なお、本論文はCEC主催第4回ナチュラルアナログ ワーキンググループミーテング(1990年6月 Scotland Pitlochry)での発表をまとめたものであり、CEC report n0 EUR 13014 ENとして製本・公表される予定である。

報告書

Study of the Application of Near Real Time Materials Accountancy to Safeguards for Reprocessing Facilities

猪川 浩次; 井原 均; 西村 秀夫; 平田 実穂; 桜木 広隆*; 井戸 勝*; 沢畑 稔雄*; 堤 正順*; 岩永 雅之*; 陶山 尚宏*; et al.

JAERI-M 83-158, 263 Pages, 1983/09

JAERI-M-83-158.pdf:7.35MB

TASTEX Task-Fの基本的目的は、near-real-time核物質計量の考え方が小規模ないし中規模の再処理施設に対して適用出来るかどうかを、東海再処理施設をモデル施設として使いながら検討するということであった。1978年から1979年の間は、PNC東海工場のシミュレーション用数学モデルの作成、およびそれを用いた計量管理シミュレーションによる有効性評価研究を実施し、さらに1980年4月からは提唱したNear-Real-Time核物質計量管理モデルの現場試験を実施して、N.R.T.核物質計量が再処理施設に有効に適用しうることを示した。

口頭

Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in Joyo

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

no journal, , 

フェライト/マルテンサイト鋼は、耐スエリング性に優れ、原子力機構では11Cr鋼であるPNC-FMSを高速炉炉心材料として開発した。その炉内強度特性の実証や材料強度基準整備を進めるためには、照射データ及び熱時効効果に関するデータの蓄積が重要である。本研究では、「常陽」にて455-835$$^{circ}$$Cで、最大32.5dpaまで照射されたPNC-FMSのリング引張試験と硬さ試験を実施し、熱時効後の試験結果と比較した。600$$^{circ}$$C以上で照射されたPNC-FMSは室温での引張強さが製造まま材及び熱時効後よりも低下しており、硬さについても同様の傾向を示した。一方、835$$^{circ}$$Cで照射されたものは、熱時効材よりも硬くなっていた。

口頭

Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in fast reactor Joyo

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

no journal, , 

フェライト/マルテンサイト鋼は、耐スエリング性に優れ、原子力機構では11Cr耐熱鋼であるPNC-FMSを高速炉炉心材料として開発した。その炉内強度特性の実証や材料強度基準整備を進めるためには、照射データ及び熱時効効果に関するデータの蓄積が重要である。本研究では、「常陽」にて455-835$$^{circ}$$Cで、最大32.5dpaまで照射されたPNC-FMSのリング引張試験と硬さ試験を実施し、熱時効後の試験結果と比較した。600$$^{circ}$$C以上で照射されたPNC-FMSは室温での引張強さ及び硬さが製造まま材及び熱時効後よりも低下しており、明瞭な照射軟化を確認した。一方、835$$^{circ}$$Cで照射されたものは、熱時効材よりも硬くなっており、照射中の相変態が原因と考えられた。

口頭

ミニチュア試験技術を用いた高速炉長寿命燃料集合体の破壊靱性評価

丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 栗下 裕明*

no journal, , 

フェライトマルテンサイト鋼(FMS)が照射や熱時効を受ける場合、破壊靭性は重要な評価項目である。本研究では、照射試験片や溶接材から採取した微小試験片にも適用できるミニチュア試験技術開の開発を目標とする。第1段階として、ミニチュア3点曲げ試験の破壊靭性評価への適用性、および試験片に加工するサイドグルーブの効果を検証した。高速炉用に開発されたPNC-FMSにASTM1820に準じたミニチュア3点曲げJ試験を適用し、ラッパ管厚さに対応する厚さ5mm、幅3mm、長さ22.5mmにミニチュア化した試験片で、き裂進展を制御するサイドグルーブの曲率半径の影響を検証した。その結果、ASTM 1820の標準サイズである曲率半径0.5mmではき裂が蛇行や分岐した。一方、0.05mmとしたものはサイドグルーブに沿ってき裂を進展させることができ、破壊靭性値J$$_{IC}$$=300kJ/m$$^{2}$$を得た。これにより、ミニチュア化した場合でもサイドグルーブの工夫によりPNC-FMSの破壊靭性を評価できる見込みを得た。

口頭

Development of miniature fracture toughness test technique for thin martensitic steel wrapper tube of fast reactor

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘*; 栗下 裕明*

no journal, , 

高速炉燃料集合体のラッパ管用フェライトマルテンサイト鋼(PNC-FMS)の破壊靭性評価を行うため、ミニチュア3点曲げ試験を適用した。今回の試験で、ミニチュア試験片を用いてより確からしく、かつ保守的な破壊靭性値を得るためには、予き裂長さとサイドグルーブの開き角が重要であることが明らかとなった。これらの調整により、ラッパ管の厚さに適用できるミニチュア試験片を用いて、破壊靭性値J$$_{Q}$$を得た。

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