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論文

Leaching behavior of radionuclides from samples prepared from spent fuel rod comparable to core debris in the 1F NPS

大西 貴士; 前田 宏治; 勝山 幸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.383 - 398, 2021/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

To investigate the leaching behavior of radioactive nuclides in leaching samples comparable to core debris (partially molten ZrO$$_{2}$$/UO$$_{2}$$ between fuel rods) in 1F NPS, the concentration of radionuclides in the leaching solution was measured. Leaching behaviors of actinides (U, Pu, Np) and Cs from the samples were similar to those from spent fuel. Leaching of U and Pu depends on pH in the cooling water of the core debris as predicted from the present thermodynamic database. While, if Mo and Tc are surrounded by zircaloy in the core debris, their leaching amount may become higher by one order of magnitude than those from spent fuel.

論文

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW$$>$$SR$$>$$RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

論文

Effects of ballooning and rupture on the fracture resistance of Zircaloy-4 fuel cladding tube after LOCA-simulated experiments

湯村 尚典; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 120, p.798 - 804, 2018/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.99(Nuclear Science & Technology)

To investigate the relationship between the fracture resistance of a cladding tube and the amount of deformation of the cladding tube due to ballooning and rupture during a loss-of-coolant accident (LOCA), four-point-bending tests were performed using non-irradiated Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a LOCA-simulated sequence (ballooning, rupture, high temperature oxidation and quench). According to the obtained results, it was found that the maximum bending stress of the cladding tube after the LOCA-simulated sequence, which was defined as the fracture resistance, correlated to the average thickness of prior-$$beta$$ layer in the cladding tube. Based on the average thickness of prior-$$beta$$ layer, the fracture resistance of the cladding tube with ballooning and rupture was expressed as functions of isothermal oxidation time and temperature and the maximum circumferential strain on the cladding tube.

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.98(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.89(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains ($$varepsilon$$s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress ($$sigma$$). The divided maximum circumferential strains, ${it k}$s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The ${it k}$s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected ${it k}$s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below $$sim$$1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as $$varepsilon$$ multiplied by $$sigma$$. From the results obtained in this study, it was suggested that $$varepsilon$$ and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using $$sigma$$, $$varepsilon$$ and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

報告書

Zircaloy-4の高温酸化挙動に及ぼす固体ホウ酸の影響

小宮山 大輔; 天谷 政樹

JAEA-Research 2016-013, 20 Pages, 2016/08

JAEA-Research-2016-013.pdf:6.05MB

PWRの冷却材喪失事故(LOCA)において、流路の閉塞等により燃料棒の冷却が十分に行われない場合、燃料被覆管表面に冷却材中のホウ酸が析出する可能性が考えられる。通常運転温度域では、実機での実績からホウ酸水はZircaloy-4の酸化挙動に影響を及ぼさないと考えられるが、LOCAを想定した高温域におけるホウ酸とZircaloy-4との反応に係る知見は十分に得られていない。本研究では、固体ホウ酸を載せたZircaloy-4の板材を900$$^{circ}$$Cまでの温度及び複数の雰囲気で酸化させることにより、固体ホウ酸の高温時挙動、ホウ酸とZircaloy-4との反応の有無、及びホウ酸がZircaloy-4の酸化挙動に及ぼす影響を調べた。実験結果から、高温酸化雰囲気においてZircaloy-4表面に固体ホウ酸の脱水により生成する無水ホウ酸が存在すると、この無水ホウ酸がZircaloy-4と雰囲気との接触を断つことでZircaloy-4の酸化を抑制することが示唆された。また、酸化膜付きZircaloy-4の表面に固体ホウ酸が付着し高温まで加熱された場合は、形成している酸化膜の空隙に無水ホウ酸が浸透することでその後の酸化を抑制することがうかがえた。

論文

Experimental identification of electric field excitation mechanisms in a structural transition of tokamak plasmas

小林 達哉*; 伊藤 公孝*; 井戸 毅*; 神谷 健作; 伊藤 早苗*; 三浦 幸俊; 永島 芳彦*; 藤澤 彰英*; 稲垣 滋*; 居田 克巳*; et al.

Scientific Reports (Internet), 6, p.30720_1 - 30720_7, 2016/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.67(Multidisciplinary Sciences)

本レターでは2段階でのL-H遷移時に発生する径電場に関して物理モデルの検証を報告する。ポワソン方程式の時間微分項を評価したところ、ロスコーン損失と新古典粘性による径電流が1段目の遷移時に観測されるものと一致した。2段目の遷移時とLモードにおける径電流は、非両極性条件では説明できないことがわかった。

論文

The Effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube-under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.112 - 122, 2016/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.9(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behaviors of cladding tube under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions, laboratory-scale experiments were performed in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) cladding specimens were heated to burst in steam and argon gas conditions. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. The dependence of the normalized value on burst temperature and the relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening were evaluated. The correlation between the normalized value and the burst temperature suggested that the fraction of the $$beta$$ phase in Zry-4 cladding specimens affected the strain in the specimens and the oxidation of specimens suppressed the amount of ballooning of the specimens. The relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening indicated that the length, width and area of rupture opening depended on the crystal phase condition in Zry-4 cladding specimens irrespective of atmosphere in the case of the heating rate of $$sim$$3 K/s.

論文

JAEA-ISCN development programs of advanced NDA technologies of nuclear material

瀬谷 道夫; 小林 直樹; 直井 洋介; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

Book of Abstracts, Presentations and Papers of Symposium on International Safeguards; Linking Strategy, Implementation and People (Internet), 8 Pages, 2015/03

原子力機構では、2011年度より次の3つのプログラムからなる先進核物質非破壊測定技術の基礎開発を実施している。(1)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線(大強度単色$$gamma$$線)を使う核共鳴蛍光NDA技術開発、(2)ZnS/B$$_{2}$$O$$_{3}$$セラミックシンチレータによる中性子検出技術開発、(3)中性子共鳴透過分析(NRTA)及び中性子共鳴捕獲分析(NRCA)による中性子濃度分析法(NRD)技術開発。これらのプログラムは2014年度に終了する予定であり、2015年2-3月に実証試験を行う予定である。

論文

Effect of oxide film formed during $$gamma$$-ray irradiation on pitting corrosion of fuel cladding in water containing sea salt

本岡 隆文; 塚田 隆

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

福島第一原子力発電所(1F)では、2011年3月に海水が使用済燃料プールに注入された。ジルカロイ-2は1Fで燃料被覆管材として採用されているが、ジルカロイ-2を含むジルコニウム合金は、酸化性の塩化物水溶液で孔食の影響を受けやすい。本研究では、海水成分を含む水の放射線分解生成物が、ジルカロイ-2の孔食生起に及ぼす影響を調査した。$$gamma$$線照射の前後に、海水成分を含有する水の組成変化を分析した。また、ジルカロイ-2の孔食電位測定を実施した。さらに、ジルカロイ-2表面に形成された酸化膜の特性をX線光電子分光法により評価した。海水成分を含む水の溶液分析では、$$gamma$$線照射での過酸化水素の発生が示された。$$gamma$$線照射下で皮膜形成したジルカロイ-2の孔食電位は非照射下のそれより高かった。ジルカロイ-2の酸化皮膜は酸化ジルコニウムであり、これは$$gamma$$線照射中に厚くなることがわかった。$$gamma$$線照射下で生成した皮膜を有するジルカロイ-2の孔食電位が高くなった原因は$$gamma$$線照射下で酸化皮膜形成が進行することで説明された。

論文

RCA/IAEA third external dosimetry intercomparisons in East Asia region

山本 英明; 吉澤 道夫; 村上 博幸; 百瀬 琢磨*; 辻村 憲雄*; 金井 克太*; Cruz-Suarez, R.*

Radiation Protection Dosimetry, 125(1-4), p.88 - 92, 2007/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Environmental Sciences)

国際原子力機関(IAEA)の地域協力協定(RCA)に基づき、東アジアの16か国から25の個人線量評価機関が参加して第3期外部被ばく線量計測相互比較が実施された。旧原研及び旧サイクル機構で放射線の基準照射を行った個人線量計を各参加国で計測し、得られた外部被ばく線量評価値を持ち寄り相互比較した。その結果、すべての参加国の評価値は放射線防護の実務上必要とされる充分な正確さを有していることがわかった。これにより参加各国における外部被ばく線量評価技術の妥当性が確認できた。

論文

Results from studies on high burn-up fuel behavior under LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

NUREG/CP-0192, p.197 - 230, 2005/10

LOCAに関する日本の安全基準は、事故条件を模擬した試験により決められた急冷時燃料棒破断限界に基づいている。このため、原研はLOCA条件を模擬した総合的な急冷実験を行い、高燃焼度燃料の破断限界を評価している。水素を添加した未照射被覆管やPWRにおいて39あるいは44GWd/tまで照射した高燃焼度燃料被覆管を用いた試験をこれまでに行った。破断限界は基本的に酸化量に依存し、初期水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に伴い低下することが明らかになった。また、試験対象とした高燃焼度燃料被覆管の破断限界は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断限界とほぼ同等であることも明らかになった。

論文

Embrittlement and fracture behavior of pre-hydrided cladding under LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.668 - 677, 2005/10

原研では高燃焼度燃料のLOCA時挙動を調べる体系的な研究計画を進めている。同計画の一環として再冠水時に燃料棒が急冷される際の破断限界を明らかにするため、燃焼度39$$sim$$44GWd/tの照射済PWR燃料から採取したジルカロイ-4被覆管を対象に急冷時耐破断特性試験を実施した。破断限界は被覆管が吸収している初期水素量の増加によって低下するものの、照射済燃料被覆管と水素を吸収させた未照射被覆管との間で明らかな違いは見られなかった。また、あらかじめ酸化・水素吸収させ、急冷を経た被覆管に対するリング引張及び圧縮試験を通じて急冷による延性の低下について調べ、欧米で規制に用いられている延性ゼロ基準は、急冷時破断特性試験に比べてより保守的な結果を与えることなどを示した。

報告書

冷却材喪失事故時の被覆管延性低下に及ぼす冷却時温度履歴の影響

宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-020, 40 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-020.pdf:4.63MB

急冷開始温度及び急冷前の冷却速度がLOCA時の被覆管延性低下に及ぼす影響を調べることを目的とし、未照射PWR用17$$times$$17型ジルカロイ-4被覆管から切り出した試料を水蒸気中、1373及び1473Kで酸化し、ゆっくりと冷却(徐冷)してから急冷した。試験条件のうち、徐冷の速度を2$$sim$$7K/s、急冷開始温度を1073$$sim$$1373Kの範囲で変化させて複数の試験を行い、冷却条件の異なる試料を得た。酸化,急冷した試料に対しリング圧縮試験,ミクロ組織観察,ビッカース硬さ試験を実施した。急冷開始温度低下に伴い、金属層中に析出する$$alpha$$相の面積割合が大幅に増加し、被覆管の延性が明確に低下した。徐冷速度の減少に伴い、析出した$$alpha$$相の単位大きさ及び硬さの増大が生じたが、面積割合及び被覆管の延性はほとんど変化しなかった。析出$$alpha$$相は周りの金属層より硬く、また酸素濃度が高いことから、その延性は非常に低いと考えられる。したがって、析出$$alpha$$相の面積割合増大が、急冷開始温度低下に伴う延性低下促進の近因である。

論文

Charge-order pattern of the low-temperature phase from a monoclinic single domain of NaV$$_{2}$$O$$_{5}$$ uniquely determined by resonant X-ray scattering

大和田 謙二; 藤井 保彦; 勝木 裕也*; 村岡 次郎*; 中尾 裕則*; 村上 洋一; 澤 博*; 仁宮 恵美*; 礒部 正彦*; 上田 寛*

Physical Review Letters, 94(10), p.106401_1 - 106401_4, 2005/03

 被引用回数:24 パーセンタイル:73.44(Physics, Multidisciplinary)

共鳴X線散乱をNaV$$_{2}$$O$$_{5}$$のT$$_{c}$$以下で現れる斜方晶ドメインに適用することで低温相の電荷秩序パターンをユニークにAAA'A'であると決定した。これらの結果により、A, A'をイジングスピンに対応させることができ、NaV$$_{2}$$O$$_{5}$$のT$$_{c}$$における「悪魔の階段」的相転移を説明できるようになった。

論文

中性子ラジオグラフィによる原子力燃料・材料の内部観察

安田 良; 松林 政仁; 仲田 祐仁; 松江 秀明; 中西 友子

第5回放射線による非破壊評価シンポジウム講演論文集, p.31 - 34, 2005/02

中性子ラジオグラフィは、照射済燃料・材料の健全性評価を行うための照射後試験の有効な非破壊試験ツールである。特に、中性子CT法,イメージングプレート法は、3次元情報の取得,組成の定量評価等を可能にし、より高次な情報を抽出することができると考えられる。本稿では、中性子CT法及びイメージングプレート法の照射後試験への有効性を検討するために行った未照射の燃料・材料を用いて試験の結果について報告する。

論文

Behavior of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding under simulated LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(2), p.209 - 218, 2005/02

 被引用回数:41 パーセンタイル:93.27(Nuclear Science & Technology)

冷却材喪失事故(LOCA)時の高燃焼度燃料棒挙動に関し、未照射ジルカロイ-4被覆管を用い、LOCA模擬試験を行った。水素濃度約100$$sim$$1400ppmを有する被覆管を、水蒸気中にて1220$$sim$$1500Kの温度範囲で等温酸化した後、冠水により急冷した。急冷時に生じる燃料棒の収縮を拘束したが、生じる荷重の最大値を4段階に調節した。主として肉厚に占める酸化割合に依存して、被覆管は急冷時に周方向亀裂を伴って破断した。酸化割合に関する破断/非破断のしきい値は、初期水素濃度と拘束荷重の増大とともに低下した。結局、拘束荷重が535N以下であれば、水素濃度にかかわらず、破断しきい値は酸化割合20%を超え、日本におけるECCS性能評価指針の基準値を上回ることが明らかになった。

論文

Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.58 - 65, 2005/01

 被引用回数:37 パーセンタイル:92.04(Nuclear Science & Technology)

水素添加ジルカロイ-4被覆管に対し室温及び620Kにおいてバースト試験を行った。NSRRでのパルス照射時に高燃焼度燃料で起こる急激なPCMIを模擬し、加圧速度は最高3.4MPa/msまで高めた。被覆管中の水素濃度範囲は150$$sim$$1050ppmであり、高燃焼度PWR燃料被覆管と同様に被覆管外周部に水素化物を集積させ、「水素化物リム」を形成させた。室温試験で、水素吸収被覆管は軸方向に長い亀裂を呈して破損した。水素化物リムでは、脆性的な破壊が見られ、破損形態はNSRR実験で観察されたものと同じであった。また、水素化物リムにより、破裂圧力や周方向残留ひずみは明確に低下した。水素化物リムの厚さが被覆管肉厚の18%を超える場合、620Kにおいても周方向ひずみは非常に小さかった。本研究の結果は、RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損において水素化物集積層が重要な役割を果たすことを示している。

論文

Influence of hydride re-orientation on BWR cladding rupture under accidental conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1211 - 1217, 2004/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:66.18(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度BWR燃料被覆管では、半径及び軸方向に平行な面に沿った水素化物の析出が増加する。半径方向水素化物はRIA時の燃料挙動に重要な役割を果たし、PCMI条件下では、被覆管の延性を低下させる可能性がある。PCMI条件下における高燃焼度燃料被覆管の破損挙動に及ぼす径方向水素化物の影響を調べるために、約200$$sim$$600ppmの水素を添加した未照射BWR被覆管のバースト試験を行った。約20$$sim$$30%の水素化物を半径方向と軸方向に平行な面に沿って再配向させた。室温及び373Kにおいて、軸方向の割れを伴う大きな破損開口が生じた。しかし、破裂圧力と残留周方向歪み量に対する径方向水素化物の影響は非常に小さかった。したがって、調べた水素濃度と径方向水素化物割合の範囲において、径方向水素化物のみによって、高燃焼度BWR燃料被覆管の延性が著しく低下することはないと考えられる。

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