Development of phenomenological degradation models for Cr-Coated Zr alloy cladding under high-temperature oxidation conditions

谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2026.112177

Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200C and 1300C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200C, while discrepancies at 1300C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.

幌延深地層研究計画 令和6年度調査研究成果報告

中山 雅; 石井 英一; 青柳 和平; 早野 明; 村上 裕晃; 大野 宏和; 武田 匡樹; 深津 勇太; 望月 陽人; 尾崎 裕介; et al.

JAEA-Review 2025-042, 136 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-042.pdf:12.95MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(以下、原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和6年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」および「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」の3つの研究課題を対象に調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、ダクティリティインデックスを用いた透水性評価手法の検証および水圧擾乱試験から原位置の地圧の状態を推定する手法の検討などを実施した。地下施設整備を継続し、東立坑および換気立坑が深度500mまでの掘削を完了するとともに、西立坑および500m調査坑道の掘削を開始した。令和6年度末現在の掘削進捗は、東立坑および換気立坑が深度500m、西立坑が深度472m、500m調査坑道が112.9mである。幌延国際共同プロジェクト(Horonobe International Project: HIP)では、令和6年6月には合同タスク会合を幌延深地層研究センター国際交流施設にて開催し、坑道の整備状況や試験の準備状況について確認した。また、管理委員会やタスク会合を通じて参加機関との議論を行った。HIPは令和4年度後半から令和6年度までをフェーズ1、令和7年度から令和10年度までをフェーズ2に分けて実施することとしており、令和6年度はフェーズ1の研究成果を取りまとめた。

JAEA原災法対象施設における四足歩行ロボットの走行機能確認

渡辺 夏帆; 西山 裕; 今橋 正樹; 田口 祐司; 飯塚 由伸; 大内 卓哉; 井上 修一; 小澤 太教; 根本 隆弘; 菅谷 孝; et al.

JAEA-Testing 2025-001, 56 Pages, 2025/11

JAEA-Testing-2025-001.pdf:2.61MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)福島廃炉安全工学研究所安全管理部遠隔機材運用課(旧:楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development (NARREC))遠隔機材整備運用課)(以下「運用課」という。)所管の原子力緊急事態支援組織は、JAEA各拠点の防災業務計画に定められた遠隔機材を発災時に備え管理している。当該防災業務計画の対象は、原子力科学研究所のJRR-3 (Japan Research Reactor-3)、核燃料サイクル工学研究所の再処理施設、大洗原子力工学研究所の材料試験炉JMTR (Japan Materials Testing Reactor)、高温工学試験研究炉HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor)及び高速実験炉常陽、高速増殖原型炉もんじゅ及び新型転換炉原型炉ふげんの7施設である。運用課は、令和3年度に当該7施設の想定発災事象・現場及び走行ルートの調査を行った。その結果、特定の現場において、現有のクローラタイプの走行ロボットの使用よりも操作要員の被ばくを低減できると判断し、令和4年度に四足歩行ロボットSpotを調達した。そして令和5年度に、当該各走行ルートにおいて、映像確認、階段走行等、Spotの機能が問題なく実行できるか、確認を行った。本報告書は、現地において令和5年度に確認試験を実施した6施設(JRR-3、JMTR、HTTR、常陽、もんじゅ及びふげん)について、その走行機能確認の結果を示したものである。

幌延深地層研究計画 令和7年度調査研究計画

中山 雅; 石井 英一; 早野 明; 青柳 和平; 村上 裕晃; 大野 宏和; 武田 匡樹; 望月 陽人; 尾崎 裕介; 木村 駿; et al.

JAEA-Review 2025-027, 80 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-027.pdf:6.22MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和7年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」および「処分概念オプションの実証」について、引き続き調査研究を行う。令和7年度に実施する主な調査研究は以下のとおりである。「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験のデータ取得を継続するとともに、解体試験計画の具体化や原位置試験を対象とした解析検討の準備を行う。「処分概念オプションの実証」では、坑道スケールピットスケールでの調査・設計・評価技術の体系化について、坑道スケールピットスケールにおける閉じ込め性能の評価手法の整理を行う。500m調査坑道において先行ボーリング調査を行い、岩石の強度や岩盤の透水性などのデータを取得するとともに、トモグラフィ調査による試験坑道周辺の掘削損傷領域の広がりに関するデータを取得する。埋め戻し材や止水プラグの施工については、原位置施工試験に向けた計画検討を進める。深度500mの坑道掘削に伴う湧水量を観測するとともに、解析において予測された湧水量の範囲に収まるかどうかを確認する。500m調査坑道で施工予定のピット周辺の掘削損傷領域の広がりについて原位置における掘削損傷領域の把握のための試験計画を検討する。また、割れ目からの湧水量やピット周辺の掘削損傷領域の広がりについて調査・評価手法の整理を進める。地下施設の建設・維持管理では、令和6年度に引き続き西立坑と500m調査坑道の掘削を行い、令和7年度末に施設整備を完了する予定である。国内外の資金や人材の活用に関する取り組みとして、幌延国際共同プロジェクトにて「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」および「処分概念オプションの実証」に関わる3つのタスク(タスクA:物質移行試験、タスクB:処分技術の実証と体系化、タスクC:実規模の人工バリアシステム解体試験)について調査研究を継続する。

Effectiveness evaluation of the measures for improving resilience at ultra-high temperatures

小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将

Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10

ナトリウム冷却高速炉を対象として、設計想定を超える超高温によって破損や損傷が生じた場合でも、その拡大を抑制する技術を用いて原子炉構造のレジリエンスを向上させる対策を構築するとともに、その対策の有効性を評価した。超高温状態に至る事故進展に対して炉心損傷を防止するには、原子炉容器の加圧防止対策と炉心冷却対策の両方が必要となる。炉心冷却対策として、原子炉容器からの輻射熱伝達を促進しCV外面を自然対流により冷却する炉心冷却概念(CVACS)を構築した。事故進展の不確かさとレジリエンス向上策の成否について検討し、当該対策の有効性を評価する方法としてPRAを活用し、イベントツリーにおける分岐確率を評価して、炉心損傷頻度の低減効果を有効性評価の指標とする方法を構築した。CVACSによる炉心の冷却性を評価するとともに、構造解析及び人間信頼性評価の結果を反映して炉心冷却の成功確率を評価し、超高温に対するレジリエンス向上策の有効性を定量的に評価した。既存の対策に加えてレジリエンス向上策を講じることにより、LOHRSを起因として炉心損傷に至る頻度を従来の1/100程度に低減した。

幌延深地層研究計画 令和4年度調査研究成果報告

中山 雅

JAEA-Review 2023-032, 159 Pages, 2024/02

JAEA-Review-2023-032.pdf:19.37MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているプロジェクトである。令和4年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」、「処分概念オプションの実証」、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」の3つの研究課題を対象に調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。また、国内外の機関と連携して研究開発を推進するため、幌延国際共同プロジェクト(Horonobe International Project: HIP)を令和5年2月から開始した。HIPの主な目的は、処分場の設計・操業・閉鎖や地層処分における先進的な安全評価技術や工学技術を開発・実証すること、また、参加機関の間でこれまでに開発された膨大な知識や経験を共有・移転することにより、次世代の技術者や研究者を育成することである。令和4年度末現在、原子力機構を含め、6つの国と地域から6つの組織がHIPに参加している。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。

燃料デブリ性状把握・推定技術の開発状況と今後の課題,5; 燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発状況

鎌田 正輝*; 吉田 拓真*; 杉田 宰*; 奥村 啓介

日本原子力学会誌ATOMO, 66(2), p.83 - 86, 2024/02

https://doi.org/10.3327/jaesjb.66.2_83

福島第一原子力発電所から取り出された物体の核燃料物質量を計測し、核燃料物質量に基づいて燃料デブリと放射性廃棄物に仕分けることができれば、取り出しから保管までの作業および保管施設の合理化につながる。これまで、廃炉・汚染水対策事業において、2019年度に燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けに適用できる可能性がある非破壊計測技術を調査し、20202021年度に候補技術における計測誤差因子の影響を評価した。2022年度以降も引き続き、燃料デブリの取り出し規模の更なる拡大に向けて、燃料デブリと放射性廃棄物の仕分けのための非破壊計測技術の開発を進めているところである。

部門設立30周年記念出版Vol.3; ナトリウム冷却高速炉の開発; 「常陽」「もんじゅ」から実証炉へ

大野 修司; 前田 誠一郎

第27回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2023/09

The book, JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation Vol.3 Sodium-cooled Fast Reactor, was published. The book is a collection of the past experience of design, construction, and operation of the experimental reactor "Joyo" and the prototype reactor "Monju", the latest knowledge including related research and development activities and technology for SFR designs, and the future prospects of SFR development in Japan, looking back the history of development of fast reactors started in the early 1960s. The development of sodium-cooled fast reactor in Japan, which contributes to energy security and high-level waste reduction, is reaching to the stage where demonstration reactor will be deployed based on the experience of "Joyo" and "Monju" design, construction and operation. The present report introduces outlines of experiences, results and activities accumulated through these reactors and R&Ds for demonstration reactor.

幌延深地層研究計画 令和3年度調査研究成果報告

中山 雅

JAEA-Review 2022-025, 164 Pages, 2022/11

JAEA-Review-2022-025.pdf:12.25MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している。令和3年度は、「令和2年度以降の幌延深地層研究計画」で示した研究課題である、実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証について、調査研究を実施した。具体的には、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認」では、人工バリア性能確認試験および物質移行試験を、「処分概念オプションの実証」では、人工バリアの定置・品質確認などの方法論に関する実証試験および高温度等の限界的条件下での人工バリア性能確認試験を実施した。また、「地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証」では、水圧擾乱試験などによる緩衝能力の検証・定量化および地殻変動による人工バリアへの影響・回復挙動試験を実施した。幌延深地層研究計画の成果は、日本原子力研究開発機構における他の研究開発拠点での成果と合わせて一連の地層処分技術として、処分事業や安全規制に適宜反映していく。そのため、国内外の研究機関との連携を図り、大学などの専門家の協力を得つつ、本計画を着実かつ効率的に進めていく。また、研究開発業務の透明性・客観性を確保する観点から研究計画の策定から成果までの情報を積極的に公表し、特に研究成果については国内外の学会や学術誌などを通じて広く公開していく。

J-PARCにおける加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発,1; 加速器駆動核変換システム(ADS)

前川 藤夫

プラズマ・核融合学会誌, 98(5), p.201 - 205, 2022/05

核変換技術は、原子力発電に伴い発生する「核のゴミ」問題の有力な解決手段である。大強度加速器と未臨界炉心を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)は、核変換を行うための有望なツールである。本稿では、ADSによる核変換の意義と原理、ADSの設計例、核変換を含む分離変換技術とその効果、必要とされる大強度加速器の性能、海外の動向等について解説する。