ステンレス鋼の亀裂先端における高温水中酸化に及ぼす荷重付与の影響

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史

材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09

ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFeOの結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。

Outline of the OECD/NEA/ARC-F Project

中塚 亨; 前田 敏克; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.1650 - 1656, 2019/08

経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)は、「福島第一原子力発電所の原子炉建屋および格納容器内情報の分析(ARC-F)」プロジェクトを新たに開始した。本プロジェクトは、OECD/NEAで先行して実施された東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故ベンチマーク解析(BSAF)プロジェクトの後継としての役割を担う。プロジェクトは、次の3つのタスクからなる。(1)事故進展解析及び核分裂生成物の移行と拡散やソースタームに関する解析の高度化(BSAF及びBSAF2プロジェクトのフォローアップ)、(2)得られたデータ・情報の集約管理、(3)将来の長期プロジェクトの検討。プロジェクトの運営は、原子力機構が行う。実施期間は、2019年1月から2021年12月までの3年間で、最終報告書は2022年に発行予定である。

Oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1613268

To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA, low-tin ZIRLO, M5, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.

平成30年度研究開発・評価報告書; 研究開発課題「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」(中間評価)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Evaluation 2019-001, 138 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-001.pdf:9.54MB

日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日改正)等に基づき、平成30年12月26日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する中間評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成30年12月27日に機構側から研究開発の実績に関する口頭説明を受けた上で、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施し、答申書を取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料をまとめたものである。

Development of a function calculating internal dose coefficients based on ICRP 2007 Recommendations

真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明

BIO Web of Conferences (Internet), 14, p.03011_1 - 03011_2, 2019/05

https://doi.org/10.1051/bioconf/20191403011

線量係数は放射性核種1Bq摂取当たりの預託実効線量であり、内部被ばくに対する線量評価や防護基準値の設定における基礎的な量である。本研究では、国際放射線防護委員会(ICRP)の2007年勧告に従う内部被ばく線量評価コードの開発の一環として、最新の線量評価用モデル・データを用いた線量係数計算機能を開発した。開発した機能の品質は、本機能による計算結果とICRPが公開している作業者に対する線量係数データベースの収録値を比較することにより検証した。本発表では、線量係数の比較結果や、今後の開発計画について報告する。

Failure bending moment of pipes containing multiple circumferential flaws with complex shape

Li, Y.; 東 喜三郎*; 長谷川 邦夫

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 171, p.305 - 310, 2019/03

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2019.02.021

Flaws due to stress corrosion cracking have been detected in piping systems in nuclear power plants. Failure bending moment of a ductile pipe containing a circumferential flaw is predicted using the net-section stress approach according to ASME Code Section XI as a limit load criterion. However, in the current code, the failure bending moment can only be adopted for a pipe containing a single circumferential flaw with constant depth. In this study, a failure estimation method for pipes containing multiple circumferential flaws with complicated shapes was proposed. Furthermore, failure experiments were performed for stainless steel pipes containing two circular circumferential flaws. The failure bending moments obtained from the experiments were compared with the estimated results. Based on the experimental results, it was concluded that the proposed failure estimation method satisfactorily represents the failure behavior of the pipes and can be applied in engineering application.

Study on restricted use of contaminated rubble on Fukushima Daiichi NPS site, 2; Validation of reference radiocesium concentration for recycling materials

三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.166

本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

https://doi.org/10.1007/s11465-018-0487-9

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

Analysis of transport behaviors of cesium and iodine in VERDON-2 experiment for chemical model validation

塩津 弘之; 伊藤 裕人*; 石川 淳; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

The VERDON-2 experiment for FPs transport in steam environment was analyzed with the mechanistic FPs transport code incorporating thermodynamic chemical equilibrium model in order to assess its predictive capability for transport behavior of key FPs, especially for highly volatile FPs such as Cs and I. The present analysis reproduced well the Cs deposition profile obtained from the experiment, which revealed that Cs was transported as CsOH in early phase of FP release from fuel, and then formed CsMoO after increasing Mo release. On the other hand, the deposition peak of I was predicted to appear at 720 K, which was significantly higher than the experimental result at 600 K. This discrepancy was potentially caused by the following two points: lack of the other stable species in thermodynamics database for thermodynamic chemical equilibrium model, or failure of chemical equilibrium assumption for iodide species.