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論文

Mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 10-65% ZrO$$_{2}$$ are evaluated. In case of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing less than 50% ZrO$$_{2}$$, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO$$_{2}$$ content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 65% ZrO$$_{2}$$ increased slightly compared to (U,Zr)O$$_{2}$$ samples containing 55% ZrO$$_{2}$$. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

論文

Performance degradation of candidate accident-tolerant cladding under corrosive environment

永瀬 文久; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Corrosion Reviews, 35(3), p.129 - 140, 2017/08

福島第一原子力発電所事故の教訓として、従来のジルコニウム合金に比べ事故耐性を高めた新型燃料被覆管の開発が進められている。本論文は、事故耐性燃料被覆管開発の進捗をレビューするとともに、軽水炉燃料を設計する上で考慮すべき様々な腐食環境における性能劣化に焦点を当て解決すべき課題をまとめた。

論文

Chemical form consideration of released fission products from irradiated fast reactor fuels during overheating

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

Energy Procedia, 82, p.86 - 91, 2015/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

高速炉シビアアクシデントの加熱条件を模擬した実験が照射燃料を用いて、これまでに行われている。本研究では、照射燃料に含まれている核分裂生成物(FP)の化学形を熱化学的平衡計算で評価した。温度2773Kと2993Kでは、Cs, I, Te, Sb, Pd及びAgのほとんどは気体状の成分でである。CsとSbは温度勾配管(TGT)で検出されているが、その化学形としては元素状Cs, CsI, Cs$$_{2}$$MoO$$_{4}$$, CsO及び元素状Sb, SbO, SbTeと推測される。実験結果と計算結果を比較すると、CsIは熱化学的に振る舞い、TGTで捕捉されるが、一方で、元素状Csは微粒子状で移動する傾向にある。気相のFPの移動挙動は、熱化学的のみならず、粒子動力学にも従うものと考えられる。

論文

Hydrogen absorption/desorption behavior through oxide layer of fuel claddings under accidental conditions

坂本 寛*; 柴田 裕樹; 宇根 勝巳*; 大内 敦*; 青見 雅樹*; 倉田 正輝

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/09

水素吸収・放出に対する燃料被覆管に形成されている酸化膜の影響を調べるために、1073-1473Kの温度範囲の高温水蒸気で腐食させた被覆管外周表面の水素濃度の深さ分布を調べた。その結果、被覆管表面に形成された酸化膜は酸化に対しては保護膜となるのに対し、水素に対してはもはや保護膜にはならないことが示唆された。

論文

Variation in the surface morphology of polycrystalline UO$$_{2}$$ powder induced by helium precipitation

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 白数 訓子; 中島 邦久; 樫部 信司*; 加治 芳行

Journal of Asian Ceramic Societies, 1(3), p.289 - 295, 2013/09

焼結過程で粉末中に溶解したヘリウムが拡散して粒界にガスバブルを形成すると、焼結が抑制されて密度が上がらないために問題である。本研究では、HIPを用いてUO$$_{2}$$多結晶粉末にヘリウムを溶解させ、その後高温で加熱してヘリウムを放出させた試料の表面状態をBET及びFE-SEMによって観察した。ヘリウム放出後の試料の表面には、ふちが六角形をした浅いくぼみが多数見られた。これは、ヘリウムにより形成されたブリスタが破裂したために形成されたものと考えられる。この結果は、ヘリウムの析出に伴い、粒界領域にネガティブクリスタルが形成された可能性を示唆している。

論文

Formation and growth of image crystals by helium precipitation

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 芳賀 芳範; 中島 邦久; 赤堀 光雄; 都留 智仁; 加治 芳行; 樫部 信司*; 大石 佑治*; 山中 伸介*

Crystal Growth & Design, 13(7), p.2815 - 2823, 2013/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.3(Chemistry, Multidisciplinary)

負結晶の形状は、結晶成長の基本形状とも関連しているため、その形成及び成長メカニズムは物理学的に興味ある研究対象である。また一方で、塊状単結晶中に発生したネガティブクリスタルは、そのミステリアスな外観と希少性から宝石として珍重されている。しかしながら、その形状を任意にコントロールすることはできない。本論文で、最近発見したネガティブクリスタルの成長過程について報告する。われわれはUO$$_{2}$$中に析出したヘリウムが負結晶を形成する媒体になることを発見した。本論文では、形状コントロールが可能なネガティブクリスタルをイメージクリスタルの命名し、その変形メカニズムについて論ずる。研究成果は、ヘリウムの析出条件をコントロールすることによって、任意の形状の負結晶を形成せしめる可能性を示唆している。

報告書

酸化物燃料中のHeガス挙動に関する研究,1; 析出したヘリウムによる組織変化(共同研究)

芹澤 弘幸; 松永 純治*; 芳賀 芳範; 中島 邦久; 樫部 信司*; 岩井 孝

JAEA-Research 2011-025, 32 Pages, 2011/11

JAEA-Research-2011-025.pdf:10.17MB

単結晶及び多結晶UO$$_{2}$$試料中に固溶しているヘリウムの析出に伴う組織変化を、FIB, FE-STEM及びFE-TEMを用いて調べた。ヘリウム放出後のマトリックスの微細組織は、放出温度によって変化することがわかった。1300$$^{circ}$$Cで放出試験を実施した試料では、結晶粒内に体欠陥は見られるものの、結晶粒界は閉じていた。これに対して1700$$^{circ}$$Cで放出試験を実施した試料では、結晶粒界にガスバブルが形成されており、一部の粒界は開いていることが確認された。これは、照射済み燃料の照射後加熱試験で観察されるFPガスの放出挙動と酷似している。結晶粒内に形成された体欠陥は、壁面がUO$$_{2}$$の格子面で囲まれた負結晶であり、その構造は、温度履歴とその試料が多結晶であるか単結晶であるかによって異なることがわかった。本研究では、負結晶を構成している格子面の指数を特定して、内圧と構造との関係について定性的に議論した。

論文

Evaluation of in-pile and out-of-pile stress relaxation in 316L stainless steel under uniaxial loading

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.46

中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288$$^{circ}C$$でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。

論文

Application of a fiber optic grating strain sensor for the measurement of strain under irradiation environment

加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和

Nuclear Engineering and Design, 217(3), p.283 - 288, 2002/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.46

日本原子力研究所では、材料試験炉(JMTR)を用いて照射下ひずみ測定技術の開発を行っている。グレーティングファイバの照射下での性能を評価するために、照射前の昇温試験及び高温での性能試験,JMTRでの炉内試験を実施した。その結果、以下の結論を得た。炉内試験での温度特性と炉外試験結果がよく一致することから、高速中性子照射量が1$$times$$10E23n/m$$^{2}$$以下の照射環境下では、グレーティングファイバによるひずみ測定が可能である。

口頭

高速炉MOX燃料用酸素ゲッター材の開発,1; 候補材の選定及び酸素吸収挙動評価

森平 正之; 瀬川 智臣; 滑川 卓志; 松山 慎一郎*; 油田 良一*; 水迫 文樹*

no journal, , 

高速炉MOX燃料の集合体平均150GWd/tの高燃焼度化に際して、被覆管内面腐食を低減するため、燃料要素内に酸素吸収材を装荷する酸素ゲッター法の検討を進めている。酸素ゲッター材が満たすべき要求を検討し候補材としてZrとTiを選定するとともに、燃料要素内への装荷方法について検討を行った。次に、酸素ゲッター材としての有効性を評価するため、Zr, Ti両候補材のディスクをO/U比2.00のUO$$_{2}$$平衡相当の酸素分圧に制御したCO/CO$$_{2}$$混合ガス流下において1300$$^{circ}$$C,最大10hの加熱試験を行い、酸素吸収量と組織変化を調べた。これらの結果から、Zr, Tiとも酸素吸収材として有効であること,形態安定性の観点からはTiが優れていることがわかった。

口頭

高速炉MOX燃料用酸素ゲッター材の開発,2; 候補材と燃料の共存性評価

瀬川 智臣; 森平 正之; 滑川 卓志; 松山 慎一郎*; 油田 良一*; 水迫 文樹*

no journal, , 

酸素ゲッター候補材とするZr, TiとUO$$_{2}$$及びSUS被覆材との共存性を評価するために、Zr-FMS, Ti-FMS, Zr-UO$$_{2}$$, Ti-UO$$_{2}$$の4種類のディスク対の用いた加熱試験を行い、試料の界面の状態について調べた。試験の結果から、今回の試験条件下では、ZrとUO$$_{2}$$及びFMSとの間で反応は見られないことがわかった。TiとFMSの共存性試験の結果、700$$^{circ}$$C, 100hの加熱試験後のTi側には最大厚さ14$$mu$$mのTi-Fe-O相が形成されたが、FMS側へのTiの拡散は見られなかった。TiとUO$$_{2}$$の共存性試験の結果、Ti側の表面に微量のUが確認され、当該位置の酸素濃度が極めて低い場合があることから、Ti-Uの合金または酸化物の反応相が生成したと考えられる。TiはUO$$_{2}$$, FMSと反応相を生成したが、いずれもTi側に生じた限定的なものであり、UO$$_{2}$$燃料及びFMS被覆管の健全性に影響するものではないと考えられる。

口頭

アルミナシリケート添加UO$$_{2}$$ペレットの融点測定

松永 純治*; 宇根 勝巳*; 草ヶ谷 和幸*; 廣沢 孝志; 佐藤 勇

no journal, , 

アルミナシリケート(Al-Si-O)添加UO$$_{2}$$ペレットは耐PCI/SCC材料として期待されている改良型ペレットである。本報は、サーマルアレスト法によるAl-Si-O添加UO$$_{2}$$ペレットの融点測定結果について報告するものである。Al-Si-O添加量が700ppmの試料については、無添加UO$$_{2}$$の値と良い一致を示し、Al-Si-O添加による融点の低下は確認されなかった。一方、2500ppm試料については、無添加及び700ppm添加UO$$_{2}$$よりも若干低い傾向を示したが、この結果はUO$$_{2}$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$及びUO$$_{2}$$-SiO$$_{2}$$状態図とよく一致し、予測の範囲内であった。

口頭

ヘリウム吸蔵UO$$_{2}$$の気泡スエリング

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 岩井 孝

no journal, , 

熱間静水圧成形(HIP)法によりヘリウムを吸蔵させた未照射UO$$_{2}$$を加熱処理し、処理前後の組織変化をFIB及びFE-TEMにより観察した。組織変化から、ヘリウム放出に伴うUO$$_{2}$$の気泡スエリングについて評価した。ヘリウムの気泡は、1300$$^{circ}$$C以上の温度で増加し、1700$$^{circ}$$Cでは、気泡の連結によるトンネル形成が粒界に見られた。

口頭

UO$$_2+x$$へのHe圧入で形成されるネガティブクリスタル

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 岩井 孝; 芳賀 芳範; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

MOX燃料におけるHe挙動についての知見を得ることを目的として、気相法により作製した単結晶UO$$_2$$を用い、HIP装置により91MPa-He雰囲気下、1200$$^{circ}$$C$$times$$100hでHeを圧入した。He圧入前後の試料の微細組織をFE-SEM, FIB, FE-STEM等を用いて観察した。ネガティブクリスタル形状のモデリングを行った結果、定性的にではあるが、He内圧と壁面の表面エネルギーのバランスがネガティブクリスタルの形状を支配していることが判明した。

口頭

Helium bubbles in UO$$_{2}$$

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 岩井 孝; 芳賀 芳範; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

長期間保管したMOX燃料中に発生したヘリウムは、被覆管内圧上昇の原因となるとともに燃料ペレット内にガスバブルを形成する原因となるため、運転中の燃料の健全性を議論するうえで、その挙動が重要な位置を占める。本研究では、化学量論的組成のUO$$_{2}$$及び超化学量論的組成の単結晶UO$$_{2+x}$$を用いて、高温高圧下でのヘリウム溶解試験を実施した。その結果、試料の酸化状態が、試料中のネガティブクリスタル形成に関係する可能性が高いことがわかった。

口頭

UO$$_{2}$$へのヘリウム圧入によって形成されたネガティブクリスタル形状と内圧の関係

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 岩井 孝; 芳賀 芳範; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

単結晶UO$$_{2}$$へのヘリウム圧入・加熱処理で形成されたネガティブクリスタルについて、FE-SEMによる詳細観察及び画像解析によるファセットの面積測定を行った。本試験で観察したネガティブクリスタルは、報告されている平衡形からは大きくずれていることがわかった。表面自由エネルギーが大きい${100}$面の面積が増加していることから、本試験で得られたネガティブクリスタルの表面自由エネルギーは、平衡形のそれと比較して高い状態にあることが確認された。この結果は、本試験で得られたネガティブクリスタルの内圧が高かったことを意味しており、したがって、ネガティブクリスタルの形状が、析出したヘリウムと関係していると考えられる。

口頭

Study on formation of helium bubbles in CeO$$_{2-x}$$

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

長期保管MOX燃料の照射挙動を解明するため、その模擬材として焼結体CeO$$_{2}$$を用いてセリウム析出に伴うマトリックスの変化を調べた。化学量論的組成の試料と亜化学量論的組成の試料を作成してヘリウム吸蔵及び放出試験を実施し、その後粉砕した試料をFE-SEMで観察した。化学量論的組成の試料では、バブルの形成が見られなかったのに対して、亜化学量論的組成の試料では、100nm以下のサイズの結晶粒内バブルと、さらに大きなサイズの結晶粒界バブルが見られた。両試料でこのような差が見られた原因は、ヘリウムの溶解量に関係している、すなわち亜化学量論的組成の試料の方が化学量論的組成の試料よりもヘリウムの溶解度が高かったためであると考えられる。この結果から、ヘリウムの溶解度が、マトリックス中に存在する酸素の格子欠陥と関係していることが示唆された。

口頭

酸化物燃料におけるヘリウムバブル形成機構についての一考察

松永 純治*; 樫部 信司*; 芹澤 弘幸; 大石 佑治*; 山中 伸介*

no journal, , 

MA-MOX燃料では$$alpha$$崩壊等によるヘリウムの生成量が多いため、昇温時のヘリウムバブル析出によるペレットスエリングが懸念される。スエリング抑制方法を把握するためには、ヘリウムバブル形成機構の理解が重要である。これまでの研究で、HIP法(熱間等方圧加圧法)による各種酸化物へのヘリウム圧入処理により、幾つかの試料において粒界/粒内にヘリウムバブルが形成されることがわかっている。そこで本報では、これらの結果を整理し、ヘリウムバブル形成機構についての考察を行った。

口頭

過熱時の照射済高速炉燃料からの放出FPの化学形に関する考察

佐藤 勇; 田中 康介; 小山 真一; 松島 健一*; 松永 純治*; 平井 睦*; 遠藤 寛*; 羽賀 一男*

no journal, , 

照射済燃料中の核分裂生成物・燃料元素に対する加熱試験条件を模擬し、熱力学平衡計算コードを用いて気相化学形及び付着化学形の推定を行い、過熱時の燃料からの核分裂生成物の放出挙動を検討した。

口頭

UO$$_{2}$$中に析出したHeが形成するImage Crystalの構造

芹澤 弘幸; 加治 芳行; 大石 佑治*; 山中 伸介*; 松永 純治*

no journal, , 

軽水炉用MOX燃料中での$$alpha$$-emitterから放出された$$alpha$$粒子(He)は、原子炉運転時に燃料棒の内圧上昇を引き起こす原因となるため、燃料中でのHe挙動は、同燃料に関心を寄せるヨーロッパの国々において積極的に研究されている。我々は、燃料健全性評価の観点からHe挙動を解明する研究を実施していた際に、注入したHeを放出させた後の試料に、多数のNegative Crystalが形成されるという思わぬ現象と、またその形状が温度履歴により異なるという事実を発見し、形状を制御できるNegative CrystalをImage Crystalと名付けた。本研究は、Image Crystalの形状変化が、内包されるHeによって発生する内圧上昇と関係することを明らかにした。

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