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深澤 哲生*; 鈴木 晶大*; 遠藤 洋一*; 稲垣 八穂広*; 有馬 立身*; 室屋 裕佐*; 遠藤 慶太*; 渡邉 大輔*; 松村 達郎; 石井 克典; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(3), p.307 - 317, 2024/03
被引用回数：2 パーセンタイル：43.92(Nuclear Science & Technology)将来実用化されるMA分離変換技術を現在のHLLWに適用するため、柔軟な廃棄物管理システム(FWM)の開発を進めている。このFWMシステムは、MA分離変換技術が実現するまでの間、高レベル廃棄物(HLW)を顆粒体として貯蔵するシステムである。模擬HLLWからのロータリーキルンによる顆粒体製造と、現在のHLW貯蔵施設でのHLW顆粒体の一時貯蔵(約50年)のための基礎実験と予備的熱分析により、その主要プロセスの実現可能性をそれぞれ基本的に確認した。顆粒体製造実験では、ロータリーキルンによって比較的大きな粒子を製造できることが明らかになった。熱分析の結果、小さい直径のキャニスターを用いて、HLWよりも高い貯蔵密度で安全に貯蔵できることが示された。また、潜在的な放射性毒性及び処分場面積についてFWMシステムの有効性を評価し、FWMはこれらの要因を低減することができ、現行の再処理工場で発生するHLWの処分において大きなメリットがあることが示された。日本では軽水炉の燃料が長期間保管され、再処理工場の運転開始が間近とされているため、FWMシステムは高レベル放射性廃棄物処分の環境負荷低減に有効なシステムと考えられる。
坂本 寛*; Adachi, Mika*; 徳島 二之*; 青見 雅樹*; 柴田 裕樹; 永江 勇二; 倉田 正輝
Zirconium in the Nuclear Industry; 20th International Symposium (ASTM STP 1645), p.411 - 432, 2023/11
Steam oxidation tests under steam-starved and non-steam-starved conditions were conducted up to 1573 K using prototypic BWR fuel assembly (four fuel pins and fuel channel box) with approximately 750 mm length. Significant suppression of oxide layer growth and enhancement of hydrogen uptake were found at the downstream positions under the steam-starved conditions. To understand the results obtained in the tests using the prototypic BWR fuel assembly, three separate-effects tests were conducted to obtain a fundamental understanding of mechanism of oxygen and hydrogen uptake and its axial variations and evaluation of hydrogen solubility in oxygen-dissolved Zircaloy-2. It is retrieved that the fuel channel box contributes to the axial variations of oxide layer growth and hydrogen uptake of the fuel pins by acting as a source of hydrogen and a sink of oxygen. The evaluation of hydrogen uptake and release requires a detailed estimation of steam oxidation with time at each elevation.
Aghamiri, S. M. S.*; 菅原 直也*; 鵜飼 重治; 大野 直子*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Materials Characterization, 176, p.111043_1 - 111043_6, 2021/06
事故耐性被覆管材料として、化学組成と製造プロセスの改良により、優れた耐酸化性を有するFeCrAl-ODS合金を開発した。圧延方向に{110}
112
集合組織を有し、ナノサイズの酸化物粒子を含有する単結晶likeの粗大結晶粒から成るFeCrAl-ODS合金を製造した。これを用いて、圧延方向(L)とこれに直角方向(T)の引張試験を室温から800
Cまでの温度範囲で行い、T方向の降伏応力はL方向より大きいことを示した。このような降伏応力の結晶方位依存性は、L方向とT方向のシュミット因子で説明できることを示した。合わせて、FeCrAl-ODS合金の臨界分解せん断応力を室温から800Cの温度範囲で初めて決定した。
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 samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. 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.
永瀬 文久; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Corrosion Reviews, 35(3), p.129 - 140, 2017/08
被引用回数：15 パーセンタイル：52.88(Electrochemistry)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。
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：3 パーセンタイル：23.43(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, CsMoO
, 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。
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。
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 (Internet), 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。
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：5 パーセンタイル：41.37(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。
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。1300C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1700C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。
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：5 パーセンタイル：33.81(Materials Science, Multidisciplinary)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
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。
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：4 パーセンタイル：28.58(Nuclear Science & Technology)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
10E23n/m
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。
川口 浩一; 瀬川 智臣; 石井 克典; 鈴木 晶大*
no journal, ,
使用済み核燃料の再処理で発生する高レベル放射性液体廃棄物を中間貯蔵に適した安定な形態にするための、ロータリキルンの概念設計検討を行った。遠隔保守に対応するため、遠隔ハンドリング装置で分割可能な構造とした。
市川 真史*; 金子 昌章*; 駒 義和; 比内 浩; 二田 郁子; 柴田 淳広
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)で発生した固体廃棄物の処理・処分の検討を目的に、1号機PCV内の底から採取された堆積物について放射能分析により核種組成を取得した。炉内から採取した試料の核種組成データを取得したのは初めてであり、これらのデータを取得できたことにより、炉内の汚染物の起源の検討が可能となった。
松村 達郎; 鈴木 晶大*
no journal, ,
高レベル廃液(HLW)を顆粒体として分離変換技術が実用化されるまで一時保管する柔軟な廃棄物管理法の開発を進めている。本技術を導入するためには、HLW顆粒体を溶解するため再廃液化システムをマイナーアクチノイド(MA)分離プロセスの前段に設置する必要がある。この再廃液化システムの概念検討を実施した結果、設備の規模はMA分離プロセスの処理性能に合わせて設計されることになり、HLW顆粒化および保管というプロセスを経るため現行再処理工場の処理能力とは独立に検討することが可能で、柔軟に分離変換サイクルの設計を行うことができることが明らかとなった。
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平衡相当の酸素分圧に制御したCO/CO混合ガス流下において1300C,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。
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。
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
no journal, ,
事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。
松村 達郎; 石井 翔*; 鈴木 晶大*; 水迫 文樹*
no journal, ,
MA分離変換技術の有効性向上のため、技術確立までの期間、HLLWを安定かつ再生可能な顆粒体で貯蔵する柔軟な廃棄物管理法に関する実用化開発を進めている。HLW顆粒体は、貯蔵後に再溶解しMA分離変換技術によって処理される。顆粒体の再溶解時の各元素の挙動は、再溶解液へのMA分離技術の適用性の評価及びシステム全体のMA回収率に対して重要となる。本報告では、模擬高レベル廃液を300Cにて仮焼した模擬HLW仮焼体を硝酸溶解し、その元素毎の溶解性を評価した。その結果、Ndはほとんどが溶解し、Ceについても残渣への移行割合は1%未満であった。このことから、MAの残渣への残留率は小さい可能性がある。今後、アルカリ廃液や使用済燃料溶解時の不溶解残渣が混在した組成を模擬した溶液を使用するとともに、仮焼体作成時の温度条件、酸溶解条件をパラメータとし、必要に応じて実MAを用いた試験によって再溶解性に関する知見を得るとともに再溶解液へのMA分離技術の適用性評価を行う。
松村 達郎; 石井 翔*; 鈴木 晶大*
no journal, ,
将来確立する分離変換技術への適用を目指し、高レベル廃液を乾燥・か焼・顆粒化し貯蔵する柔軟な廃棄物管理法の実用化開発を進めている。高レベル廃液の顆粒体は一時貯蔵され、分離変換技術の確立後に再溶解してMA分離プロセスに供給される。再溶解時に生じる不溶解残渣に移行するMAの割合によっては、不溶解残渣を溶解してMAを回収する必要が生じることから、再溶解時のMAの移行挙動は重要な情報である。そこで、MAトレーサーを添加した模擬HLWか焼体粉末の再溶解試験を実施し、再溶解時の移行挙動について評価を行った。その結果、MAはほぼ希土類元素と同様な挙動を示し、不溶解残渣に残留する割合は十分に低いことを確認した。
