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論文

Isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry for determination of $$^{126}$$Sn content in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 利光 正章; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 奥村 啓介; 宝徳 忍; 木村 貴海; 鈴木 健介*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.556 - 562, 2013/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.73(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核種の1つである$$^{126}$$Snのインベントリ評価を目的として、ICP-MSによる$$^{126}$$Snの分析法を開発した。また、照射履歴の明確な使用済燃料溶解液を分析試料として、開発した$$^{126}$$Sn分析法の妥当性を検証するとともに、使用済燃料溶解液中の$$^{126}$$Sn存在量及び共存するスズ同位体の同位体比を算出した。ICP-MS測定の前処理法として、陰イオン交換法を採用し、$$^{126}$$Snの主要な測定妨害核種$$^{126}$$Teや、高放射性の成分Sr, Y, Cs、及びBaを分離除去した。陰イオン交換樹脂に吸着したスズは、1M HNO$$_{3}$$によって定量的に溶出した。得られたスズ溶出液中のスズの同位体比は、ICP-MSによって精度よく測定され、また、国内初の$$^{126}$$Sn実測値が得られた。さらに、スズ同位体比は燃焼計算コードORIGEN2による計算値ともよく一致したことから、ORIGEN2による計算の信頼性を確認できた。

論文

Simple cation-exchange separation for ICP-MS measurement of $$^{79}$$Se in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 木村 貴海; 伊奈川 潤; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

Inventory estimation of $$^{79}$$Se in HLW is important for long-term safety assessment of a geological repository. In this study, a simple separation method using a single cation-exchange column has been investigated. An irradiated UO$$_{2}$$ pellet was dissolved and diluted with 1M nitric acid. A known amount of $$^{82}$$Se was added to the sample for isotope dilution mass spectrometry. The $$^{82}$$Se -spiked and non-spiked samples were fed to each cation-exchange resin-packed column, followed by washing with 1M nitric acid. The first 3 mL of the effluent was directly injected to the ICP-MS. The recovery of Se was 92%, while no leakage of Gd$$^{3+}$$, which causes major isobaric interference on $$^{79}$$Se detection, was observed. The coexisting components with high activity were retained on the column, leading to decrease in the surface dose rate to a background level. The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{82}$$Se in the sample solution were 2.4 $$pm$$ 0.7 and 13.3 $$pm$$ 4.6 ng, respectively.

論文

Validation of correlations between Nd isotopes and difficult-to-measure nuclides predicted with burn-up calculation code by post irradiation examination

浅井 志保; 奥村 啓介; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), p.1437 - 1442, 2011/09

The inventory estimation of difficult-to-measure (DTM) nuclides, such as Se-79, Cs-135, Tc-99, and Sn-126 is indispensable for the management of high-level radioactive wastes (HLW). In this study, the correlations between Nd isotopes and the four DTM nuclides, which are predicted using a burnup calculation code, MVP-BURN, have been validated by post irradiation examination (PIE). An irradiated PWR fuel with a burnup of 44.9 GWd/t was used as a standard sample. The calculation was performed with MVP-BURN based on the latest nuclear data library of JENDL-4.0. The calculated atom ratios of Se-79 and Cs-135 to Nd isotopes exhibited good agreement with those obtained by PIE. This demonstrates that the correlations predicted by MVP-BURN are applicable to the scaling factor method. For Tc-99 and Sn-126, the calculated values were higher than those obtained by PIE. These overestimations were mainly caused by the lack of the contribution of insoluble residue to the measured concentrations.

論文

Computational study for inventory estimation of Se-79, Tc-99, Sn-126, and Cs-135 in high-level radioactive wastes from spent nuclear fuels of light water reactors

奥村 啓介; 浅井 志保; 半澤 有希子; 岡本 力; 鈴木 英哉; 利光 正章; 伊奈川 潤; 木村 貴海; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2011) (CD-ROM), p.1443 - 1450, 2011/09

軽水炉使用済燃料からの高レベル放射性廃棄物に存在する長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法は、長期間に渡る廃棄物処理処分の安全性評価に重要である。Se-79, Tc-99, Sn-126, Cs-135といった難分析長寿命核分裂生成物のインベントリ評価手法を開発するため、最新の燃焼計算コードとデータを使用して、燃料仕様や燃焼条件をパラメータとするサーベイ計算を行った。その中で、燃料集合体タイプ(PWR/BWR),U-235初期濃縮度,減速材温度,ボイド率,出力密度などを考えられる範囲で変動させた。その結果、前述の長寿命核分裂生成物の燃焼特性と生成の範囲が明らかとなった。これらの結果から、高レベル放射性廃棄物に存在する難分析長寿命核分裂生成物のインベントリを、測定が容易な核種(キー核種)の分析値との相関から決定するスケーリングファクタ法とそのキー核種を提案する。

論文

Determination of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel for inventory estimation of high-level radioactive wastes

浅井 志保; 半澤 有希子; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 宝徳 忍; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.851 - 854, 2011/05

 被引用回数:21 パーセンタイル:12.15(Nuclear Science & Technology)

$$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs are long-lived fission products and are found in high-level radioactive waste (HLW). The estimation of their inventories in HLW is essential for the safety assessment of a geological disposal, owing to their mobility in the strata. In this study, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel solution were measured. About 5 g of irradiated UO$$_{2}$$ fuel discharged from a commercial Japanese PWR with the average burn-up of 44.9 GWd/t was sampled. After Se and Cs were chemically separated, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in the spent nuclear fuel solution were measured with inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometer (ICP-QMS). The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs were 5.2 $$pm$$ 1.5 and 447 $$pm$$ 40 g/MTU, respectively. The results obtained in this study showed good agreement with those obtained by the ORIGEN2 calculation using the data library of JENDL-3.3.

論文

Comparison of post-irradiation experimental data and theoretical calculations for inventory estimation of long-lived fission products in spent nuclear fuel

浅井 志保; 半澤 有希子; 奥村 啓介; 鈴木 英哉; 利光 正章; 篠原 伸夫; 金子 悟*; 鈴木 健介*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.261 - 264, 2010/10

The inventory estimation of long-lived fission products (LLFP) is essential for the safety assessment of a geological disposal of HLW. $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs are a main contributor to the total dose from the geological repository of HLW. In this study, the post irradiation experimental data of LLFPs, such as $$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn and $$^{135}$$Cs, were compared with ORIGEN2 calculation. A fragment of the UO$$_{2}$$ pellet irradiated in a commercial PWR was dissolved with nitric acid in a hot cell. After Se, Tc, Sn, and Cs were chemically separated, the concentrations of $$^{79}$$Se, $$^{99}$$Tc, $$^{126}$$Sn and $$^{135}$$Cs were determined with ICP-QMS. The results for $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs obtained in this study showed good agreement with those obtained through ORIGEN2 calculation. In contrast, the experimentally determined concentration of $$^{99}$$Tc and $$^{126}$$Sn were equivalent to approximately 70% and 60%, respectively, of those obtained through ORIGEN2 calculation.

論文

地層処分の安全評価の観点からのガラス固化体中の核種インベントリ評価の信頼性向上の取り組み

石川 真澄*; 金子 悟*; 北山 一美*; 石黒 勝彦*; 植田 浩義*; 若杉 圭一郎*; 篠原 伸夫; 奥村 啓介; 茅野 政道; 守屋 登康*

日本原子力学会和文論文誌, 8(4), p.304 - 312, 2009/12

ガラス固化体に関する品質管理では、おもに貯蔵や輸送の観点から重要となる項目が対象とされており、地層処分で対象とする長半減期核種は、これまで研究開発の対象とされてこなかった。ガラス固化体の長半減期核種インベントリ評価では、その信頼性向上に向けて技術開発し、実測データを取得する取り組みが不可欠である。われわれは照射履歴の明らかな使用済燃料の溶解液を用いて、核種の生成・壊変コード及び核データ・ライブラリーの信頼性を向上させるとともに、その適応性を検討する技術開発プログラムを開始した。ガラス固化体の品質管理課題を解決するためには、地層処分の分野ばかりでなく、原子力施設の運転,使用済燃料の再処理及び廃棄物のガラス固化の観点から包括的な研究が必要となる。本研究はこれらを統括する先端的技術開発である。

論文

Oxygen potentials of (Am$$_{0.5}$$Np$$_{0.5}$$)O$$_{2-x}$$

音部 治幹; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.174 - 178, 2009/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:57.32(Materials Science, Ceramics)

Am$$_{0.5}$$Np$$_{0.5}$$O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルをジルコニア固体電解質を用いたEMF法で明らかにした。Am$$_{0.5}$$Np$$_{0.5}$$O$$_{2-x}$$${it x}$は、1333Kで0.02$$<$$${it x}$ $$leq$$0.25の範囲でクーロン滴定法により変化させた。${it x}$が0.021から0.25まで増加したとき、酸素ポテンシャルは-93.63から-440.18kJmol$$^{-1}$$まで一様に減少した。酸素ポテンシャルの温度依存性についても、${it x}$が0.021$$sim$$0.243で温度が1000$$sim$$1333Kの範囲で測定した。酸素ポテンシャルの温度依存性は、これらの${it x}$や温度範囲では、ほとんど線形的であった。

論文

Oxygen potential measurement of americium oxide by electromotive force method

音部 治幹; 赤堀 光雄; 湊 和生

Journal of the American Ceramic Society, 91(6), p.1981 - 1985, 2008/06

 被引用回数:20 パーセンタイル:24.93(Materials Science, Ceramics)

AmO$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルを起電力法によって、${it x}$は0.1から0.5まで、温度は1000から1333Kまでの範囲で測定した。その酸素ポテンシャルは、1333Kでは${it x}$=0.01のときに-19.83kJ/mol、${it x}$=0.485のときに-319.1kJ/molであり、CeO$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルよりも、同じ${it x}$の場合に約200kJ/molだけ高かった。酸素ポテンシャルの組成(${it x}$)や温度依存性からAm-O系の相図を試作した。その相図には、中間相Am$$_{7}$$O$$_{12}$$とAm$$_{9}$$O$$_{16}$$の存在が示された。

論文

Synthesis of americium trichloride by the reaction of americium nitride with cadmium chloride

林 博和; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 湊 和生

Journal of Alloys and Compounds, 456(1-2), p.243 - 246, 2008/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.81(Chemistry, Physical)

窒化アメリシウムと塩化カドミウムの混合物を600から660Kで真空引きしながら加熱することによって三塩化アメリシウムを合成した。合成した試料は六方晶系で格子定数は$$a_{0}$$=0.7390nm, $$c_{0}$$=0.4215nmであった。この方法によってオキシクロライドを含まない高純度の三塩化アメリシウムを腐食性の強い試薬を使用せずに合成することができた。窒化物と塩化カドミウムの反応による塩化物の調製方法は高純度の塩化アクチノイド及び塩化ランタノイドの合成に適していることを示した。

論文

Fission gas release in BWR fuel with a burnup of 56 GWd/t during simulated reactivity initiated accident (RIA) condition

天谷 政樹; 杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(5), p.423 - 431, 2008/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.44(Nuclear Science & Technology)

商用炉で照射されたBWR燃料(燃焼度56GWd/t)から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射実験を行った。実験後の燃料棒パンクチャ試験及び燃料ペレットのEPMA分析結果に基づき、パルス照射実験中のFPガス放出挙動を調べた。パルス照射後のペレット局所Xe濃度は、ベース照射後のペレットのそれに比べ相対半径で0$$sim$$0.8の範囲で低下した。この局所Xe濃度の低下は11%のFPガス放出率に相当し、パルス照射実験後のパンクチャ試験結果と同等であった。燃料ペレットの組織変化と結晶粒界でのFPガス保持量を考慮すると、パルス照射実験中のFPガス放出は燃料ペレットの周辺部よりも中間部で生じた粒界分離の影響を受けたものと考えられる。

論文

Oxygen potentials of transuranium oxides

音部 治幹; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 4 Pages, 2008/05

超ウラン元素酸化物の酸素ポテンシャルについての理解を深めるために、単純な構造や組成を持ったプルトニウムやアメリシウム酸化物の酸素ポテンシャル研究をジルコニア酸素センサーを用いた電気化学的手法で行ってきた。これまで取得してきた酸素ポテンシャルデータを再検討して、超ウラン元素酸化物の相関係や微細構造や平衡状態について考察した。その考察により、酸素ポテンシャルは相変化をよく表すものであること、取り込まれた元素による酸化物燃料の酸素ポテンシャルへの影響を予測するためには、その元素まわりの微細構造を研究する必要があることがわかった。

論文

Thermal conductivity of AmO$$_{2-x}$$

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 沼田 正美

Journal of Nuclear Materials, 373(1-3), p.295 - 298, 2008/02

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.93(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化アメリシウム(AmO$$_{2-x}$$)の熱拡散率をレーザフラッシュ法により299から1473Kまでの範囲で測定した。AmO$$_{2-x}$$の熱拡散率は、温度の上昇とともに減少した。また、AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率に関しては、測定した熱拡散率,比熱及び密度を用いて評価した。AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率は299から1473Kまでの温度領域において、温度とともに減少する傾向を示すことが明らかとなった。また、真空中での熱拡散率測定で生じるO/Am比の減少により、AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率のわずかな減少を示すことも明らかとなった。

論文

プルトニウム抽出残液からのアメリシウムの分離及び酸化物転換

杉川 進; 中崎 正人; 木村 明博; 木田 孝*; 木原 武弘*; 赤堀 光雄; 湊 和生; 須田 和浩*; 近沢 孝弘*

日本原子力学会和文論文誌, 6(4), p.476 - 483, 2007/12

プルトニウム抽出残液からのAmの分離回収のために、TODGA吸着材カラムを用いた単一のクロマト分離法の開発を行ってきた。抽出残液には、Am($$sim$$620mg/$$l$$)のほかに、Np($$sim$$107mg/$$l$$), Ag($$sim$$2000mg/$$l$$), Fe($$sim$$290mg/$$l$$), Cr($$sim$$38mg/$$l$$), Ni($$sim$$52mg/$$l$$)及び微量TBPを含んでいた。NUCEFにおいて分離試験及び酸化物転換試験を行った結果、小規模分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ83$$sim$$92%及び97$$sim$$98%、スケールアップ分離試験でのAmの収率及び純度がそれぞれ85$$sim$$95%及び98$$sim$$99%であった。また、回収されたAm溶液をシュウ酸沈殿法により、Am酸化物に転換するための酸化物転換試験を行った結果、小規模酸化物転換試験での収率が89$$sim$$100%及びスケールアップ酸化物転換試験での収率が85$$sim$$96%であった。本試験を通して、6リットルの抽残液から約1.8グラムのAm酸化物が回収され、TRU高温化学研究の試料として使用された。

論文

電解シミュレーション技術の開発; 使用済み酸化物燃料の乾式再処理プロセスの解析

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生; 水口 浩司*; 川辺 晃寛*; 藤田 玲子*

電気化学及び工業物理化学, 75(7), p.528 - 534, 2007/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Electrochemistry)

使用済み燃料の乾式再処理シミュレーションコードSPR(Simulation code for Pyrochemical Reprocessing)の概要及び酸化物電解プロセスを模擬した計算結果について報告する。SPRコードでは電極反応と塩浴内での化学反応及び電流電位分布を併せた解析を行うことができる。使用済み(U, Pu)O$$_2$$燃料を塩素化溶解したNaCl-2CsCl塩浴中に塩素/酸素混合ガスを吹き込みながら電解を行うことによってUO$$_2$$とPuO$$_2$$を共析させる酸化物電解プロセスのMOX電解共析工程を模擬した計算により、Pu$$^{4+}$$/Pu$$^{3+}$$循環反応と不純物として混入する鉄の影響、及び電極配置の影響などの試験結果を再現することができた。これによって、本コードを用いたシミュレーションを用いることにより、従来試験を重ねなければ把握することができなかったMOX電解共析工程における挙動を把握すること、及び乾式再処理プロセスの主要設備である溶融塩電解槽の設計を効率的に進めることが可能であることを示した。

論文

高度計装システムの技術的成立性研究

山岸 秀志; 角田 恒巳*

共同研究成果概要,将来型原子力発電技術の高度化に関する研究, p.197 - 211, 2006/06

本論文は、原子力機構,東北電力,東京電力及び日本原子力発電との間で、平成10年度から同13年度までの4年間行われた共同研究「高度計装システムの技術的成立性研究」の成果をまとめたものである。本共同研究では(1)光センシング計装システムの開発及び(2)炉外核計装システムの開発が行われた。光センシング計装システムの開発では、光ファイバセンサを炉心内に挿入し、出力,温度等の炉内諸情報を同時分布計測する炉内マルチ計測システムを試作開発した。同システムの試験を原子力機構の照射試験炉JMTRで行い、中性子束レベル10$$^{18}$$n/m$$^{2}$$$$cdot$$s,$$gamma$$線レベル10$$^{3}$$Gy/s及び温度650$$^{circ}$$Cの厳しい炉内環境において光ファイバによる連続測定を実証した。炉外核計装システムの開発では、原子炉の圧力容器側壁あるいは圧力容器内のような高中性子束かつ高$$gamma$$線々量率の環境下においても作動可能で、6桁以上の広い計測範囲をカバーし、高い位置検出分解能を有する位置検出型核分裂計数管(PSFC)及びPSFCを用いた核計装システムの開発を行った。このシステムの将来の応用としては、商用発電炉PWRの炉心軸方向の出力分布を1本のPSFCにより、連続した分布で、かつリアルタイムで計測する核計装システム,BWR炉内の高精度出力分布及びボイド挙動の計測、あるいは、溶液ウラン臨界実験装置における核反応量の高精度計測システム及びボイドの挙動を計測するシステム等を実現することである。

論文

Experiments on the behavior of americium in pyrochemical process

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

今後の核燃料サイクルの開発には超ウラン元素(TRU)の挙動を理解することが重要である。TRU濃度の高い使用済み燃料に対応可能な乾式再処理法の開発が進められているが、そのTRU挙動基礎データは十分とは言えない。酸素や水分などとの反応性の高い塩化物を用いた乾式再処理プロセスの基礎試験を行うため、放射線遮蔽体を持ち高純度の不活性ガス雰囲気を保つことができるTRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を原研東海NUCEF施設に設置した。TRU-HITECでの乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究について紹介する。

報告書

TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)の整備(共同研究)

湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.

JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB

乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の$$alpha$$/$$gamma$$セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムの$$^{241}$$Amを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。

報告書

柏崎刈羽原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(K1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-049, 44 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-049.pdf:7.21MB

柏崎刈羽原子力発電所1号機において、原子炉再循環系配管の溶接継手部にひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中に随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは7mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであった。(3)管内表面のき裂開口部には深さ100$$mu$$m程度の範囲で粒内割れを含む部分があり、その部分には加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近で発生していた。(4)き裂近傍の結晶粒界近傍においてごくわずかにCr濃度が低下していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であり、材料の硬さと関係があると結論される。

報告書

福島第二原子力発電所3号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書(受託研究)

福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05

JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB

本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300$$mu$$m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500$$mu$$m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

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