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河 侑成; 下平 昌樹; 勝山 仁哉
Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 7 Pages, 2024/03
国内の原子炉圧力容器(RPV)の溶接継手熱影響部(継手HAZ)は監視試験対象部位である。継手HAZ内には非均質に金属組織が分布し、破壊靭性のばらつきが大きいと考えられるものの、HAZ試験片の採取位置における金属組織の違いが機械的特性及び照射脆化感受性に及ぼす影響は詳細に調べられていなかった。本研究では継手HAZの非均質な組織に着目し、まず未照射材について溶接金属と母材の境界からの距離に応じて3箇所(0.5mm, 1mm及び2mm)の継手HAZ、及び母材から採取した微小試験片(Mini-C(T)試験片)を用いて破壊靭性を評価した。その結果、HAZの破壊靭性は母材と比べてばらつきが大きく、特に溶接金属と母材の境界から0.5mmのHAZにおいて破壊靭性のばらつきが最も大きい傾向を示した。HAZに対する破壊靭性参照温度は採取した3箇所の中で有意な差が得られたものの、いずれの破壊靭性参照温度も母材より低く、破壊靭性値が高いことを確認した。本研究結果により、未照射状態では母材が継手HAZを代表して破壊靭性を保守的に評価できることを確認した。
谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2024/00
被引用回数：0In a part of the reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on high-burnup fuels performed at the Nuclear Safety Research Reactor, the fuel failure caused by pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) led to splitting into upper- and lower-part pieces or even fragmentation of the cladding tube. A massive release of fuel fragments accompanied this fracture pattern change from previously known axial cracks and thus identified as a potential concern in safety evaluation regarding core coolability. Dedicated out-of-pile mechanical tests were performed with unirradiated Zircaloy-4 cladding specimens to clarify the fracture pattern change conditions. The specimens were pre-hydrided and subjected to loading with axial-to-hoop strain ratios of 0.5-1.25, simulating the effects of hydrogen embrittlement and pellet-cladding mechanical bonding of high-burnup fuels, respectively. The results indicate that higher biaxiality of the loading and lower ductility (failure strain level) assist the fracture pattern change. This study proposes a conservative criterion that a PCMI failure splits the cladding tube into more than two pieces when strain ratio is greater than 0.75 and a concurrent hoop strain 
1.7% at the failure instant.
南上 光太郎; 塩津 弘之; 丸山 結; 杉山 智之; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.816 - 823, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)For proper source term evaluation, we constructed the theoretical model to estimate the mass transfer coefficient of gaseous iodine species under two-phase flow conditions, which complicates the direct experimental measurements. The mass transfer speed is determined by the product of the overall mass transfer coefficient and the interfacial area. By using the ratio of two gas components, the interfacial area, which is an important parameter that is difficult to measure, can be canceled out and the ratio of their overall mass transfer coefficients can be obtained. This ratio is expected to be equal to the ratio of their diffusion coefficients. Therefore, the unknown mass transfer coefficient such as iodine species can be estimated using the diffusion coefficients of two gas components and the reference mass transfer coefficient such as O
. We carried out the experiments using the bubble column to confirm this relationship. From the results in this study, we confirmed that the ratio of the overall mass transfer coefficient was in good agreement with the ratio of diffusion coefficient under the bubbly flow conditions. Using this relationship confirmed in this study, we estimated the mass transfer coefficient of I, one of the iodine species.
fuel with additives under reactivity-initiated accident conditions三原 武; 垣内 一雄; 谷口 良徳; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.512 - 525, 2023/05
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)Fuels with additives are expected to provide enhanced fuel performance in fission gas retention owing to their large grain size, which elongates fission gas migration path. To investigate behavior of the fuels during a reactivity-initiated accident (RIA), RIA-simulated experiments OS-1 and LS-4 were performed on ADOPT (chromia- and alumina-doped UO) fuel of 64 GWd/t and chromia-doped UO fuel of 48 GWd/t, respectively. The OS-1 rod failed at a fuel enthalpy increase of 160 J/g due to pellet-cladding mechanical interaction failure, which was the lowest failure limit among the test results ever obtained at the NSRR on high-burnup fuels from 40 to 65 GWd/tU. Comparison of the hydride morphologies in the cladding metallic layer between the rods subjected to the past NSRR tests suggests the contribution of radially oriented hydrides during base irradiation to the low failure limit. The LS-4 rod survived for a peak fuel enthalpy increase of 549 J/g, which resulted in cladding deformation of 
2.4% in the residual hoop strain and FGR of 1.4%-6.1%. Whereas the low fission gas release exhibits the effect of additives, the cladding deformation is within the range explained by the deformation mechanism essentially identical to those recognized for high-burnup undoped fuels.
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of 
7.8
10
(n/cm 
, E 
1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.
Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(12), p.1455 - 1464, 2022/12
被引用回数：2 パーセンタイル：31.61(Nuclear Science & Technology)The mechanical properties of fuel cladding near the elastic limit are essential in considering its failure limit during a pellet-cladding mechanical interaction phase under reactivity-initiated accident (RIA) conditions. The mechanical properties of a Zircaloy-4 cladding tube, such as orthotropic elasticity and anisotropic constants for Hill's plasticity law, were evaluated based on the biaxial stress test data, focusing on the equivalent plastic strain up to ~2.5%. Samples with various fabrication conditions, such as cold-worked, recrystallized, and stress relieved after cold-work with Q-factors of 2, 3, and 4 were investigated. The cold worked samples and recrystallized samples showed high yield stress and Young's modulus, respectively. The evaluated mechanical properties of the stress relieved samples revealed a limited impact of Q-factors on mechanical behavior, including their anisotropic feature. The derived mechanical properties were applied to evaluate the fracture mechanics parameter, J-integral, based on failure limit data from biaxial-expansion-due-to-compression tests on precracked tubes. This evaluation produced systematically lower J-integral values of the stress relieved tube than previously evaluated based on the failure limit data from in-pile RIA-simulated tests.
孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1356 - 1369, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)PWRのシビアアクシデントシナリオにおいて、格納容器内エアロゾル状放射性物質の除去・保持のために、格納容器スプレイを用いることができる。そのために、高精度な除去効率の予測は安全評価上重要である。PWRの格納容器スプレイでは、84%-95%と高いスプレイカバー率が要求されるのに対して、既往研究では、そのような高いカバー率におけるエアロゾル除去実験はかなり限られている。本論文では、カバー率に着目し、スプレイによるエアロゾル除去現象の理解と除去効率評価モデル高度化のために、大型容器において実機相当のカバー率を有する体系のエアロゾル除去実験を実施し、詳細なエアロゾルと液滴特性の計測結果から除去特性を調査した。また、MELCORの除去モデルと実験結果を比較し、粒子径に対する除去効率の傾向が再現でき、大きい粒子径に対して過小評価となるものの、最小除去効率を有する小さい粒子径(0.52
m)において良好な一致が得られることを示した。
岡田 祐次; 馬籠 博克; 松井 義典
JAEA-Technology 2022-014, 113 Pages, 2022/09
JAEA-Technology-2022-014.pdf:15.79MB
JMTR(材料試験炉: Japan Materials Testing Reactor)では、2008年2013年の約5年をかけて材料照射試験装置を整備した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)評価研究に供するための装置である。この装置は主に炉内照射するキャプセルに軽水炉環境を模擬した高温高圧水を供給するための水環境調整装置や照射下においてキャプセル内で亀裂進展試験を行うための荷重制御装置等から構成されている。荷重制御装置は、コンパクトテンション(CT: Compact Tension)試験片に荷重負荷を与え、亀裂進展試験を行うための装置である。このCT試験片に荷重を負荷させる原理は、水環境調整装置を用いたキャプセル内の高温高圧水とその中に装荷される荷重負荷ユニットのベローズ内に供給するヘリウムボンベの荷重制御ガス圧力の圧力差でCT試験片に荷重をかけるものである。2013年にこの材料照射試験装置の調整運転を実施した。その際、ロードセル付荷重負荷ユニットを装填した試験容器を用いて、荷重制御装置の差圧と荷重の相関試験も実施した。この相関試験(最大負荷時差圧と最小負荷時差圧を往復する周期的な荷重負荷試験)において、荷重制御装置の配管抵抗性能による圧力変化速度の違いから、負荷時と除荷時の荷重変化速度が異なるという課題等が抽出され、この課題について2014年2015年にかけて改良を実施し、改良後の性能試験を実施して課題等が解決したことを確認した。本報告書では、材料照射試験装置の概要、2013年に実施した荷重測定試験で確認された課題等の抽出及び2014年2015年にかけて実施した課題解決のための荷重制御装置の改良並びに改良後の性能試験・操作手順についてまとめたものである。
山口 晃範*; 横塚 宗之*; 古田 昌代*; 久保田 和雄*; 藤根 幸雄*; 森 憲治*; 吉田 尚生; 天野 祐希; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(4), p.173 - 182, 2022/09
確率論的リスク評価(PRA)から得られるリスク情報は、原子力施設におけるシビアアクシデント対策の有効性を評価するために有用である。再処理施設に対するPRA手法は原子力発電所のそれと比べて未成熟と考えられ、本手法を成熟させるためには事故シナリオの不確実性を低減することが重要となる。本論文では、再処理施設におけるシビアアクシデントである高レベル廃液の沸騰による蒸発乾固への事象進展と、それに伴う放射性物質の移動挙動に関する文献調査の結果をまとめた。Ruの重要な特徴の一つは、事象進展の過程で揮発性化合物を形成することであり、本稿ではその移動挙動を温度に基づいて4段階に分類した。高温まで至った乾固物からはRuは放出されない一方、Csのような他の揮発性元素が放出される可能性がある。実験データは未だに不十分な状態であり、放射性物質の移行挙動の温度依存性を明らかにすることが求められる。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 山内 紹裕*
JAEA-Research 2022-001, 21 Pages, 2022/06
JAEA-Research-2022-001.pdf:1.84MB
冷却材喪失事故(LOCA)時想定される被覆管脆化の主たる要因は、高温酸化に伴う金属層中酸素濃度の増大とこれに起因する微細組織の変化である。被覆管が破裂した場合には、燃料棒内に侵入した水蒸気によって生じる被覆管内面の酸化及びこれに伴う燃料棒内水素分圧の上昇の結果、破裂開口部からやや離れた軸方向位置で局所的な水素吸収が起こり(二次水素化)、二次水素化部では水素脆化による延性低下も重畳する。これら微細組織の変化がLOCA条件下における燃料棒の機械特性に及ぼす影響をより詳細かつ定量的に把握するため、LOCA模擬試験後試料の破裂開口部及び二次水素化部の延性評価にナノインデンテーション法を適用した。硬さやヤング率に加えて、押込み荷重-変位曲線から算出される塑性仕事割合を評価したところ、二次水素化部の金属層(prior-
相)における塑性仕事割合は、被覆管外周のZrO層と
-Zr(O)層に近い水準であり、破裂開口部に比べて酸素濃度が低いにもかかわらず、水素の影響により有意に延性が低下していることが示唆された。
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06
0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.
島田 太郎; 根本 宏美*; 武田 聖司
保健物理(インターネット), 57(1), p.5 - 29, 2022/03
原子力発電所等の運転や廃止措置に伴って管理区域から発生する資材等のうち、放射能濃度が低く、人の健康への影響がほとんどないものについては、クリアランス制度によりその規制から外れて、再利用または産業廃棄物としての処分が可能である。2020年にクリアランス対象物の種類が撤廃され、金属くず,コンクリートくず等以外にもクリアランスすることが可能となった。原子力施設の解体で発生するアスベスト廃棄物もその一つであるが、廃棄物処理法に基づき、特別管理産業廃棄物として処理・処分されるため、これらの過程での被ばくにより現行のクリアランスレベルを下回るような濃度レベルにならないことを確認する必要がある。そこで、アスベスト廃棄物がクリアランスされた後の処理,溶融後再利用,埋立について被ばくシナリオを構築して、33核種について公衆の被ばく線量を評価し、その結果に基づいてクリアランスの線量基準である10Sv/yに相当する濃度を算出した。その結果、原子力安全委員会が金属くず,コンクリートくずに対して算出した10Sv/y相当濃度に対して1桁以内の値となり、対数丸め値は現行のクリアランスレベルを下回る核種はなかったことから、現行のクリアランスレベルを適用できることが確認された。
高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*
Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12
被引用回数：3 パーセンタイル：31.78(Materials Science, Multidisciplinary)原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。
高見澤 悠; 西山 裕孝
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(5), p.051502_1 - 051502_8, 2021/10
被引用回数：3 パーセンタイル：30.36(Engineering, Mechanical)本研究では、照射脆化予測に取込むべき化学成分を特定し、原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測の不確実性を評価した。日本の加圧水型原子炉の監視試験データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた統計分析を行った。BNP法は入力データの複雑さと不確かさを考慮可能な機械学習手法である。脆化への影響が大きい入力変数の組合せを評価可能な統計的指標を導入し、中性子照射量, Cu, Ni, Si含有量の4つの変数の組合せが脆化予測に最も効果的であることを明らかにした。また、化学成分では脆化量に対してCu含有量の影響が最も大きく、Ni, Siの順番で影響が大きいことを示した。関連温度移行量(
RT
)をBNP法を用いて算出した結果、計算値と実測値の残差の標準偏差は8.4
Cであり、現行の国内脆化予測法(JEAC4201-2007(2013年追補))と同等かそれ以上の予測性有していることを確認した。BNP法によって計算されたRTの事後分布の95%確信区間(入力データの不確実性を考慮した場合にデータが存在し得る範囲)は国内脆化予測法のマージンと同等かそれよりも小さく、JEAC4201-2007(2013年追補)において、適切なマージンが設定されていることを定量的に示した。
成川 隆文; 宇田川 豊
Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10
To clarify the mechanism and temperature threshold for fuel fragmentation during loss-of-coolant accidents (LOCAs), out-of-pile heating tests on bare fuel pellet pieces taken from a high-burnup PWR UO fuel rod (segment average burnup: 81 GWd/tU) were performed. The fuel pellet pieces taken from various regions in the radial direction of the fuel pellet were inductively heated with no cladding restraint in vacuum up to 1473 K at a rate of 5 K/s. During the heating tests, the fission gases released from the fuel pellet pieces were continuously analyzed in-situ using a quadrupole mass spectrometer. Following the heating tests, microstructural observation of the fuel pellet fragments was carried out. Based on the relationship between the extent of fuel fragmentation and the terminal temperature, and the time history of fission gas release, temperature thresholds for minor fuel fragmentation and slightly more fuel fragmentation were estimated to be 973 - 1073 K and 1173 - 1273 K, respectively. The extent of fuel fragmentation and the amount of fission gas release became more pronounced with increasing temperature. Further, the microstructural observations after the heating tests revealed that most of the fuel fragments smaller than approximately 500 - 750 m have microstructures consisting of many micropores and subgrains, which are characteristic of the dark zone or high-burnup structure. On the basis of these results, the mechanism of fuel fragmentation during LOCAs was discussed.
孫 昊旻; 柴本 泰照; 廣瀬 意育; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.1048 - 1057, 2021/09
被引用回数：4 パーセンタイル：56.94(Nuclear Science & Technology)以前のわれわれのプールスクラビング実験において、入口粒子数密度の上昇に伴って除染係数(DF)が減少する結果が得られており、その理由については過去の研究を含めて明らかにされていなかった。本研究では、現象の要因を粒子表面での水蒸気の凝縮による粒子成長であると仮定し、上昇気泡内の質量とエネルギーのバランスに基づく簡易評価モデルを構築し、同モデルを用いて評価した。粒子表面での水蒸気凝縮は、凝縮による気泡内の水蒸気濃度を低下させると同時に、凝縮潜熱放出による温度上昇効果をもたらし、気泡内蒸気過飽和度を減少させ、凝縮を抑制する。本効果は粒子数濃度に依存する。評価モデルでは、気泡の上昇距離の関数として粒子の成長と慣性DFを計算し、その結果、実験で観察されたDFの傾向を再現した。
垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.
谷村 嘉彦; 吉富 寛; 西野 翔; 高橋 聖
Radiation Measurements, 137, p.106389_1 - 106389_5, 2020/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究開発機構では、原子力施設での事故等の高バックグラウンド線量率下において、公衆及び作業者の甲状腺の内部被ばく線量を測定するために、
線スペクトロメータを用いたエネルギー分析型甲状腺放射性ヨウ素モニタを開発している。本稿では、円柱型PMMAファントムを用いたバックグラウンド放射線の補正方法について報告する。
