令和5年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2024-058, 179 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-058.pdf:7.42MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、令和5年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)並びに原科研を拠点とする廃炉環境国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

令和5年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3、NSRR、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発、JRR-4の廃止措置)

研究基盤技術部

JAEA-Review 2024-051, 112 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-051.pdf:4.33MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3(Japan Research Reactor No.3)、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、トリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。また、JRR-4(Japan Research Reactor No.4)の廃止措置や、JRR-1(Japan Research Reactor No.1)及びFEL(Free Electron Laser)研究棟の維持管理も行っている。本年次報告は令和5年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、JRR-4の廃止措置、安全管理、国際協力及び人材育成について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

Fission gas dynamics test; Development of reactivity-initiated-accident testing technique devoted to investigation of fission gas release kinetics

三原 武; 浦野 建太; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2024 (Internet), 9 Pages, 2024/10

https://www.euronuclear.org/scientific-resources/conference-proceedings/#1559592636459-42447d8c-0fcc

To promote a better understanding of the fission gas behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) and its role in the thermo-mechanical loading in the fuel cladding, the Fission Gas Dynamics (FGD) test program has been developed in the framework of the JAEA and Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN) cooperation. The concept of the FGD test is to understand the effect of fission gas release during a RIA test through transient measurement of the pressure inside a rigid chamber, which contains the test fuel, with its minimum deformation against pressure increase. Since the internal pressure sensor of strain gauge (SG) type used in previous RIA-simulated Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) tests is strongly affected by gamma and/or neutron field in the NSRR core, we adopted a new pressure sensor using a linear variable differential transducer (LVDT) for accurate pressure measurement with higher stability against pulse irradiation. JAEA has conducted the first NSRR-FGD test (FGD-1) on high-burnup fuel with doped pellets. In advance, difference in pressure response between LVDT-type and SG-type sensors was carefully examined as performance measure of the LVDT-type sensor. The response delay of the LVDT-type sensor compared with the SG-type one was estimated to be about 1.5 ms when the pressure increasing rate exceeded above 20 MPa/s. In the FGD-1 test, the LVDT-type pressure sensor detected a pressure rise of about 100 MPa/s just after the pulse irradiation, which confirmed the capability of this FGD testing technique to study the kinetics of rapid fission gas release during the simulated RIA conditions.

High-temperature rupture failure of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.110144

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.

令和元年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

令和2年度研究炉加速器技術部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器, ラジオアイソトープ製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2022-075, 112 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-075.pdf:8.25MB

研究炉加速器技術部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、ラジオアイソトープ製造棟、トリチウムプロセス研究棟及びFEL研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は令和2年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。

平成30年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-072, 141 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-072.pdf:7.14MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成30年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

Mechanical failure of high-burnup fuel rods with stress-relieved annealed and recrystallized M-MDA cladding under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(8), p.872 - 885, 2021/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1883143

To evaluate the effects of the hydride morphology and initial temperature of fuel cladding on the pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, RIA-simulated experiments were performed on high-burnup fuels with stress-relieved annealed (SR) and recrystallized (RX) M-MDA cladding at room and high ( 280C) temperatures. The results demonstrated that the failure-limit trend of RX-cladded fuels being lower than that of SR-cladded fuels for a similar hydrogen content holds up to at least about 700 wtppm. The observation of the fracture surfaces of failed RX cladding suggests a contribution of radially-oriented hydrides to the crack formation and/or penetration, which coincides with the aforementioned failure-limit trend. The temperature effect, namely the failure-limit rise at a high temperature, is evident irrespective of the hydride morphology, while the degree of the temperature effect decreases as the hydrogen content increases.

平成29年度研究炉加速器管理部年報(JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器, RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟の運転、利用及び技術開発)

研究炉加速器技術部

JAEA-Review 2020-073, 113 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-073.pdf:3.87MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3 (Japan Research Reactor No.3)、JRR-4 (Japan Research Reactor No.4)、NSRR (Nuclear Safety Research Reactor)の研究炉、タンデム加速器、RI製造棟及びトリチウムプロセス研究棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告は平成29年度における当部の実施した運転管理、利用、利用技術の高度化、安全管理、国際協力について業務活動をまとめたものである。さらに、論文、口頭発表一覧、官庁許認可及び業務の実施結果一覧を掲載した。