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1
遠心抽出器によるTDdDGA溶媒系での向流多段抽出/逆抽出試験,2; 改良型MA回収フローシートを対象とした評価
木部 智; 藤咲 和彦*; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 松村 達郎
JAEA-Research 2016-024, 40 Pages, 2017/02
高レベル廃液からマイナーアクチノイド(以下、MAという)を回収するプロセス開発の一環として、抽出剤にTDdDGAを用いたフローシートの開発を進めている。本試験ではこれまでのフローシートにおける沈殿物の生成等の課題に対して抽出溶媒へのアルコール添加等の改良を加えたフローシートを対象に、遠心抽出器を用いた際の抽出・逆抽出挙動を評価し、先に実施されているミキサセトラを用いた際の同挙動との違いについて比較・評価した。本試験を通して、異相混入やオーバーフロー等の異常は認められず、相分離性も良好であった。MAと類似の挙動を示す希土類元素では、抽出段及び洗浄段においてミキサセトラを適用した場合と同等の挙動が得られるとともに、逆抽出段においては逆抽出効率の向上が確認された。これは主に遠心抽出器の高い相分離性に起因するものと推定される。
2
「もんじゅ」の原子炉格納容器全体漏えい率試験に対する代替露点検出器の実証試験
市川 正一; 千葉 悠介; 大野 史靖; 羽鳥 雅一; 小林 孝典; 上倉 亮一; 走利 信男*; 犬塚 泰輔*; 北野 寛*; 阿部 恒*
JAEA-Research 2016-021, 32 Pages, 2017/02
日本原子力研究開発機構は、高速増殖原型炉もんじゅのプラント工程への影響を低減するため、現在、原子炉格納容器全体漏えい率試験で用いている塩化リチウム式露点検出器の代替品として、静電容量式露点検出器の検証試験を実施した。原子炉格納容器全体漏えい率試験(試験条件: 窒素雰囲気、24時間)における静電容量式露点検出器の測定結果は、既存の塩化リチウム式検出器と比較して有意な差は無かった。また、長期検証試験(試験条件: 空気雰囲気、2年間)においては、静電容量式露点検出器は、高精度鏡面式露点検出器との比較の結果、「電気技術規程(原子力編)」の「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に基づく使用前検査時に要求される機器精度(精度: $$pm$$2.04$$^{circ}$$C)を長期間にわたり有することを確認した。
3
Cs-Te corrosion depth dependence on distribution of chromium carbide precipitation in high chromium steel
佐々木 孔英; 藤村 凌太*; 谷垣 考則; 松原 正典*; 福元 謙一*; 宇埜 正美*
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(2), p.139 - 146, 2017/02
「もんじゅ」で採用しているMOX燃料ピンを高燃焼度化するにあたって、燃焼に伴い発生する核分裂生成物(Fission Product: FP)による燃料被覆管内面腐食(FP腐食)を低減する必要がある。次世代の燃料被覆管候補材として析出強化型フェライト/マルテンサイト鋼や酸化物分散強化鋼などの高クロム鋼が有力とされており、その開発として照射損傷特性や高温強度の観点から材料組成や組織が最適化されてきた。一方、FP腐食に関しては、炉内試験(常陽, BOR-60, Phenix, FFTF)にて数十$$mu$$mの減肉が確認されており、腐食量評価式にて目標燃焼度250GWd/tで約350$$mu$$m(被覆管厚さの約7割)もの腐食量が予測されているにも拘らず、被覆管材料開発に考慮されていない。これまでのFP腐食の基礎研究分野では腐食メカニズムが議論され、Cs-Te化合物と合金中のクロムやクロム炭化物との反応が主な腐食反応とされている。本研究では、耐FP腐食性向上のための基礎研究として、高クロム鋼中の炭化物分布とCs-Te腐食量との関係について調査した。本研究の結果、炭化物が結晶粒界に多く分布している材料組織は、そうでないものより腐食が進展しやすいことがわかった。
4
研究開発段階発電用原子炉の特徴を考慮した保守管理の提案
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
保全学, 15(4), p.71 - 78, 2017/01
研究開発段階炉に適した保守管理について、まずはじめに、その目的を明確化し、次に実用炉用保守管理規程の研開炉への適用性について検討した。検討結果に基づき、研開炉の保守管理に関する要求事項及び考慮事項を提案した。最後に、適用例として、ナトリウム冷却高速炉の保全計画の設定例を示した。
5
確率分布母数の不確実さが確率論的破壊力学評価結果に与える影響の簡易評価手法の開発
岡島 智史; 高屋 茂; 浅山 泰
日本機械学会論文集, 83(845), p.16-00434_1 - 16-00434_13, 2017/01
確率論的破壊力学の入力となる基本変数について、確率分布を設定するためのデータが不足していた場合、確率分布の母数、及び評価結果である破損確率に不確実さが生じる。本論文では、データ不足により、確率分布母数が上限値と下限値を与えた区間内にある状況を想定する。これによって破損確率評価結果に生じる不確実さに対し、上限値及び下限値を簡易に推定する手法を提案する。また、不確実さの低減を行うべき確率分布母数を抽出するため、確率分布母数のそれぞれについての想定区間が、評価結果に与える影響の大きさを表す指標を提案する。提案手法の有効性は、実機評価事例に基づく例題に対して適用することで検証した。
6
高クロム鋼伝熱管の急速加熱ラプチャ実験
梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁
JAEA-Technology 2016-030, 50 Pages, 2016/12
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管が貫通破損した場合、高温・高速かつ高アルカリ雰囲気の反応ジェットが生成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットが隣接する伝熱管全体を覆うと、伝熱管の高温化によって機械的強度が低下し、伝熱管内圧で膨出破損に至ることがある(高温ラプチャ)。高温ラプチャの評価では、伝熱管温度に相当する伝熱管材料のクリープ強度を材料強度の基準値(破損クライテリア)としており、内圧による管壁のフープ応力と当該破損クライテリアを比較することで破損を判断する。このため、高温ラプチャ現象を模擬した伝熱管破損実験から得られる知見を踏まえて、破損クライテリアの妥当性を確認することが非常に重要である。本報告書では、原子力機構が所有する伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて、高クロム系鋼の細径伝熱管の単管試験体及び密着型の二重試験体を対象に、最高1500Kまでの超高温条件で内圧加圧型の急速加熱伝熱管ラプチャ実験を行い、破損形態や破損強度特性などを明らかにするとともに、破損クライテリアの妥当性を検討した。
7
黒雲母の塑性変形を伴う破砕帯の活動年代; FT熱年代解析による制約
末岡 茂; 島田 耕史; 石丸 恒存; 丹羽 正和; 安江 健一; 梅田 浩司*; 壇原 徹*; 岩野 英樹*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.5 - 7, 2016/12
もんじゅ敷地内の破砕帯は、高温環境下で生じる黒雲母の塑性変形を伴う。これらについて、アパタイトフィッション・トラック(AFT)解析により、変形年代の制約を試みた。AFT年代は50-17Maを示し、最新活動面沿いでは相対的に若い年代を示す、全体としては約19Maに貫入した玄武岩からの距離に応じて若くなる、という傾向が見られた。これらのデータを基に検討を加えた結果、破砕帯周辺が黒雲母の塑性変形温度に達した時期は、68-50Maの花崗岩貫入後の急冷時と約19Maの玄武岩貫入時であり、破砕帯沿いの変形はこれらの時期に生じたと解釈できる。
8
新学術「地殻ダイナミクス」の概要と熱年代学による貢献
田上 高広*; 末岡 茂; Kohn, B. P.*; 福田 将眞*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.1 - 2, 2016/12
新学術研究「地殻ダイナミクス」は2014年度から開始された分野横断型の学術研究プロジェクトで、東北地方太平洋沖地震が起こったテクトニックな背景の解明のために、島弧地殻の基本的な特性や状態の理解を目指している。そのうち、「A02異なる時空間スケールにおける日本列島の変形場の解明」班では、様々な時空間スケールにおける歪・歪速度場の推定と統一的な理解を目指している。われわれは、近年進展の著しい低温領域の熱年代学手法を用いて、地質学的時間スケール(10$$^{5}$$$$sim$$10$$^{7}$$年)の鉛直歪速度の復元を行っている。日本列島における既存の熱年代データのコンパイル、奥羽脊梁山脈の解析、飛騨山脈の解析の3つについて、概要と最新の成果を報告する。
9
Thermo 2016 in Maresiasの参加報告
末岡 茂; 田上 高広*
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.26 - 28, 2016/12
第15回熱年代学国際会議(Thermo2016)が、2016年9月19日から9月23日にかけて、ブラジル、サンパウロ州のMaresiasで開催された。本会議には、世界20ヶ国から131人(+8人の招待講演者)が出席し、口頭44件、ポスター44件の計88件の発表が行われた。これらについて、報告者らの印象に残った講演や雑感などを中心に報告する。
10
第40回日本フィッション・トラック研究会実施報告
末岡 茂
フィッション・トラックニュースレター, (29), p.29 - 34, 2016/12
第40回日本フィッション・トラック研究会が、2016年3月4日から3月6日にかけて、石川県金沢市のしいのき迎賓館3FセミナールームBにて開催された。本研究会は、ESR応用計測研究会及びルミネッセンス年代測定研究会と合同で行われ、55名の参加者により、31件の発表が行われた。また、3月5日には、第40回フィッション・トラック研究会総会も行われ、今後のフィッション・トラック研究会の体制や運営方法などについて議論された。
11
A Study on self-terminating behavior of sodium-concrete reaction
河口 宗道; 土井 大輔; 清野 裕; 宮原 信哉
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2098 - 2107, 2016/12
ナトリウム冷却高速炉の過酷事故において、ナトリウム-コンクリート反応(SCR)は構造コンクリートを侵食及び水素ガスを発生するため重要な現象の一つである。本研究では、反応の終息機構を調べるために長時間のSCR試験を実施した。本試験の結果、コンクリート上に十分な量のNaが残存していてもSCRは終息することが示され、温度、水素発生といったSCR終息挙動のデータを採取した。反応生成物は、液体ナトリウム中に微粒化した固体がスラリー状態となり、発生した水素によって移行した。そのため水素の発生速度が速い場合は、活発にNaが移行しコンクリート表面を侵食しているが、一旦水素の発生速度が減少すると質量移行係数$$E_p$$は減少し、反応生成物は徐々に沈降した。そのため反応面でのNa濃度は減少し、結果として自然にSCRは停止したものと考えられる。
12
The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor
山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*
Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12
Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.
13
高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 変形した実験装置の回収
芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12
高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。
14
Creep-fatigue evaluation method for weld joint of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Plate bending test and proposal of a simplified evaluation method
安藤 勝訓; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 310, p.217 - 230, 2016/12
本研究では有限要素法解析と溶接継手を有する板曲げ試験に基づき改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案する。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮した有限要素法解析を実施しひずみ集中および再配分について評価した。非弾性解析では、母材、溶接金属および母材の熱影響部を考慮した解析を実施して、冶金的構造不連続による弾性追従について評価を実施した。このようにして得られた弾性追従係数に基づいて簡易評価法を提案した。
15
Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y2O3) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
16
Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12
The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$$^{circ}$$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.
17
Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12
核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$$^{circ}$$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。
18
Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel
粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12
Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo$$_{4}$$Ru$$_{4}$$RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.
19
Effect of sludge behavior on performance of centrifugal contactor
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.495 - 502, 2016/12
The effects of sludge behavior on performance of centrifugal contactor were investigated. The sludge accumulation in the centrifugal contactor was observed only in the rotor during the operation. Based on the sludge accumulation behavior, the effects of sludge accumulation in the rotor on performance of phase separation and of extraction were investigated using several types of rotors which simulated the different sludge accumulation levels in the separation area. It was confirmed that sludge accumulation in the rotor would affect the phase separation performance, but not affect the extraction performance. This tendency can be explained by the structure of the centrifugal contactor, in which extraction reaction and phase separation proceed mainly in the housing and rotor, respectively.
20
Fundamental safety strategy against severe accidents on prototype sodium-cooled fast reactor
小野田 雄一; 栗坂 健一; 堺 公明
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1774 - 1786, 2016/11
The accident categories of severe accidents (SAs) for prototype Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) which need proper measures were investigated through the internal event PRA and event tree analysis for the external event and six accident categories, ULOF, UTOP, ULOHS, LORL, PLOHS and SBO, were identified. Fundamental safety strategy against these accidents is studied and clearly stated considering the characteristics and existing accident measures of prototype SFR, and concrete measures based on this safety strategy are investigated and organized. The sufficiency of these SA measures is confirmed by comparing the evaluated Core Damage Frequency (CDF) and Containment failure frequency (CFF) to the target value, 1$$times$$10$$^{-5}$$ and 1$$times$$10$$^{-6}$$ per plant operating year, respectively, which were selected based on the IAEA's safety target. However, the target value of CDF and CFF should be satisfied considering all the SAs caused by both internal and external events. External event PRA for prototype SFR is now under evaluation and we set out to satisfy the target value of CDF and CFF considering both internal and external events.