J-PARC水銀ターゲットの開発で重大な課題となっているキャビテーション壊食の抑制に関し、原子力機構で行っている圧縮性ナヴィエ－ストークス方程式にもとづく直接数値シミュレーションから常微分方程式型気泡モデルを用いた数値解析までの計算科学的アプローチと、それらを用いて行った議論、特に負圧下での気泡の振る舞いや、マイクロバブル注入がキャビテーションに与える影響などに関する議論を紹介する。

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TCUP法、CIVA法、温度回復法の組み合わせにより沸騰現象の直接的な数値解析手法を実現した。その手法を用いて、水の沸騰の三次元数値解析を行った。

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マイナーアクチノイド含有燃料の基礎データ取得・整備の一環としてネプツニウムニ酸化物の焼結体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定した。この実測により求めた熱拡散率と投下型熱量計により測定した比熱を用いて熱伝導率を評価した。

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動的流通法（トランスパイレーション法）を使用した液体鉛ビスマスからの不純物蒸発試験の結果をもとに、鉛ビスマスを冷却材とする原子炉システムにおいて重要な放射化生成物とされるPo-210とBi-210mについて、カバーガス空間中の飽和蒸気量を評価した。

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窒化物燃料は優れた燃料特性(Ex, 高熱伝導率・高融点・液体NaやSUS316との高い化学的共存性)のため、ADS(加速器駆動消滅処理炉)のターゲットとして期待されている。ADSでは、未臨界を保つ必要があるため、MA(マイナーアクチニド)の濃度を下げるために、ADSターゲットには不活性マトリックスを添加する必要がある。その不活性マトリックスには、粒子分散型と固溶型とあり、その候補として、TiNとZrNが考えられている。しかしながら、TiN・ZrNともに高密度の試料を作成するのが難しいため、正確なデータは少ない。また、アクチニド窒化物と混合したときの機械的性質に対する効果も全く検証されていない。そのため、本研究では、放電プラズマ焼結により高密度のTiN・ZrNを作成し、その機械的特性を評価するとともに、MAの代わりにUNを用いて、UN+TiN(U:Ti=4:6)およびU0.4Zr0.6Nを作成し、アクチニド窒化物に対する不活性マトリックスの効果を評価した。

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分子動力学シミュレーションにより、酸素組成不定比を有するトリア固溶体の欠陥構造について検討を行なった。トリアと希土類酸化物の種々の組成の固溶体について計算を行った結果、金属－酸素－金属クラスター欠陥の生成が示唆された。

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Zr,TiおよびYをはじめとする様々な金属水素化物の物性を第一原理電子状態計算により評価した。弾性率・熱膨張率などの計算を行い、我々のグループにより得られた実験値との比較を行った。また種々の金属水素化物間での比較を行い、水素化の影響を調べ、金属水素化物の物性に関する系統的知見を得た。

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プルトニウムのβ崩壊にともないMOX燃料中にはAmが含有する。Am含有に伴う MOXの融点への影響について評価を行った。融点の測定及び理想溶液モデルで 評価した結果、Amの影響はほとんどないことがわかった。

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MOX燃料は酸素不定比性化合物であり、O/Mの変化により融点に影響を与えることが知られている。Pu富化度10%, 20%, 40%及び46%のMOXの融点についてO/Mの影響を評価した結果、O/Mの低下によりわずかに融点が上昇した。

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ＭＯＸ燃料の比熱は融点，熱伝導率に次いで燃料設計上重要な熱物性値の一つである。また最近の熱伝導率測定ではレーザーフラッシュ法にて熱拡散率を測定し，これと密度、比熱の積から熱伝導率を評価する方法が主流となっている。MOX燃料の比熱に関しては、UO₂について多く報告されているが、MOX燃料についての報告は少なく、Am含有率に関する報告はない。本報告ではAm含有率の異なるPu含有率が約30%のＭＯＸ試料を作製し、ドロップカロリーメトリ法によるエンタルピー測定を行い，これらの比熱について評価した。

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MOX燃料の熱伝導率に関してこれまでに気孔率，Am含有率，O/M比に対する依存性について評価を行った。これらは1500℃以下における評価であり，さらに高温のデータを取得する必要がある。本報告では，Pu含有率：約30%，Am含有率：約2%のMOX試料について最高温度として2100℃までの熱拡散率測定を行い，高温領域での熱伝導率について評価した。

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現在、軽水炉ではUO2にGd2O3を固溶させた燃料を用いている。しかしGd2O3を固溶させた場合ではGd2O3固溶量の限界が濃縮度の限界につながるとともに、燃料自身の熱伝導率の低下を招く。発電効率の改善のためには燃料の熱伝導率の改善が課題である。そこで、本研究ではUO2中にGd2O3粒子を分散した試料を作製し、その熱伝導率を評価した。その結果、Gd2O3粒を分散させることで最大1.5倍の熱伝導率の改善が確認された。

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窒化物燃料はFBR(Fast Breeder Reactor)やADS(Accelerator Driven System)の燃料として期待されているが、まだまだ高燃焼度下における物性データが不足しているのが現状である。本研究では、UNと全率固溶するFP(Fission Product)の代表としてNdを加えた模擬照射済燃料(U,Nd)Nの物性を分子動力学法により評価した。

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窒化物燃料の物性値整備の一環として、窒化ウラン(UN)に核分裂生成物元素としてNd及びMoを添加した模擬照射済み窒化物燃料の定常圧縮クリープ速度を測定し、その影響を明らかにした。

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微小試料での熱クリープ特性の測定に有効と期待される、高温インデンテーション装置を整備し、窒化ウランペレットについて押込みクリープ測定を行った。

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Nd、PdあるいはMoを添加した模擬燃焼窒化物燃料を合成し、その熱膨張率、熱伝導度等を測定した。Ndを添加したUNでは窒化物固溶体が得られ、PdあるいはMoを含有するUNの場合それぞれUPd3およびMoが析出した。それらの物性の模擬FP濃度依存性を実験的に評価するとともに、理論的な予測値を用いて議論した。

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マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料の不活性マトリクスとして提案されているZrNを添加したUN及びPuNペレットについて、UCl3またはPuCl3を含んだLiCl-KCl共晶塩浴中において約1g規模での電解試験を行い、その電気化学的挙動を明らかにした。

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液体Cd陰極中に回収したPu及びUを、蒸留窒化法により窒化し、回収した窒化物粉末を用いて（Pu,U)Nペレットを調製した。

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新クロスオーバ研究にて実施している、照射によって材料の組織が創生するプロセスにつき、シミュレーション計算方法の開発を進めている。その計画と成果の一部を報告する。

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現在、軽水炉では高燃焼度化に伴う燃料の変質問題が取り立たされている。 そこで、核燃料であるウラニアと同じ蛍石構造を持つセリアを模擬物として代用し、セリアへのイオンの照射効果を調べた。まず、核分裂生成片による原子のはじき出しと希ガス蓄積効果を調べるために、　低エネルギー（3k eV)の低エネルギー（3keV）の希ガスArをCeO2に打ち込み、その照射効果をXPS,XANESなどのX線吸収分光で評価した。 また、実際の核分裂片に近い100MeVのXeイオン照射したセリアについても同様な評価を行った。

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核燃料中のXeバブル挙動を明らかにするために、メソスケールのモンテカルロ法（セルオートマトン法）を用いて照射下でのバブル挙動のモデリングを行っている。

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貯蔵および処分時の使用済燃料棒の機械的健全性を評価するためには、使用済燃料ペレットの寸法変化が重要であることから、その格子定数変化を考慮した寸法変化を予測する。

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溶融塩電解槽から回収したPu合金を原料に用いて、U-20wt%Pu-10wt%Zr合金スラグの鋳造試験を実施した。品質検査（長さ、直径、密度、真直度、組成）の結果、「常陽」照射試験用燃料スラグの目標仕様（暫定）を満足する製造条件を求めた。

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金属燃料の製造・照射試験に供するU-Pu合金を製造するために、電解還元法により約30gのU-60％PuMOXペレットを溶融LiCl中で還元した。この還元生成物を800℃、常圧で溶融した後、付随する浴塩を真空蒸留することにより、良好な物質収支でU-Puインゴットを製造することができた。

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金属燃料高速炉の燃料設計における合理化検討として、ワイヤコンタクト効果に着目した評価を行った。Naホ゛ント゛、冷却材ミキシンク゛の効果を考慮することで、工学的安全係数の合理化に有意に寄与することがわかった。

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高速炉の燃料ペレットは、照射中の発熱によりペレット内に急激な温度勾配が生じる。これにより元素の再分布が起こり、Pu、Am濃度が中心空孔近傍で上昇することが観察されている。Puの再分布の機構として、固相内の熱拡散による元素の移動と、気孔が中心部へ向かって移動する際の蒸発濃縮機構による移動が考えられている。今回、Amについても同様の機構で拡散すると仮定して、Pu、Am両者のペレット内での再分布についてコード化を行った。 また、このコードの検証として常陽で照射を行ったB型特殊燃料集合体特殊燃料要素のペレットのSXMA測定による試料横断面の元素分布と比較を行った。比較の結果、Pu、Am濃度とも今回開発したコードによる計算結果と非常によく一致していることが確認できた。

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高速炉用燃料の経済性向上に対する方策の一つとして中空ペレットの採用が考えられている。中空燃料設計コード「CEPTARコード」は中空燃料設計開発に資するために開発されたコードである。CEPTARコードの開発の一環として、常陽Mk-II炉心燃料の照射データを用いた検証を行い、CEPTARコードが常陽燃料の照射挙動を再現する事を確認した。

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Pu富化度30％の低密度MOXペレットに対し、24時間の再焼結を実施して、密度変化及び結晶粒径の変化を測定した。また、ペレット断面の金相写真を画像解析し気孔分布の変化を測定した。これらの結果を高密度MOXペレットの焼きしまり特性と比較し評価を行った。

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乾式回収粉末の製造条件を変動させて数種類の乾式回収粉末を製造し、このうち低密度ペレットの製造に最も適すると考えられる乾式回収粉末を用いてペレット製造試験を行い、低密度MOXペレット製造への適用性を評価した。

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ナノラマンン分光法によるジルカロイ酸化膜内の結晶構造分布の定量化に成功した。酸化速度の遷移前および遷移後試料では金属/酸化膜界面から約0.7μｍまでの領域に正方晶ZrO2が存在し、それ以外の領域には単斜晶ZrO2が主に存在すること、完全遷移後試料では界面近傍でも単斜晶ZrO2のみで正方晶ZrO2は存在しないことが確認された。

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燃料被覆管の外表面から内表面への径方向き裂進展に関する試験を行うために、被覆管外表面に微小な予き裂を加工する技術を開発した。開発した技術を用いて、水素遅れ破壊（DHC）による被覆管径方向のき裂進展試験を行い、き裂進展の水素濃度および応力依存性を調べた。

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本研究ではSEMの中で加熱・引張り試験を行い、き裂の発生及び進展を直接観察することにより半径方向のき裂進展速度を測定する。今回（第1報）は実験手法を開発し、SEM内加熱・引張り装置を製作した。

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燃料被覆管の外面からの破損機構究明の一環として、温度勾配と応力負荷条件下での加熱試験により、被覆管肉厚方向の水素移動と半径方向水素化物析出等の再分布挙動を調べた。

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燃料被覆管の外面からの破損機構究明の一環として、様々なパターンの内圧負荷試験により照射済み燃料被覆管の破断形態を調べ、初期き裂発生とその進展挙動を検討した。

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使用済み燃料被覆管の応力-ひずみ関係を高精度に求めるために、オープンエンド型の内圧バースト試験技術を提案した。これにより、燃料挙動解析コードの入力材料特性として必要な被覆管の応力-ひずみ特性を、特に管円周方向への単軸応力状態で測定することが可能になった。

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高速炉「もんじゅ」の運転再開に向けた確率論的安全評価の対象の一つとして、炉停止後の崩壊熱除去機能喪失事象（PLOHS）が挙げられている。本研究では、PLOHS時における構造材料の強度評価に資することを目的として、高温におけるSUS304のクリープ強度データを取得し、現行の材料強度基準に採用されているクリープ破断式の825℃以上における適用性評価を実施した。

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高温の超臨界CO2中に浸漬された12Cr鋼腐食試験材について、電子線プローブマイクロアナライザ（EPMA）による浸炭測定を行い、浸炭挙動を評価した。

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原子力機構で建設を計画している核変換実験施設に設置する鉛ビスマス融体合金核破砕ターゲットの設計に資するため、非照射下での健全性実証を行う鉛ビスマス試験ループによる材料腐食試験のうち、第三期3000時間運転後の腐食形態を報告する。

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長寿命核分裂生成物の一つである放射性ヨウ素を高速炉により安定な元素へ核変換させるために、炉内への装荷形態について検討を行っている。高温特性に優れる5種類のヨウ素化合物(MgI2, CuI, RbI, YI3, BaI2)について、 粉末を内包したSUS316鋼製キャプセルの内面の金相観察を実施した。

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PWR一次系模擬環境におけるSUS316のき裂伝ぱに及ぼすSO₄イオンと溶存酸素の影響について調べた．SCCを加速したDO=8ppmの条件では鋭敏化材で粒界SCCが発生し，K=30MPa√mにおけるき裂伝ぱ速度は，SO₄濃度が0.03から1ppmに増加すると約10倍増加した．また,応力が低いほどSO₄イオンの加速性は増大した．

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320℃のほう酸リチウムを含む脱気高温水環境下で、冷間加工を加えたSUS316のき裂進展速度を計測した。冷間加工度および加工方位について検討を行った。 (INSS山田による発表とシリーズで実施いたしたく。本発表を山田の発表の前にお願いします。)

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脱気高温水中における冷間加工ステンレス鋼のIGSCC感受性は、粒界炭化物析出を積極的に起こすことで、IGSCC抑制効果を示す結果を得たのでその詳細を報告する。

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国内PWRで照射されたステンレス鋼(冷間加工SUS316)のチューブ材から作製した引張試験片を用いて、PWR一次系模擬水中で定荷重試験を実施した結果、破断応力は照射量の増加に伴い低下するが、30dpa以上では照射後の耐力の半分程度で飽和していた。

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著者らのこれまでの研究により、原子炉構造材のオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)を、き裂の発生以前に電磁気的手法によって予兆診断できる可能性が指摘されている。そのため、本研究においては照射誘起偏析模擬材を用いて電磁気特性、SCC感受性等について評価し、照射材の場合との比較検討を行い、測定原理について議論を行った。また、実機に適用可能なセンサーの開発を検討した。

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超高燃焼度燃被覆管への適用を念頭とした高純度オーステナイトステンレス鋼候補材料を日本原子力研究開発機構のJRR-3で照射し、IASCC感受性と延性低下をリング引張試験により評価した。

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IASCCの発生に関係すると考えられている、オーステナイトステンレス鋼の照射によって生じる不均一変形について、水素イオン照射及び、その後の引張試験、表面及び内部組織観察により、粒界近傍での塑性変形挙動に及ぼす照射量依存性について調べた。

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経年化した軽水炉内構造物を補修溶接した場合，中性子照射による核変換で生じたHeが溶接熱によってHeバブルを形成し，HAZにおける粒界脆化を引き起こす可能性がある．また，補修溶接後の運転による中性子の再照射により，Heバブルが成長し粒界脆化を促進することも懸念されている．本研究では，He含有オーステナイトステンレス鋼における補修溶接および再照射による微細組織発達挙動に関する基礎的知見を得ることを目的とし，Heイオン注入したオーステナイトステンレス鋼について，補修溶接熱履歴を模擬した注入後熱処理と再照射を模擬した熱処理後Hイオン照射を行い，注入後，熱処理後および再照射後における微細組織観察を実施した．

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　実用化段階の高速炉用燃料被覆管のバックアップ材料に位置づけられている高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の中性子による強度特性変化を微細組織変化挙動から検討を行った。

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最大１dpaまでNiイオン照射した中Ｃｕ低合金鋼のミクロ組織変化をレーザー3次元アトムプローブで調べた。Ｃｕリッチ析出物とともにCuをほとんど含まないMn/Ni/Siが集積した析出物の形成が確認された。

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原子炉炉内構造物は、中性子照射により材料特性が年とともに劣化する。こうした原子力特有の材料劣化を迅速に診断し、構造物の健全性を評価して、予防保全や補修対策を提案することがプラント健全性を確保する上で重要である。そこで、照射によるステンレス鋼の材料劣化現象をモデル化し、ＢＷＲ炉内構造物の種類や運転年数、評価項目を入力すると、中性子照射量や力学的性質、溶接性、応力腐食割れ感受性等を色分け表示する材料劣化診断システムを開発した。

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