これまでに確立した金属燃料スラグの製造技術を適用して、長さ200_mm_、直径約5mmのU-20Pu-10Zr(wt.%)燃料スラグを射出鋳造法により製造した。寸法、密度および組成のいずれの検査項目も仕様を満足し、「常陽」照射試験に供する燃料スラグの製造に成功した。

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U-Pu-Zr合金からなる燃料スラグ、熱遮へい体、要素反射体及び熱ボンド材（Na)をPNC-FMS鋼製被覆管に充填し、上部端栓をTIG溶接した後にナトリウムボンディングを実施した。組み立てた燃料要素の品質を検査した結果、「常陽」照射試験用金属燃料要素の仕様をすべて満足した。

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中国は世界第一位の米国に次いで第２位の消費国になっており、世界エネルギー消費量の19.5%を占めている。そして、化石燃料の依存度が特に高く、化石燃料の枯渇への懸念と相まって、化石燃料の大量消費がもたらす地球温暖化問題も深刻になりつつある。したがって、中国政府が大規模な原子力発電の計画を立てた。このような大規模の原子力発電を維持するには大量のウラン資源を確保しなければならない。ウラン資源も無限ではない。したがって、ウラン資源の枯渇に備えるには燃料サイクルを通じてウラン資源の利用効率を向上させることが迫られている。燃料の3分の1をＭＯＸ燃料で賄うプルサーマルと高速増殖炉が燃料サイクルの一翼を担っている。本研究ではウラン使用量を減らすために軽水炉、プルサーマル、高速増殖炉を組み合わせて最適な持続可能なシナリオを検討し提案することを目的とする。

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アクチノイド酸化物のポテンシャルモデルをDFT計算によって構築した既往研究において、DFT計算で用いるべき相関交換汎関数に何を選択すべきかが問題となった。LDA+UのPBEに対する優位性は認識されていたが、"metastable states"あるいは"multiple energy minima"問題のためにLDA+Uを利用することは困難であったため、PBEが採用された。それによって構築されたポテンシャルモデルは、特に材料の熱物性について、実験結果の再現という点で計算精度に不満を残すものであった。本研究においては、UO2を対象として、占有行列操作の手法を用いることで、LDA+Uの利用を可能とし、それによって得られたポテンシャルモデルの精度を、PBE汎関数を用いて構築したモデルと比較した。

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アクチノイド科学を基礎とする核燃料関連研究には、微視的な物質の理解が不可欠になってきている。アクチノイド研究者間のネットワーク（J-ACTINET）では計算科学スクールを開校している。第一原理コード、熱化学平衡コード、分子動力学コードを取り扱う際に便利なプログラムインターフェースを作成した。

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軽水炉の燃料被覆管材料としてジルコニウム合金が使用されており，燃料高燃焼度化の際に水素吸蔵量，酸化量が急増することが問題となる．本研究では，計算機シミュレーションによって，被覆管酸化挙動の理論的な解析を行うために必要な欠陥エネルギーの評価を行った．

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第一原理計算によるアクチナイド酸化物（UO2，NpO2, PuO2等）の物性評価 について原子力機構・システム計算科学センターのアクティビィティーを 概観する。特にPuO2については、スピン軌道相互作用の重要性を指摘し、 ただしい基底状態の再現が物性評価にどれほど重要かについての議論を 進める。尚、本発表の後、当機構・センターの中村博樹が正しい基底状態 を基に比熱の計算を発表する（連続講演希望）

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二酸化プルトニウムの比熱,熱膨張率等の熱物性を第一原理計算を用いて数値計算によって評価した。第一原理計算の手法としてはLDA+U法を用いて、常磁性絶縁体状態を再現し、それを基に格子振動による比熱を求めた。比熱を求める際には準調和振動子近似を採用し、熱膨張などの非調和効果も取り入れた。さらに、電子状態の励起による比熱も評価し、実験データとの比較も行なう。

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H22年度から3カ年で着手した、文科省公募事業戦略的基礎基盤研究イニシアティブでの表記研究テーマに関するH22年度の成果の概要を報告する。

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酸化物(MOX)燃料焼結の組織形成過程解析手法確立の基礎として、Pu-U-O系熱力学データベースと連携する多結晶系マルチフェーズフィールド法モデルの基礎を構築した。モデルに基づき、MOX燃料の微細領域におけるボイドの消滅および結晶の粗大化を含む焼結過程解析できる基本ツールを開発した。

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＊５件のシリーズ発表： 乾式再処理過程における固体陰極でのウランデンドライト析出過程の解析を目的とし，U-Zr-A三元系フェーズフィールドモデルを構築した．これを用い，ウラン析出物の溶融塩中Zr濃度及び電流密度依存性を解析し，ウラン析出物形態(デンドライトか層状)の閾となる条件を探索した．

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既存の実験状態図や酸素ポテンシャル等の物性値、二元系解析データをもとにCALPHAD解析を行い、U-Pu-O三元系データベースの構築を行った。さらにPuO2の融点や、PuO2-UO2系液相線-固相線の新しい測定データを用いて、データベースの改良を行った。 (シリーズ発表)

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フェーズフィールド（PF）法を用いた固体陰極へのU及び模擬物質（希土類）のデンドライト析出解析モデルを構築するため、溶融LiCl-KCl共晶塩中において希土類金属の固体陰極への析出試験を行い、電流密度及び溶融塩中の金属元素濃度をパラメータとした析出形態状態図を作成した。

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ハフニウム棒を用いて水素吸収試験を実施し、量産化プロセスの開発を行った。1バッチ44個のハフニウム水素化物を作製したところ、H/Hf比のバッチ内変動を抑えたハフニウム水素化物の量産化プロセスをほぼ確立した。 また、製造コストの削減と吸収材性能の向上を目指して、高さの異なる直径約20mmの太径ハフニウム水素化物ペレットを作製し、健全な太径ハフニウム水素化物を得た。しかしながら、高さ20_mm_の試料のH/Hf比は、ほぼ同一条件で水素を吸収させた高さ2.5mm～8mmの試料に比べて低く、比表面積が大きいほどH/Hf比が高くなる傾向を示した。

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ナトリウムボンド型水素化物制御棒の開発において、これまで短尺試験体でナトリウムの充填性を確認している。今回は、実機を想定した製作性を確認するため、ペレットと被覆管のギャップに充填されたナトリウム中に微小なボイドが残存することを想定し、解析によりこのボイドの許容条件を検討した。次いで、ナトリウム充填手法及び充填状態検査手法を検討し、模擬吸収材を用いた長尺試験体によるナトリウム充填試験と充填状態検査を行った。その結果、ナトリウム充填手法及び充填状態検査手法が満足するものであることを確認した。

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種々の組成のハフニウム含有ジルコニウム水素化物を作製し、不純物ハフニウムがジルコニウム水素化物の高温安定性に与える影響を評価した。

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種々の組成のハフニウム含有ジルコニウム水素化物を作製し、不純物ハフニウムがジルコニウム水素化物の各種物性に与える影響を評価した。

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本シリーズ発表では、高速炉における高寿命かつ高熱伝導性の制御棒として、液体ナトリウムを被覆管内空隙に充填した水素化ハフニウムの提案を行っている。本研究ではこのうち、水素化ハフニウムペレット、水素化物の分解を防ぐために被覆管内部に設置するカロライズコーティング、及び液体ナトリウムといったピン内構成材料の高温共存性について、加速試験及び長時間試験を実施して良好な結果を得た。

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ハフニウム水素化物ペレットの製造時の安全性検討の一環として実施した、ハフニウム水素化物ペレットからの水素放出実験と、ペレット燃焼予備試験の結果について紹介する。ハフニウム水素化物ペレットの温度の違いによる水素放出挙動の違いを定量的に測定し、また、加熱によるペレットからの放出水素の着火を確認したことを報告する。

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将来の高速炉制御棒の候補材であるハフニウム水素化物ペレットを被覆管に挿入した照射用キャプセルを１２本製作し、ロシア原子炉科学研究所（ＲＩＡＲ)にある高速実験炉ＢＯＲ－６０に輸送・装荷し、目標とした被覆管温度５００℃と６００℃をほぼ達成した条件での１年間の照射試験を実施し、照射を終了した。

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プルトニウム富化度約14％の高富化度MOX燃料をBR3炉及びBR2炉CALLISTOループで燃料棒平均燃焼度約24GWd/t（ピーク燃焼度約35GWd/t）まで照射した。当該燃料棒（F6673）について照射後破壊試験として金相観察、SEM、EPMA及びパンクチャー試験を実施した。今回は、MOX燃料ペレットの照射によるプルトニウム再分布や組織変化に関する解析結果について報告する。

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　実用化MOX燃料ピンの下部ガスプレナム部 燃料ペレット落下防止構造として，絞り加工を施したプラグを被覆管に挿入し，かしめて固定する構造を検討している。今回，長尺被覆管に適用可能な被覆管かしめ加工装置の試作試験およびかしめ部強度試験を実施した。その結果，被覆管加工性のほか，かしめ部の延性，内圧強度を十分確保できる見通しを得た。

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原子力機構では、これまでMOXの酸素ポテンシャルの測定を進めてきた。測定データは、欠陥化学を用いて解析を行い、O/M比と酸素分圧、温度、Pu含有率の関係を導いた。また、解析結果より、O/M比と酸素分圧、温度、Pu含有率の関係を導き、欠陥の安定性評価、欠陥の生成エンタルピの評価を行った。

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簡素化ペレット法については、MOX粉末の流動性を向上させる手法として転動造粒技術がMOX燃料製造工程に採用できることを示す必要がある。このために、プルトニウムなどを用いた600gMOX/Batch規模の原料粉末調整試験を実施して、得られる原料粉末の品質や収率などを踏まえて簡素化ペレット法の工学規模での成立性を評価している。平成21年度までの試験結果により、転動造粒で添加する水分率は13wt%付近が適切であることがわかっている。今回、水分率13wt%付近をより詳細に調査するとともに、撹拌羽根回転数をパラメータとした試験を実施し、粉末の特性や収率などのデータを取得し評価した結果を報告する。

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これまでの転動造粒法によるMOX試験の結果から、適正な水分添加率は13wt%付近であり、より詳細な調製条件の調査も行っている。しかし、これまでは低含水率領域での試験を実施していないため、液架橋による顆粒生成メカニズムを解明するには至っていない。そこで、今回は、大きな流動性改良効果を期待できない低水分添加率(11wt%以下)におけるMOX粉末の造粒試験を実施し、顆粒生成メカニズムを解明するために必要な粉末の特性などを取得して評価した。

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JAEAにおける高速炉用MOX燃料製造において、乾式回収粉末（リサイクル粉末）は、従来、原料粉末に添加して再利用していたが、今回、造粒粉末に添加するフローでペレット製造試験を行い、焼結密度等のペレット品質への影響を評価した。

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量産規模設備を用いて得られたO/M=1.98～2.0のMOX焼結ペレットをバッチ式焼結炉で熱処理し、O/M変化を測定した。焼結炉へのペレット装荷量は約10kgMOXとした。O/Mは熱処理温度が高く、熱処理時間が長いほど下がる傾向が見られたが、焼結炉へのペレット装荷量を約0.3kgMOXとした小規模試験に比べ、その低下量は小さかった。

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CaとMoからなるシーライト型化合物であるCaMoO4に着目し、熱伝導率を中心とする基礎物性評価を実施した。また、得られた結果を過去に基礎物性が報告されているシーライト型結晶構造のSrMoO4、BaMoO4の物性値と比較し、デバイ温度と熱伝導率を系統的に評価した。

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原子炉照射下で観察されるMo-Tc-Ru-Rh-Pd合金は、再処理過程の硝酸に溶解することなく不溶解残渣として存在する事が知られている。本研究では、不溶解残渣模擬物質Mo-(Mn, Re)-Ru-(Rh)-Pd合金を合成しそれらの物性を詳細に調査した。

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不溶解残渣合金に起因する酸化物・金属粒子のガラス中における生成挙動を、Mo-Ru-Rh-Pd合金の熱力学平衡計算によって熱力学的観点から評価した。

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熱間静水圧成形(HIP)法によりヘリウムを吸蔵させた多結晶未照射UO2を加熱処理し、処理前後の組織変化をFIBおよびFE-TEMを用いて観察した。また、密度測定等から、ヘリウム放出に伴うUO2の気泡スエリングについて評価した。

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炭化珪素は1dpa程度の中性子照射でスウェリング量が一定となり、強度安定性も非常に優れている。高温ガス炉向けに開発されているTRISOタイプ燃料ではグラファイトマトリックスが用いられているが、グラファイトは照射下での寸法変化が大きいことから、炭化珪素マトリックスに置き換え、軽水炉向けへの適用を目指した研究が米国を中心に行われている。本講演では、ホットプレスを用いたSiCマトリックスの作製技術開発に関して報告する。

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アスベスト廃材由来のMgO-SiO₂系化合物を焼結助剤として用いて作製したMgOを母材としたPuO₂含有イナートマトリックス燃料に対して、レーザーフラッシュ法を用いた熱拡散率測定を実施し、熱伝導率を評価した。

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トリウム酸化物に模擬FP元素としてY, Ce, Nd, Uを固溶させた試料を作製し、放電プラズマ焼結法によって90%T.D.以上の高密度試料を得た。これについて格子定数および熱伝導率の評価を行った。格子定数はイオン半径と酸素欠陥量に比例して変化し、一つの式で表すことができた。また熱伝導率についてもそのイオン半径差、質量差、酸素欠陥量から定量的に求める式を決定した。

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温度勾配を付与した系を対象とした分子動力学法を用いて核燃料中のポアの移行挙動評価及び核燃料の熱伝導度の導出・評価を行った。

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　照射済ペレットのホットセル内での熱伝導度測定を想定し、光サーモリフレクタンス法によるペレット中の析出相の熱伝導度評価を試みている。今回は、CeO2模擬燃料中の模擬析出相、BaCeO3およびBaMoO4の熱伝導度を光サーモリフレクタンス法により評価した。

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中空ペレットのホットセル内での熱伝導度測定を想定し、ホットディスク法によるペレット全体の熱伝導度評価を試みている。今回は、燃料模擬物質(CeO₂)、比較用試料(BaCeO₃)の中実ペレットおよび中空ペレットの熱伝導度と比熱を測定し、中空ペレットに対する熱物性測定へのホットディスク法適用の評価を行った。

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　高速炉におけるMOX燃料の中心温度上昇を抑制するために、熱伝導率の高い微粒子を燃料中に分散させることを検証した。粒子分散させたMOX燃料中の熱伝達シミュレーション計算により一定の効果があることがわかった。

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高寿命化のため、水素化ハフニウムを用いた高速炉用制御棒の研究が進められている。この制御棒においては水素透過防止のためのコーティングを制御棒被覆管内面に施し、伝熱性向上のため液体ナトリウムを充填することが検討されているが、液体ナトリウムは金属やセラミックスに対し腐食性があり、耐性に優れた材料を選定する必要がある。 しかし高い水素透過防止能が報告されているコーティングは各種あるものの、現在までに液体ナトリウムとの共存性が試験された素材はわずかしかない。 そこで本研究では、酸化エルビウムをはじめとした高い水素透過防止能が示されている各種材料について、液体ナトリウムとの共存性を調査し、高速炉制御棒における水素透過防止膜としての適性を検討した。

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先進原子力システム用のSiC基繊維強化複合材料の開発の現状について、最近の室蘭工業大学OASISにおける重点研究活動を中心に現状と代表的な成果について報告する。

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原子力機器材料として用いられる鉄‐クロム系合金の経年劣化事象として重要な熱時効脆化に関連する相分離現象とその照射影響の理解を進めるために、イオン加速器照射実験と相分離過程を支配する拡散過程のモデル化を軸とした研究を進めるとともに、新たな相分離検出法としての陽電子消滅測定法の適用性について検証することを目的とする。 本研究は、文部科学省の原子力基礎基盤研究委託事業の成果を含んでいます。

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原子空孔と相互作用の大きい元素をステンレス鋼に添加することで照射誘起偏析が抑制されるとの報告がある。本研究では原子空孔との相互作用が大きいと言われている元素を微量添加したステンレス鋼中の原子空孔の回復挙動について陽電子消滅法を用いて調べた。

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実用化段階の高速炉では、経済性向上の観点から取出平均燃焼度約150GWd/t，冷却材出口温度約550℃を目標としている。このため、JAEAでは耐照射特性と高温強度特性に優れるODS鋼被覆管の開発を進めており、本発表ではその開発の現状を報告する。

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ODS鋼被覆管の照射健全性評価の一環として、高速実験炉「常陽」を用いた材料照射試験を実施した。本発表では、照射後試験（リング引張，硬さ，金相及び微細組織）データを紹介し、「常陽」照射環境下でのODS鋼被覆管の中性子照射挙動について報告する。

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ODS鋼被覆管の燃料ピンとしての照射健全性評価を目的として、ロシアの高速実験炉BOR-60を用いた燃料ピン照射試験を実施した。本発表では、照射後試験で得られたODS鋼被覆管の寸法安定性や燃料との共存性のデータを紹介するとともに、一部の燃料ピンで発生した照射特性懸案事項について報告する。

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BOR-60燃料ピン照射試験で発生した照射特性懸案事項の原因究明の結果、照射試験中の被覆管温度が異常に高温であったことに加えて試験に供したODS鋼被覆管の製造不良に起因していることがわかった。製造不良の原因を特定するため、複数の模擬材の試作評価を実施した。Crの混合不良材の750℃熱時効で懸案事項組織の再現に成功した。

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BOR-60燃料ピン照射試験で発生した照射特性懸案事項は照射試験中の被覆管温度が異常に高温であったことに加えて試験に供したODS鋼被覆管の製造不良に起因していることが示された。この結果に基づくODS鋼被覆管の品質安定化に向けた解決策を示すとともに、今後の開発計画について報告する。

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機械材料、構造物等の健全性を評価するため、感度良く塑性予ひずみを検出・定量化する手法が求められている。本研究では、定電位エッチングによるオーステナイト系ステンレス鋼の塑性予ひずみ検出メカニズムが母材と変形双晶の結晶方位差を利用し、優先的に変形双晶をエッチング痕として現出させるものであることを解明し、低サイクル疲労損傷を付与した試験片に於いて本手法を適用し、塑性ひずみエネルギーによる整理からその適用性を示した。

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高速増殖炉の高燃焼度環境下において燃料から発生する核分裂生成物と燃料被覆管の高温環境下での反応過程は腐食挙動を評価する上でその反応過程を理解しモデリング化することは重要である。本研究では各種核分裂生成物（セシウム、ヨウ素など）と被覆管材料のSUS316鋼を高温熱時効試験を各種パラメータの環境で行い、FCCIパラメータの取得によるメカニズムについて明らかにする。 　燃料被覆管材と模擬FP種（セシウム、ヨウ素）を不活性ガス環境下で接合し熱時効試験を様々な環境（温度、圧力、酸素ポテンシャル）で実施した。低温（400℃）においては大きな腐食は見られなかったが600℃で粒界経路でのセシウム反応腐食が観察された。ヨウ素において腐食による質量減少が生じ、腐食量に温度依存性が見られその活性化エネルギーが求められた。詳細は当日発表する。

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高速増殖炉サイクル実用化研究開発において開発が進められている実証炉では、原子炉容器や炉内構造物に、高速炉構造用SUS316（316FR）の適用が検討されている。これらの機器は、中性子照射環境にさらされるため、機械特性への中性子照射効果を評価する必要がある。そこで、316FRの中性子照射後引張試験及びクリープ試験の結果を整理した。

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