第53回日本原子力学会賞 論文賞を受賞
2021年3月17日
令和3年3月17日に第53回日本原子力学会 学会賞の贈呈式が行われ、技術基盤グループシステム安全研究部門の山内紹裕技術研究調査官（共著者：元技術基盤グループシステム安全研究部門 緒方惠造技術参与）が論文賞を受賞しました。
山内技術研究調査官他は、これまでに運転時の異常な過渡変化時の燃料健全性に及ぼす燃料被覆管への水素吸収等の影響について精力的に研究を進めてきました。
今回受賞した論文賞は、その課題が原子力平和利用に関し学術的及び技術的に寄与度が高く、また高い成果が上げられている独創性及び新規性のある論文に対して授与されるものです。山内技術研究調査官他の研究成果がこれに該当するものとして高く評価されました。
受賞者
技術基盤グループ
システム安全研究部門
技術研究調査官
山内紹裕（やまうち あきひろ）
（共著者：元技術基盤グループシステム安全研究部門 緒方惠造技術参与）
受賞論文タイトル
A study on macroscopic fuel cladding ductile-to-brittle transition at 300℃ induced by radial hydrides
受賞研究の概要
- 軽水炉燃料の健全性に関連し、高温において燃料被覆管が延性を失う条件について調べるため、高燃焼度使用済燃料被覆管を用いた内圧破裂試験を実施した。
- これにより、ジルコニウム水素化物が燃料被覆管半径方向に著しく析出した場合は300℃においても燃料被覆管が巨視的な延性を失い得ることを確認するとともに、その際のジルコニウム水素化物の析出状態を定量評価することで高温における延性-脆性遷移の条件を明らかにした。
- また、詳細な試験後分析から、約 1％の周方向塑性歪が巨視的な延性-脆性遷移を判断するしきい値とみなせることを見出し、ジルコニウム水素化物析出の影響を考慮しても、燃料被覆管破損の判断基準である1%塑性歪基準が技術的に妥当であることを確認することができた。
プレゼンテーション資料
受賞論文リンク先（Journal of Nuclear Science end Technology）
A study on macroscopic fuel cladding ductile-to-brittle transition at 300℃ induced by radial hydrides