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Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭
Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08
被引用回数：7 パーセンタイル：89.36(Nuclear Science & Technology)In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO
kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 
C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.
榎枝 幹男
JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB
本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,LiTiO
等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLi
SiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 飛田 勉*; 斎藤 隆; 湊 和生; 高野 利夫; 関野 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.403 - 410, 2001/06
被引用回数：7 パーセンタイル：48.62(Nuclear Science & Technology)HTTRの初装荷燃料は日本初の大量生産による高温ガス炉燃料であるため、その品質を慎重に調べる必要がある。そこで、製造時関連の品質管理の他に、運転中の燃料の健全性を確認するための試験を原研において行った。試験は(1)SiC層破損率確認試験,(2)照射後燃料加熱試験及び(3)加速照射試験より成る。製造時のSiC層破損率確認測定では、製造過程のSiC層破損率測定に加え、原研がSiC層破損率を測定し、測定値が95%信頼限度内で一致することを確認した。燃料コンパクトの照射後加熱試験を行い、加熱した燃料コンパクト内に破損粒子がないことを確認した。
Csの拡散係数の測定値は、従来の試験燃料と同等以上の保持能力であることを示した。さらに、製造した燃料の加速照射試験を行い、HTTRにおける最大燃焼度33GWd/tの約2倍まで破損が生じていないことがわかった。今後実施する予定の照射後試験計画についても述べた。
沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08
被引用回数：32 パーセンタイル：88.99(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2
10
及び810
と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。
湊 和生; 福田 幸朔; 石川 明義; 三田 尚亮
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.215 - 222, 1997/00
被引用回数：16 パーセンタイル：75.72(Materials Science, Multidisciplinary)高温ガス炉用被覆燃料粒子のSiC層の腐食を防ぐために、3種類の新形式の被覆層を考案した。基本的考え方は、SiC層の内側に核分裂生成物を捕捉するための被覆層を付加することである。付加する被覆層として、SiCまたは遊離炭素を含むSiCを選定した。新形式被覆層の有効性を確認するために、新形式被覆層の被覆燃料粒子を製造し、炉外試験及び照射試験を実施した。新形式被覆層の有効性を完璧に実証するには追加の照射試験が必要であるが、ここでの試験により、新形式被覆層は、良好な照射健全性を有していること、及びSiC層の腐食を防ぐのに有効であることが明らかになった。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春
JAERI-Research 95-080, 92 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-080.pdf:8.22MB
本報告書は、1993年度1月に実施した照射済BWR燃料を用いた5回目の反応度事故模擬実験であるTS-5について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は117
5cal/g・fuel(ピークエンタルピ984cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。なお、この実験では集合体中の燃料/水比を模した流路管中で燃料のパルス照射を行った。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 94-030, 103 Pages, 1994/03
本報告書は1991年1月に実施した照射済BWR燃料を用いた4回目の反応度事故模擬実験であるTS-4について、実験データをまとめたものである。TS-4実験に使用した試験燃料は、初期濃縮度2.79%であり、日本原子力発電(株)の敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した燃料の燃焼度は26GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、BWRのコールドスタートアップ条件を模擬した大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、公称発熱量は1105cal/g・fuel(ピークエンタルピ894cal/g・fuel)を与えた。その結果、燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-183, 115 Pages, 1993/09
本報告書は、1990年9月に実施した照射済BWR燃料を用いた3回目の反応度事故模擬実験であるTS-3について実験データをまとめたものである。TS-3実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3GWd/tUであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は944cal/g・fuel(ピークエンタルピ884cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
中村 武彦; 吉永 真希夫; 傍島 眞; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 菊池 輝男
JAERI-M 93-006, 101 Pages, 1993/02
本報告書は、1990年2月に実施した照射済BWR燃料を用いた2回目の反応度事故模擬実験であるTS-2について実験データをまとめたものである。TS-2実験に使用した試験燃料は初期濃縮度2.79%であり、敦賀1号炉で照射されたBWR77型燃料棒を短尺化したものである。短尺化に供した実用燃料のバンドル平均燃焼度は21.3Gwd/tであった。NSRRにおける照射実験は、大気圧、室温の静止水冷却条件下で行い、発熱量は725cal/g・fuel(ピークエンタルピ665cal/g・fuel)を与えた。その結果燃料破損は生じなかった。実験条件、実験方法、パルス照射時の燃料の過渡挙動及び照射後検査の結果をまとめて示した。
有金 賢次; 信田 重夫; 藁谷 兵太; 青山 功; 瀬口 忠男; 高橋 秀武
JAERI-M 92-078, 22 Pages, 1992/06
耐放射線性高分子材料ポリエチレン-2,6-ナフタレートを用い、原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、誘導放射能が少なく、射出成形により大量生産でき、JRR-4で最大12時間までの試料照射に用いることができる。この結果、従来アルミニウムキャプセルでしかできなかった数時間の照射が本キャプセルで可能となるとともに、照射後直ちに試料の取り扱いができ、JRR-4における共同利用照射がさらに安全かつ簡便に行えるようになった。本報告は、本キャプセルの開発と照射試験の結果をまとめたものである。
福田 幸朔; 小川 徹; 林 君夫; 塩沢 周策; 鶴田 晴通; 田中 勲; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 金子 光信*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.570 - 581, 1991/06
本研究は高温工学試験研究炉用被覆粒子燃料の開発についてのものである。最初にHTTR燃料の概念について、記述したのち、燃料製造、燃料性能の実証、燃料の異常時安全性についての研究成果を示した。燃料製造においては、流動蒸着についての研究及び二重オーバ・コート法について技術開発を記述した。燃料性能実証では照射下での被覆粒子挙動及びFP放出について示した。安全性では、超高温下での被覆粒子破損及びFP放出に関する研究を記述した。
白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; 福田 幸朔; 鶴田 晴通
JAERI-M 90-144, 64 Pages, 1990/09
高温ガス炉へのトリウム燃料の利用を目標にした照射挙動と健全性の照射試験の結果である。試料は(Th,U)O-TRISO及びBISO粒子とThO-BISO粒子をディスクや燃料コンパクトとして黒鉛中に拘束(bonded)させ、JMTR用キャプセル(3本)で照射した。照射条件は(最高)高速中性子照射量が2.2210
n/cm
(E
0.18MeV)、照射温度1390C、燃焼率7.3%FIMAであった。照射後試験の結果、高温・高燃焼度においても破損、アメーバ効果、SiC層のPd腐食などほとんどみられず、優れた健全性を示した。また燃料成形体(燃料コンパクト)の照射による寸法変化や、照射済の被覆粒子の炉外超高温加熱試験(2300C)などから貴重なデータを得た。なお、拘束粒子と比較するために試料の一部に加えた無拘束(loose)粒子に観察された典型的なアメーバ効果についても考察した。
福田 幸朔; 小林 紀昭; 菊池 輝男; 湊 和生; 林 君夫; 井川 勝市
日本原子力学会誌, 26(1), p.57 - 74, 1984/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.1(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス実験炉設計を参照して製造した被覆粒子燃料をOGL-1で照射し、照射後試験でこれらの燃料の照射特性を調べた。照射後試験では燃料コンパクトの重量及び寸法変化、被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクトや被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクト被覆粒子の表面や内部の照射変化を観察した。この試験での主な結果は次のとおりである。燃料コンパクト寸法収縮と高速中性子照射量との関係が得られたが、寸法収縮に及ぼす照射温度の影響は認められなかった。また燃料コンパクトの重量変化はほとんど認められなかった。被覆粒子の破損については、試験した4体の燃料体のうち、第3次燃料体から取出した燃料コンパクトに高い破損率が認められたが、これはVHTR設計許容値以下であった。他の燃料コンパクトは比較的良好な照射特性を示した。
原山 泰雄; 泉 文男
JAERI-M 9683, 140 Pages, 1981/10
FREC-4Aは原子炉通常運転下の燃料棒の挙動を解析する。燃料棒の挙動はその照射履歴に従って計算される。プログラムは、下部に挿入された初期負荷スプリング(あるいは支持カラー)の効果を含んで、PCMIによって引き起こされる燃料棒全長についての被覆の伸びを計算することに重点がおかれている。FREC-4Aは燃料棒を軸方向にセグメントに分割する。セグメントにおいて、温度、応力と歪は軸対称であり、軸方向の歪は燃料ペレットと被覆のそれぞれについて一定であると仮定する。セグメントはさらに半径方向に同心状リング要素に分割され、二次元軸対称有限要素法が適用され、燃料棒全長についての全体剛性方程式が導かれる。長さに沿った接触力、変位はこの方程式を解くことにより求められる。この報告書は、FREC-4Aの理論と使用マニアルを記載する。
安野 武彦; 宮本 喜晟; 三竹 晋; 新藤 隆一; 荒井 長利; 平野 光将; 鈴木 邦彦
JAERI-M 8400, 222 Pages, 1979/09
この報告は、多目的高温ガス実験炉を照射用炉心として使用する場合の炉心構成、炉心性能ならびに原子炉構造、運転法への要求について検討したものである。実験炉炉心の中央冷却材流量調節領域の7燃料カラムを試験領域とし、そのまわりをドライバー領域として照射用炉心を構成した。この試験領域に置かれた試験燃料体は、大型高温ガス炉に類似した条件で照射できるようになっている。多目的利用システム実証試験と併用した照射用炉心では、試験燃料の燃焼度は約1200日で照射目標の80GWd/tに達するが、出力密度は目標値の約半分である。しかし、原子炉出口冷却材温度を下げた運転、または、ドライバー領域にセミピン型燃料体を使用することによって照射性能が高められ、実験炉を照射ベッドとして有効に利用できることが明らかになった。
山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 逢坂 正彦; 加治 芳行
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料(ATF: Accident Tolerant Fuel)の研究開発が進められている。国内におけるATF開発は、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて共通基盤技術開発を担う原子力機構と、各ATF候補材料の要素技術開発を担うプラントメーカ、燃料メーカのコンソーシアムが、密接に連携協力しながら進めてきている。本講演では、各ATF要素技術の進捗状況報告に先立ち、本邦で進められているATF開発の状況について、国内でのATF開発における原子力機構の役割等の説明を基盤研究の成果を交えながら概要を説明する。
