JOPSS:検索結果一覧

論文

Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田祥平; 水田直紀; 深谷裕司; 後藤実; 橘幸男; 本田真樹*; 齋木洋平*; 高橋昌史*; 大平幸一*; 中野正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110419

被引用回数：1 パーセンタイル：11.54(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO $_{2}$ -YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

報告書

被覆燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2.5.2

相原純; 後藤実; 植田祥平; 橘幸男

JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB

Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO $_{2}$ -YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施したCFPを用いる計画である。ZrC層の役割は、酸素ゲッターである。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。

論文

Irradiation performance of HTGR fuel in WWR-K research reactor

植田祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田真樹*; 高橋昌史*; 北川健一*; Chakrov, P.*; 坂場成昭

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した $^{235}$ U濃縮度10%未満の低濃縮UO $_{2}$ 燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。

論文

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田祥平; 角田淳弥; 柴田大受; 相原純; 藤田一郎*; 大橋純*; 永石賢英*; 武藤剛範*; 沢和弘; 坂場成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.11.052

被引用回数：9 パーセンタイル：56.91(Nuclear Science & Technology)

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO $_{2}$ )皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

論文

高温ガス炉燃料の再処理技術

角田淳弥; 植田祥平; 國富一彦; 吉牟田秀治*; 沢和弘

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.546 - 554, 2003/12

https://doi.org/10.3327/taesj2002.2.546

1000 $^{circ}$ C近い高温の核熱が得られる高温ガス炉は、高温から低温まで、さまざまな形態で熱エネルギーの利用が可能で、例えば、ガスタービンによる高効率な発電,クリーンなエネルギー源として有望視されている水素の製造等、原子力エネルギー利用分野の拡大の可能性を秘めている。日本原子力研究所では、高温工学試験研究の中核施設としての役割を担い、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化並びに高温工学に関する先端的基礎研究を目的としたHTTR計画を進めている。高温ガス炉では、燃料として被覆燃料粒子が用いられる。高温ガス炉燃料の再処理には、燃料核を取出す前処理が必要で、前処理技術としてジェットグラインド法を考案した。前処理後はピューレックス法を適用することにより、再処理が可能である。本論文は、高温ガス炉燃料の再処理について記述したもので、黒鉛ブロックの廃棄方法について予備検討を行った結果も併せて示した。

論文

高温ガス炉用被覆粒子燃料の開発とその課題

福田幸朔

日本原子力学会誌, 28(4), p.312 - 317, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.312

被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料開発は、1977年の核不拡散政策による低濃縮化への移行を契約に、新たな時代へと入って行った。現在、世界中で中国も含めて5カ国が高温ガス炉燃料の研究開発を行っているが、これらの国々は全て低濃縮酸化物系被覆粒子燃料を目指している。そこで、本論文(解説)では、この被覆粒子燃料に特有な現象、つまりPdとSiC層との反応, $^{1}$ $^{1}$ $^{0}$ $^{m}$ Ag放出、及び燃料核からの酸素放出に起因するCoガス圧の問題について解説する。

報告書

被覆粒子燃料からの照射中金属FP放出 (74F9J,75F4A,75F5Aスィープガスキャプセル)

小川徹; 福田幸朔; 鹿志村悟; 飛田勉; 伊藤忠春; 喜多川勇; 宮西秀至; 関野甫; 沼田正美; 岩本多實; et al.

JAERI-M 85-041, 48 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-041.pdf:1.33MB

74F9J、75F4A、75F5Aの3本のスィープガスキャプセルで照射した、計9種類のTriso破覆UO $_{2}$ 粒子試料について、キャプセル内部に放出された金属FP量を照射後定量した。照射温度、時間、照射終了時貫通破損割合(EOL)および金属FP放出割合をもとに、個々の試料について主たるFP放出機構を推定した。幾つかの試料については、EPLおよび製造時SiC層破損割合(BOL)では説明できない。多量のCs $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ の放出が認められた。この余剰のCs $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ の放出が認められた。この余剰のCs $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ 放出を、(1)照射による新たなSiC層破損の発生、あるいは、(2)健全なSiC層を通しての拡散放出、の二通りの仮説によって検討した。Ag $^{1}$ $^{1}$ $^{0}$ $^{m}$ はCs $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ を上回る放出割合を示した。その他の金属FPではEu $^{1}$ $^{5}$ $^{7}$ が大きな放出割合を示した。

論文

Research and development of ZrC-coated UO $_{2}$ particle fuel in Japan Atomic Energy Research Institute

小川徹; 井川勝市; 福田幸朔; 鹿志村悟; 岩本多實

Nuclear Fuel Performance, p.163 - 169, 1985/00

ZrC被覆粒子燃料は在来型のSiC-Triso粒子燃料に代わり得る高温ガス炉燃料型である。最外層熱分解炭素(O-PyC)を有さないZrC被覆燃料粒子と、ZrC-Triso被覆燃料粒子の二種類について、これまで、製造・試験を行なってきた。第1世代のZrC被覆燃料粒子はO-PyCを有さなかったために、照射によってやや高い破損率を示した。にもかかわらず、ZrC層の化学的安定性は1870Kを超える高温照射によって実証された。

論文

Release behavior of gaseous fission product from coated fuel particles under irradiation

福田幸朔; 小川徹; 鹿志村悟; 井川勝市; 岩本多實; 山本克宗

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.889 - 902, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.889

被引用回数：2 パーセンタイル：32.83(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用TRISO被覆燃料粒子を2本のスィープガスキャプセルで照射し、照射下でのFPガス放出挙動を調べるとともに、この放出測定をもとに被覆粒子破損率を推定した。この被覆粒子破損率を検証するために、被覆粒子の照射後試験を行い、外観検査での破損率及び酸浸出率を測定した。推定破損率と酸浸出率との一致は1試料を除いて良かった。健全粒子からの放出挙動を解析することにより、LTI-PyC中のクリプトンの拡散係数(炉内値)を求めることが出来た。また1600 $^{circ}$ Cにおける破損粒子からの放出が拡散支配であるのに対し、1400 $^{circ}$ Cにおける健全粒子からの放出が反跳と拡散の両機構に支配されていることを確認した。

報告書

Studies on irradiation behaviors of coated particle fuels

福田幸朔; 岩本多實; 井川勝市

JAERI-M 9071, 50 Pages, 1980/08

JAERI-M-9071.pdf:1.91MB

本報告は原研で行って来た被覆粒子燃料の照射挙動研究の概要をまとめたものであり、以下の項目について記述した。(1)原研における被覆粒子燃料の照射実績、(2)照射キャプセル及びOGL-1燃料の概要、及びこれらの温度、燃焼度、中性子照射量の測定、、(3)照射された被覆粒子の燃料核、P $_{y}$ C層の異方性及び粒子破壊強度に関する結果、(4)低照射したSiC中の $^{1}$ $^{3}$ $^{3}$ Xe, $^{1}$ $^{4}$ $^{0}$ Ba, $^{8}$ $^{9}$ Sr, $^{1}$ $^{4}$ $^{1}$ Ce,及び $^{1}$ $^{0}$ $^{3}$ Ruの拡散係数、(5)OGL-1燃料及びガス・スイープキャプセルによる被覆粒子からのFPガス放出挙動、(6)照射したTRISO被覆粒子中の $^{1}$ $^{3}$ $^{7}$ Cs及び $^{9}$ $^{0}$ Srの濃度分布。

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