ZrC被覆粒子の照射試験・照射後試験及びモデル開発計画

Plans for irradiation, post-irradiation examination and modeling of zrc coated particle

植田 祥平   ; 相原 純 ; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘

Ueta, Shohei; Aihara, Jun; Yasuda, Atsushi; Ishibashi, Hideharu; Sawa, Kazuhiro

超高温ガス炉(VHTR)の実現のためには、より高温のガスを経済性を損なわず安全に取り出すために、炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性等に優れた炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の開発が進捗中である。本技術開発で実施するZrC被覆層の照射挙動の解明を目的としたZrC模擬被覆粒子の照射試験,照射後試験の計画及び燃料評価モデル開発について検討を行った。照射試験については、ZrC層の耐中性子照射特性の把握が最も重要であることから、ZrC被覆実験により製作したZrC模擬被覆粒子を米国オークリッジ国立研究所(ORNL)のHigh Flux Isotope Reactor(HFIR)にて、VHTRにおいて想定される高速中性子照射量(610n/m)まで照射することを第一優先として検討を進めている。照射後試験については、ZrC被覆燃料粒子の破損モデル開発に必要な試験項目として、破壊強度測定試験,金相試験及びSEM観察を最優先で実施することとした。

Developments of the technology for Zirconium Carbide (ZrC) coated fuel particle, which is one of candidates as Very High Temperature gas-cooled Reactor (VHTR) fuels, are on the progress. The following studies were carried out to investigate the irradiation performance of ZrC coating layer; a irradiation test, post irradiation examinations with ZrC coated dummy particle and fuel performance modeling for fuel and safety design. For the irradiation test, it can be said that the performance of ZrC coating layer against neutron irradiation is the most important. In this viewpoint, irradiation test will be carried out by High Flux Isotope Reactor (HFIR) in Oak Ridge National Laboratory (ORNL), and irradiation condition should be settled over 610n/m of fast neutron flux, as much as that of VHTR condition. For post irradiation examinations, failure integrity measurement, ceramography and SEM observation should be carried out to develop fuel failure model of ZrC coated fuel particles.