原子力用黒鉛・炭素材料

Graphite and carbon materials for nuclear reactor

柴田 大受 ; 角田 淳弥 ; 石原 正博 ; 伊与久 達夫; 沢 和弘

Shibata, Taiju; Sumita, Junya; Ishihara, Masahiro; Iyoku, Tatsuo; Sawa, Kazuhiro

黒鉛,炭素材料は、原子力分野(核分裂炉)においては、黒鉛減速炭酸ガス冷却炉(マグノックス炉),改良型ガス冷却炉(AGR),高温ガス炉(HTGR),超高温ガス炉(VHTR)などの主要な炉内構造物の材料として用いられている。本報は、黒鉛,炭素材料の高温ガス炉への利用について、高温工学試験研究炉(HTTR)を例にとり解説したものである。HTTRでは、黒鉛構造物はその機能及び交換の可能性を考慮して炉心黒鉛構造物と炉心支持黒鉛構造物とに分類されており、黒鉛構造設計方針で設計上の要求が定められている。HTTRの炉内黒鉛構造物の製作にあたり、設計方針で定められた材料の特性を保証するため黒鉛検査基準を定めている。HTTRの炉心黒鉛構造物の設計用データでは、中性子照射に対する材料特性の変化を考慮することが規定されている。今後、VHTRの黒鉛構造物の研究開発については、中性子照射による黒鉛材料の特性変化を適切に評価し、黒鉛構造物の長期利用を実現することが重要である。また、炭素材料については、VHTR炉内の高温での使用条件を考慮して、C/C複合材料製の制御棒要素の開発が重要な課題である。

In nuclear energy field (fission reactors), graphite and carbon materials are used for core components in Gas Cooled Reactor (Magnox reactor), Advance Gas-cooled Reactor (AGR), High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) and Very High Temperature Reactor (VHTR). This paper explains the application of the graphite and carbon materials to the core components in the HTGR taking the application in High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) as an example. The graphite components are categorized into core components and core support components considering safety features and the possibility of replacement, and the safety requirements for the component design are decided in the graphite structural design code for the HTTR. The inspection standard of graphite was established to assure the properties of the graphite required in the graphite structural design code. Neutron irradiation effects on the core graphite components should be considered in the design data. For the R&Ds on the VHTR graphite components, it is important to evaluate the neutron irradiation effects and to extent their lifetime. For the carbon materials, the development of control rod elements with C/C composite is an important subject for the VHTR with high temperature in-core condition.