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Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

高温ガス炉用SiC被覆耐酸化黒鉛の照射後試験

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Chakrov, P.*

Shibata, Taiju; Mizuta, Naoki; Sumita, Junya; Sakaba, Nariaki; Osaki, Takashi*; Kato, Hideki*; Izawa, Shoichi*; Muto, Takenori*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Chakrov, P.*

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

Graphite materials are used for the in-core components of High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR). Oxidation damage on the graphite components in air ingress accident is a crucial issue for the safety point of view. SiC coating on graphite surface is a possible technique to enhance oxidation resistance. However, it is important to confirm the integrity of this material against high temperature and neutron irradiation for the application of the in-core components. JAEA and Japanese graphite companies carried out the R&D to develop the oxidation-resistant graphite. JAEA and INP investigated the irradiation effects on the oxidation-resistant graphite by using a framework of ISTC partner project. This paper describes the results of post irradiation experiment about the neutron irradiated SiC-coated oxidation-resistant graphite. A brand of oxidation-resistant graphite shows excellent performance against oxidation test after the irradiation.

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