Research and development on HTGR fuels and materials utilising WWR-K research reactor

WWR-K研究炉を用いた高温ガス炉燃料及び材料の研究開発

植田 祥平   ; Asset, S.*; 橘 幸男 ; 深谷 裕司   ; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭 

Ueta, Shohei; Asset, S.*; Tachibana, Yukio; Fukaya, Yuji; Gizatulin, S.*; Sakaba, Nariaki

日本原子力研究開発機構(JAEA)とカザフスタン国立核物理研究所(INP)は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組みの中で、WWR-K炉を使用した高温ガス炉(HTGR)燃料と材料の開発を2010年からこれまで行ってきた。本発表では、ISTCプロジェクト、K-1797レギュラープロジェクト、K-2222レギュラープロジェクト、KZ-2514レギュラープロジェクト、K-2080pパートナープロジェクトにおける研究開発について説明する。さらに、JAEAが今後開発を予定している課題についても説明する。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and the Institute of Nuclear Physics (INP) have been being developing the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) fuels and materials by using WWR-K reactor within the framework of International Science and Technology Center (ISTC) since 2010 and so far. In this presentation, R&D in the ISTC Projects, K-1797 regular project, K-2222 regular project, KZ-2514 regular project, and K-2080p partner project are explained. Moreover, future subjects which JAEA is planning to develop are also explained.