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湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 金子 光信*; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 富本 浩*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(3), p.325 - 333, 1997/03
被引用回数：16 パーセンタイル：75.78(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用燃料の製造時の被覆層破損率を低減するために、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆燃料粒子の被覆層の破損機構を明らかにした。その結果をもとに、被覆工程では、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆の途中段階で粒子の取り出し及び装荷を行わない工程に改めた。燃料コンパクトの製造工程では、オーバーコート粒子をプレス成型する際の温度及び速度の条件を最適化した。これらの燃料製造工程の改良により、燃料の品質は、著しく向上した。
湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 北村 昶*; 金子 光信*
Nuclear Technology, 111, p.260 - 269, 1995/08
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)燃料粒子の被覆層破損率を低減するために、被覆工程における被覆層の破損機構を調べた。各被覆段階の粒子を検査し、2種類の炭化ケイ素(SiC)層破損粒子があることがわかった。燃料核が部分的に炭化したSiC層破損粒子は、内側高密度熱分解炭素層が破損していると、SiC蒸着中に化学反応により生成されると考えられる。健全な燃料核のSiC層破損粒子は、SiC層被覆後の粒子を被覆装置から取り出す際に、機械的衝撃により生成されると考えられる。粒子の流動状態の制御および被覆の途中段階での粒子の取り出し装荷を行わない工程の採用により、被覆工程を改良した。
湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 北村 昶*; 金子 光信*
Nuclear Technology, 106, p.342 - 349, 1994/06
被引用回数：15 パーセンタイル：77(Nuclear Science & Technology)被覆粒子SiC層の外観検査において、SiC層の内部欠陥が金色または白色の斑点として観察された。この欠陥は、SiCの化学蒸着中に周方向に形成されたポアを含んだSiCであった。これらの欠陥は、被覆粒子の機械的健全性および拡散障壁としての機能に影響すると考えられるので、排除しなければならない。系統的に選択した条件のもとでのSiCの蒸着実験を実施し、その結果、被覆中の粒子の流動状態が欠陥の生成に最も深く関わっていることが明らかになった。粒子の流動状態を適切に制御することにより、SiC層に内部欠陥をもたない被覆燃料粒子を、量産規模装置において、製造できるようになった。
小林 紀昭; 塩沢 周策; 林 君夫; 沢 和弘; 佐藤 貞夫; 福田 幸朔; 金子 光信*; 佐藤 努*
JAERI-M 92-079, 75 Pages, 1992/06
高温工学試験研究炉(HTTR)は被覆燃料粒子を基本とした燃料を使用しており、その検査基準は作成されていなかった。このため、米国、ドイツ及び国内で実施している高温ガス炉燃料の検査を参考にし、また研究所内外の専門家の協力を得てHTTRの燃料検査基準を作成した。この検査基準では検査用試料の抜取基準も合せて定めた。本報告書は、HTTR燃料の検査基準、抜取検査基準及びそれらの解説をまとめたものである。
福田 幸朔; 小川 徹; 林 君夫; 塩沢 周策; 鶴田 晴通; 田中 勲; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 金子 光信*
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(6), p.570 - 581, 1991/06
本研究は高温工学試験研究炉用被覆粒子燃料の開発についてのものである。最初にHTTR燃料の概念について、記述したのち、燃料製造、燃料性能の実証、燃料の異常時安全性についての研究成果を示した。燃料製造においては、流動蒸着についての研究及び二重オーバ・コート法について技術開発を記述した。燃料性能実証では照射下での被覆粒子挙動及びFP放出について示した。安全性では、超高温下での被覆粒子破損及びFP放出に関する研究を記述した。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.
日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09
高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950
Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。
