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植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した
U濃縮度10%未満の低濃縮UO
燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。
菊地 泰二; 石川 和義; 松井 義典; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2004-043, 21 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-043.pdf:2.73MB
JMTRにおける原子炉材料の照射試験は、常に高い精度の照射温度,中性子照射量及び中性子スペクトルを要求されている。一般的な要求は、JMTRの最良な照射孔を選ぶことで対応している。しかし、より正確に行うためには、特殊な機構を持ったキャプセルを製作する必要がある。反射領域の照射の場合、中性子照射量は、キャプセル部品の中性子減衰により、炉心側と反対側では20
30%の差が生じる。この照射量の不均一を緩和するため、サイクル間で遠隔による試料容器を反転させる構造とした。期待する中性子スペクトル(高速中性子/熱中性子の比)を得るために、核計算コードによってカドミウムの厚さを計算した。カドミウムは熱中性子を吸収する材料である。そのため、試料容器外側に必要な厚さのカドミウムめっきを施した。本報告では、反転機構を設けた均一照射キャプセルについて、(1)各種基礎試験,(2)その結果及び(3)実際の照射試験の評価結果について報告する。
菊地 泰二; 山田 弘一*; 齋藤 隆; 中道 勝; 土谷 邦彦; 河村 弘
JAERI-Tech 2004-026, 28 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-026.pdf:2.06MB
トリチウム増殖材の照射試験は、照射試験後に内部のトリチウム増殖材を取り出し、各種照射後試験が実施される。照射試験体を切断する際には、トリチウム増殖材装荷部からはトリチウムガス再放出が考えられること、また、切断時にスイープガス配管内にカナル内の水が流れ込まないようにする必要があることなどから、スイープガス配管を閉止する必要がある。しかしながら、スイープガス配管の閉止に際しては、中性子照射の影響や非常に小さい装荷スペース及び高い密封性能に加えて、簡便な操作方法にする必要があること等の諸要求条件から、既存のバルブやプラグ等を用いることができない。そのため、上記条件に適合する閉止栓を検討する必要がある。本書では、照射試験体切断時にスイープガス配管を閉止するための閉止栓の開発及び実際の照射試験体切断における閉止栓の操作要領について報告する。
飛田 正浩*; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB
軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。
沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義
JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09
JAERI-Research-2001-043.pdf:14.92MB
高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。
沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.55 - 61, 1991/00
HTTR燃料体からの核分裂生成物の放出量を計算する手法を開発した。希ガス及びよう素の放出は、スィープガスキャプセル照射試験で得られた
Krの(R/B)値に基づき計算する。金属性核分裂生成物の放出は、時間依存の拡散及び吸着をモデル化して計算する。これらの計算モデルについて、JMTRで実施されたキャプセル照射試験及びOGL-1燃料体照射試験結果を用いて検証計算を行なった。その結果、計算モデルが妥当であることが示された。
中田 宏勝; 野村 靖; 伊藤 治彦; 荒瀬 功; 村岡 進; 酒井 陽之; 吉田 義雄
JAERI-M 8296, 46 Pages, 1979/07
74F-2Aキャプセルは、JMTRにおいて多目的高温ガス炉用コンパクト状被覆粒子燃料を1600
Cで照射するためのものであったが、照射開始直後原子炉出力が40MWに到達したところでキャプセル内部の温度が急激に上昇するとともに、約1時間後の出力低下時にコンパクトを密封する内筒から核分裂生成ガスが漏洩したため、照射を中止し、原子炉から取り出すこととなったものである。各種の調査・検討の結果、これはコンパクトを収納する黒鉛リーブの温度が、ある特定温度以上になった時、同スリーブ表面に溶射したモリブデンが急激にガスを発生するために生じたものであることが判明した。本報告では、故障時の状況、設計・製作・検査上の観点から検討した結果、解体点検結果、構造材の加熱時ガス発生挙動試験の結果、推定原因と同種キャプセルの対策、などについてのべる。
瑞穂 満; 野村 靖; 清水 正亜; 瀬崎 勝二; 小山田 六郎
JAERI-M 7705, 77 Pages, 1978/06
本報告は「線出力キャブセル計画」の第1弾72F-12Jの実験報告である。燃料試料の照射実験においてその線出力(W/cm)は重要な因子であるが、その評価法は必らずしも確立されていない。「線出力キャプセル計画」はいくつかの評価法を総合的に検討して評価法を確立する事を目的に、部内ワーキングブループによって推進されている。72F-12Jキャブセルでは、低濃縮UO長尺ピン、NaK熱媒体方式のキャブセルについて、(1)Qcal(核計算法)=388W/cm、(2)Qcal(モックアップ実験法)=394W/cm、(3)Q
(熱電対温度法)=388W/cmと良い一致を見た。
鶴野 晃; 鈴木 紘; 田畑 俊夫
日本原子力学会誌, 17(10), p.554 - 558, 1975/10
照射後試験法の一つとしての非破壊検査は、試料の内部の状態を正確に把握することを目的とし、あとに続く試験に有益な情報を提供する。X線ラジオグラフを補うものとして中性子ラジオグラフを使用することは早くから注目されていた。その理由は、第1に熱中性子が鉛,ウランなど重金属を容易に透過すること、第2に間接法を用いることにより照射剤試料からの放射線の影響を除去できることである。我々は原子炉を中性子源とする中性子ラジオグラフを実用化することを考え、ホットセルより照射済試料をキャスクにて原子炉まで運搬し撮影することを試みた。JRR-3中性子ラジオグラフ装置の概要と照射済試料の撮影例ならびに露出条件、解像力について一部実験を行なったので、その結果を報告する。
