Advanced concepts in TRISO fuel

湊 和生; 小川 徹

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.5, p.334 - 360, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11688-1

高温ガス炉燃料として、微小燃料核を熱分解炭素及び炭化ケイ素で四重に被覆したTRISO被覆粒子燃料が開発されてきた。ここでは、TRISO被覆粒子燃料の高温での性能向上、核分裂生成物による被覆層腐食の抑制及び核分裂生成物の保持能力の向上、並びに高速中性子体系で使用できる燃料など、種々の先進的な被覆粒子燃料について、燃料概念,製造,検査方法,照射挙動等の結果を体系的にとりまとめた。2012年に刊行されたComprehensive Nuclear Materialsに掲載された同名論文の内容に、その後の研究開発の進展を加筆したものである。

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(5), p.18-00084_1 - 18-00084_9, 2018/10

https://doi.org/10.1299/mej.18-00084

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験; 燃料ピンの破壊試験(共同研究)

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01

JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB

原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。

ZrC-TRISO被覆燃料粒子の開発計画とZrC蒸着試験装置の製作

植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB

被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び線測定を行った。SiC層破損粒子では、Ce、Ru及びSbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、Cs、Cs及びEuのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

Delayed neutron emission measurements from fast fission of U-235 and NP-237

W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00

これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にBCで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。

Review of experimental studies of zirconium carbide coated fuel particles for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔

JAERI-Review 95-004, 26 Pages, 1995/03

JAERI-Review-95-004.pdf:0.95MB

炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子について、燃料粒子の被覆形式、製造、特性評価、燃料挙動、及び核分裂生成物保持能の観点から、現在までの研究成果を調査・整理した。ZrCは、耐熱性に優れた化学的に安定な物質として知られており、Triso被覆燃料粒子の炭化ケイ素(SiC)層に代わり得る候補材である。数々の照射試験、照射後加熱試験、及び炉外実験により、ZrC層はSiC層よりも核分裂生成物や燃料による化学的腐食を受けにくいこと、及びZrC被覆燃料粒子はとくに1600Cを超える高温において、Triso被覆燃料粒子よりも健全性に優れていることが明らかにされている。また、ZrC層は、ルテニウムについてはその保持能がSiC層より劣るものの、セシウムについては優れた保持能があることが確認されている。

Internal flaws in the silicon carbide coating of fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

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

https://doi.org/10.13182/NT94-A34964

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。

Release behavior of metallic fission products from HTGR fuel particles at 1600 to 1900C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90027-V

Triso被覆UO粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、Cs,Cs,Ag,EuおよびEuが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。AgのSiC中の拡散係数はCsの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。