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。

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07

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。

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.510m,(E0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

Improvements in quality of as-manufactured fuels for high-temperature gas-cooled reactors

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

https://doi.org/10.3327/jnst.34.325

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。

Failure mechanisms of fuel particle coating for high-temperature gas-cooled reactors during the coating processes

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

https://doi.org/10.13182/NT95-A35135

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。

Thermal response of ARIES-I divertor plate to plasma disruption

M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム

Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05

ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。

被覆燃料粒子の製造過程における破損機構

湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔

JAERI-M 86-083, 27 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-083.pdf:2.45MB

高温ガス炉用被覆燃料粒子の製造時の破損率を低減する為に、被覆燃料粒子の製造過程における破損機構について検討した。数千粒の被覆燃料粒子について、X線ラジオグラフ観察、断面組織観察、光学顕微鏡観察などを行なった。その結果、2種類の破損機構がある事が分かった。1つは、IRyC層が破損しているか又はIRyC層のガス透過性が高いと、UO燃料核が炭化する際に生じるCOガスが、SiCの蒸着を妨害し、SiC層破損粒子が出来ると言う機構である。他の1つは、SiC蒸着の際の粒子流動状態が適切でないと、内部に欠陥を持った強度の小さいSiCが被覆され、このSiC層が破損すると言う機構である。また、SiC層破損粒子は、燃料コンパクト成形の際に、貫通破損粒子になりやすい事がわかった。被膜層の破損と粒子のいびつさとの関係は、明らかにはならなかった。

Annual Report of the Fusion Research Center for the Period of April 1,1983 to March 31,1984

堀江 知義

JAERI-M 85-006, 224 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-006.pdf:6.68MB

核融合研究センターにおける昭和58年度の研究開発の現状と成果をまとめた。JFT-2Mの試験運転を完了し第2高調波ICRF加熱実験・LH電流駆動実験を行った。理論に関しては、ベータ限界値の比例則、ICRF加熱の解析を行なった。JT-60の建設は順調に進み、本体据付、電源、制御系の試験等が進められている。NBI装置原型ユニットの性能試験、新イオン源の開発を行った。高周波加熱用クライストロンの開発、JT-60用チタン蒸着装置の性能試験を完了した。LCT用に開発したコイルはオークリッジ研究所の試験装置に据付けられ、実験が開始された。トリチウムプロセス研究棟が完成した。実験炉(FER)およびINTORの設計検討も進められている。

TiCを被覆したJT-60用第一壁材料の開発,I; 技術開発の目標と経過

阿部 哲也; 村上 義夫; 小原 建治郎; 廣木 成治; 中村 和幸; 伊藤 裕*; 溝口 忠憲*; 梶浦 宗次*; 佐川 準基*

真空, 27(5), p.394 - 397, 1984/00

https://doi.org/10.3131/jvsj.27.394

JT-60用TiC被覆第一壁の開発目標と経過について報告する。JT-60ではモリブデンリミタライナおよびインコネル625ライナの表面を20mのTiCで被覆することが決定し、この被覆技術の開発試験を昭和55年度から57年度にかけて行なった。その結果、モリデブン基材に対してはプラズマCVD法(TP-CVD法)、インコネル625基材に対しては、ホローカソード法(HCD-ARE法)によるTiC被覆法を開発した。ここでは、このうち、主として、昭和57年度に行なった実機大基材に対する被覆技術の開発試験内容について報告する。