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論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

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

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$$_{2}$$-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21$$mu$$m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。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

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$$_{2}$$-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。2017年度に実施した模擬のCeO$$_{2}$$-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3から18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

論文

Investigation of irradiated properties of extended burnup TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。

報告書

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

相原 純; 植田 祥平; 後藤 実; 稲葉 良知; 柴田 大受; 大橋 弘史

JAEA-Technology 2018-002, 70 Pages, 2018/06

JAEA-Technology-2018-002.pdf:1.46MB

HTFPコードは、高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。軽微な変更を施したFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで、本報告において軽微な変更を施したFORNAX-Aコードを用い、HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は、HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

PuO$$_{2}$$-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600$$^{circ}$$C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO$$_{2}$$燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。

論文

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$$_{2}$$-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21$$mu$$m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。

報告書

被覆燃料粒子の充填率を高めた高温ガス炉用燃料コンパクトの製作性確認と性能評価

水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

JAEA-Technology 2017-004, 22 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-004.pdf:2.71MB

高温ガス炉の燃料について、被覆燃料粒子の充填率(被覆粒子充填率)を高めた燃料コンパクトの製作性確認と性能評価を行った。被覆粒子充填率33%を目標として、HTTR燃料コンパクトと同様の条件で高充填率の燃料コンパクトを製作した。燃料の健全性を確保する上で重要な検査項目である、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性の測定を行った。高充填率の燃料コンパクトにおいて、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルである8$$times$$10$$^{-5}$$と同程度以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格の4,900Nを上回った。以上の結果より、高充填率の燃料コンパクトについて製作性と性能を確認した。

論文

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

論文

Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel

植田 祥平; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.246 - 252, 2016/11

燃焼度100GWd/t付近で使用する高温ガス炉の新型TRISO燃料の照射性能を調べるため、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉においてキャプセル照射試験が実施された。照射されたTRISO燃料試料は、原子力機構が新たに設計し、HTTR燃料製造技術に基づいて製造されたものである。燃焼度100GWd/tまでの照射により当初予想量を超える核分裂生成物ガスの放出は起こらなかったものと考えられる。加えて、照射済みTRISO燃料の健全性評価と将来のさらなる高燃焼度化に向けた温ガス炉燃料設計の高度化を目的とした照射後試験を計画している。

報告書

FORNAX-Aの応用

相原 純; 植田 祥平; 西原 哲夫

JAEA-Technology 2015-040, 32 Pages, 2016/02

JAEA-Technology-2015-040.pdf:0.83MB

本来のFORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aのプログラムに軽微な変更を施すことによりどのような計算が可能になるか述べたものである。

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

論文

Development plan of high burnup fuel for high temperature gas-cooled reactors in future

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; Blynskiy, P.*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭; 橘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1355 - 1363, 2014/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

小型高温ガス炉(HTGR)HTR50Sの第I期第2ステップの炉心(第2次炉心)のための被覆燃料粒子(CFP)及び燃料コンパクトについて計画と現状を述べた。R&Dのリスクを減らすため、既存の高燃焼度用CFP (HTR50S2型CFP)の仕様をCFPの仕様とした。HTR50S2型CFPは高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトで培った技術に基づいて製造された。HTR50S2型CFPの最初の照射試験を現在実施中である。HTR50S2型CFP中の燃料核の体積割合はかなり小さいので、燃料コンパクトの高充填率化のR&Dもまた必要である。以上に加え、HTR50Sの第II期炉心及び実用高温ガス炉のためのR&D計画の概要も述べた。

論文

Fuel performance under continuous high-temperature operation of the HTTR

植田 祥平; 相原 純; 坂場 成昭; 本田 真樹*; 降旗 昇*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1345 - 1354, 2014/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

商用規模では初の国産高温ガス炉燃料であるHTTR燃料は、被覆燃料粒子の製造時破損ならびに原子炉運転中の追加破損を最小限に抑えるよう策定した燃料設計および安全基準をもとに世界最高レベルの製造品質を達成した。また、HTTR運転中における燃料性能を把握するため、燃料から放出された核分裂生成物ガスの測定およびガス放出挙動のモデル化による高精度な評価手法を開発した。950$$^{circ}$$C・50日間の高温連続運転を含むHTTRの運転時において、燃料からの核分裂生成物ガス放出率は1.2$$times$$10$$^{-8}$$を下回る結果が得られ、国産高温ガス炉燃料の優れた照射性能が実証された。これらの日本のHTTR燃料技術によってGEN-IV・VHTR等の実用型高温ガス炉用燃料を世界に先駆けて実用化できる見通しを得た。

報告書

小型高温ガス炉システムHTR50Sの第I期第1段階の炉心の通常運転時における被覆燃料粒子の健全性の予備的評価

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 井坂 和義; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Technology 2014-009, 29 Pages, 2014/05

JAEA-Technology-2014-009.pdf:3.51MB

日本原子力研究開発機構は50MWtの小型高温ガス炉(HTGR)であるHTR50Sの概念設計を行っている。本稿においては、既存の核熱計算結果を用い、HTR50Sの第I期第1段階の炉心(第1次炉心)の被覆燃料粒子(CFP)の通常運転時の健全性を評価した。高温ガス炉用被覆燃料粒子の通常運転時において起こる現象のうち、破損の原因になり得るものは、CFP内での温度勾配による燃料核の移動、核分裂生成物(FP)であるPdとSiCとの反応によるSiC層の腐食(Pd腐食)、及び被覆燃料粒子内での内圧上昇であると考えられている。本稿においては、これらの現象に対して各々評価を行ったところ、CFPの健全性は維持されると判定された。

論文

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの核分裂生成物放出量計算コードFORNAX-A

相原 純; 植田 祥平; 中川 繁昭; 沢 和弘; 大橋 弘史; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2013-025, 64 Pages, 2014/03

JAEA-Data-Code-2013-025.pdf:2.54MB

FORNAX-Aは、ピン・イン・ブロック型の高温ガス炉燃料からの核分裂生成物(FP)放出量を計算するための計算コードである。本稿は、このFORNAX-Aの概要及び基礎式を説明するものである。FORNAX-Aはフィックの法則に基づいており、通常運転時及び、黒鉛スリーブ・燃料コンパクトの破損(酸化を含む)及び燃料核の溶融を伴わない事故時(核分裂停止,温度上昇等)におけるFP放出量の計算を行うことができる。

報告書

小型高温ガス炉の概念設計,5; 安全設計および安全予備評価

大橋 弘史; 佐藤 博之; 田澤 勇次郎; 相原 純; 野本 恭信; 今井 良行; 後藤 実; 井坂 和義; 橘 幸男; 國富 一彦

JAEA-Technology 2013-017, 71 Pages, 2014/02

JAEA-Technology-2013-017.pdf:3.64MB

原子力機構は、小型高温ガス炉システムの開発途上国等への2030年代の世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とした小型高温ガス炉システムの商用1号機あるいは実証炉と位置づけられるリファレンスの原子炉として、原子炉熱出力50MWtの小型高温ガス炉システム(HTR50S)の概念設計を進めている。安全設計では、早期の建設を目指して、我が国において既に設置許可を取得している高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の内容を基本としながらも、強制循環冷却系の残留熱除去設備である停止時冷却設備の非「工学的安全施設」化による防護の最適化、安全上の機能を有する系統・機器である炉容器冷却設備の受動設備化等を行った。さらに、主要な事故事象として選定した1次冷却設備二重管破断事故、及び蒸気発生器伝熱管破損事故についての安全予備評価を実施し、判断基準を満足することを確認した。本報では、小型高温ガス炉システムの安全設計及び安全予備評価の結果について報告する。

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