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論文

Irradiation test plan of oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

角田 淳弥; 柴田 大受; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

黒鉛は、黒鉛減速・ヘリウム冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRの空気侵入事故時には、TRISO被覆燃料粒子の表面にSiO2が形成され、SiCの酸化は進行せず、核分裂生成物は燃料粒子内に保持される。近年提案された安全性の新しい概念を導入した本質的安全高温ガス炉の安全性を究極に高めるため、耐酸化燃料を炉内黒鉛構造物使用に使用することで、TRISO被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの破損を防ぐことが期待される。黒鉛の表面にSiCを被覆した黒鉛は、耐酸化黒鉛の候補材の一つであり、原子力機構と黒鉛製造メーカ4社は、耐酸化黒鉛開発の共同研究を立ち上げた。また、国際科学技術センターパートナープロジェクトの下、原子力機構とカザフスタン核物理研究所は、耐酸化黒鉛に及ぼす照射の影響の研究を開始した。照射試験に使用する黒鉛を選定するため、耐酸化黒鉛の予備酸化試験を実施した。本報告は、耐酸化黒鉛の予備酸化試験の結果、照射目試験計画、照射試験及び照射後試験計画について述べる。

口頭

高温ガス炉開発に関するカザフスタンとの協力研究,3; 高温ガス炉用耐酸化黒鉛材料の開発に関する協力

柴田 大受; 角田 淳弥; 永田 寛; 斎藤 隆; 土谷 邦彦; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉(HTGR)における空気侵入事故では、被覆粒子燃料の機械的な損傷を避けるため、酸化に対して炉内の黒鉛構造物の形状を維持することが重要である。高温ガス炉のさらなる安全性向上のためには、SiCで表面を被覆した耐酸化黒鉛の開発が重要であり、日本の主要な黒鉛メーカ4社と共同で、耐酸化黒鉛の開発を進めている。日本の技術である耐酸化黒鉛について早期に高温・中性子照射環境下での成立性を明らかにするため、HTGR開発に大きな興味を持っているカザフスタンと協力し、高温での照射試験が可能な核物理研究所(INP)のWWR-K炉を用いた照射試験計画を進めている。照射温度は1200$$^{circ}$$Cを目標とし、照射試験は2014年4月から開始する予定である。カザフスタンでは、将来にHTGRを建設する場合に、本研究で得られた知見を設計に反映することが可能となる。

口頭

Oxidation test of oxidation-resistant graphite manufactured by Tokai Carbon

藤塚 公仁弘*; 近藤 明*; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 福田 敏昭*

no journal, , 

高温工学試験研究炉(HTTR)を含む高温ガス炉(HTGR)及び超高温ガス炉(VHTR)は、高温のヘリウムガスを供給でき、固有の安全性を有している。HTGRの炉内構造物には、微粒等方性黒鉛が使用される。空気侵入事故においては、炉内構造物に耐酸化性を向上させた黒鉛を使用することにより高温ガス炉の安全性をさらに向上することが期待できる。黒鉛の耐酸化性を向上させる一つの手法として、酸化時にSiO$$_{2}$$に変化するSiCを黒鉛の表面に被覆する手法が挙げられる。この手法は、一般的な工業的手法で化学蒸着法(CVD)と呼ばれている。そこで、東海カーボンと原子力機構は耐酸化黒鉛の研究開発を立ち上げた。東海カーボンは黒鉛の表面をSiCで被覆した耐酸化黒鉛を製作し、酸化試験及び酸化前後の表面観察を実施した。さらに、原子力機構はカザフスタン核物理研究所(INP)のWWR-Kを用いた照射試験を実施し、照射後試験が間もなく開始する予定である。本報告では、酸化前後の試験片の重量変化による耐酸化黒鉛の酸化特性を示すとともに、試験片の表面及び断面の観察結果を示す。

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