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論文

Irradiation performance of HTGR fuel in WWR-K research reactor

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$$^{235}$$U濃縮度10%未満の低濃縮UO$$_{2}$$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。

論文

Properties of tritium/helium release from hot isostatic pressed beryllium of various trademarks

Chekushina, L.*; Dyussambayev, D.*; Shaimerdenov, A.*; 土谷 邦彦; 武内 伴照; 河村 弘; Kulsartov, T.*

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.41 - 45, 2014/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:91.07(Materials Science, Multidisciplinary)

金属ベリリウム(Be)は、低原子番号及び質量、熱中性子に対する低捕獲断面積、良い弾性散乱特性を有していることから、原子炉構造材料として、試験研究炉では減速材や反射材として利用されている。実際、金属Beを用いた原子炉は世界中に多く存在し、原子力開発の初期段階から試験研究炉で多くの金属Beが使用されている。一方、中性子照射場での使用において、金属Beは機械的特性に影響するとともに、核反応により材料中にトリチウムガス等を生成する。本研究は、金属Be製中性子反射体の長寿命化を検討のため、異なった製法の金属Beについて、カザフスタン共和国にあるWWR-K炉を用いて照射試験を行い、TDS法によりトリチウム及びヘリウムの放出特性を調べた。その結果、従来使用されているS-200Fと他の2種類の金属Be(S-65H及びI-220H)の放出挙動が異なることが明らかとなった。

論文

Evaluation of selected grades of beryllium metal as reflector materials for extended lifetime performance

Dorn, C. K.*; 土谷 邦彦; 竹本 紀之; 伊藤 正泰; 堀 順一*; Chekushina, L.*; 波多野 雄治*; Chakrov, P.*; 河村 弘

Proceedings of 6th International Symposium on Material Testing Reactors (ISMTR-6) (Internet), 9 Pages, 2013/10

JMTRは1968年に臨界に達して以来、世界でも有数の材料試験炉である。このJMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRの再稼働の一環として、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討を行っている。長寿命化の検討において、ベリリウムの化学的,核的及び照射特性を把握することが、ベリリウムの材質選定に必要不可欠である。本研究は、3種類の異なった金属ベリリウム(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、未照射における水中での腐食特性などの特性データを取得するとともに、金属ベリリウムの断面積測定カザフスタン共和国のWWR-K炉を用いた照射試験を実施し、生成されるトリチウムやヘリウムの放出挙動評価を行った。本発表では、長寿命化を目指した中性子反射体材料の特性試験結果及び今後の試験計画について報告する。

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