Study on the effect of long-term high temperature irradiation on TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.net.2022.02.026

In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.

Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

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

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

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。

Irradiation test with silicon ingot for NTD-Si irradiation technology

竹本 紀之; Romanova, N.*; 木村 伸明; Gizatulin, S.*; 斎藤 隆; Martyushov, A.*; Nakipov, D.*; 土谷 邦彦; Chakrov, P.*

JAEA-Technology 2015-021, 32 Pages, 2015/08

JAEA-Technology-2015-021.pdf:3.15MB

日本原子力研究開発機構・照射試験炉センターでは、産業利用拡大の観点からJMTRを活用した中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)法によるシリコン半導体製造を検討している。この検討の一環として、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)との原子力科学分野における研究開発協力のための実施取決め(試験研究炉に関する原子力技術)のもとで、INPが有するWWR-K炉を用いたシリコンインゴット試料の照射試験を行うこととした。まず、シリコン回転装置を製作してWWR-K炉に設置するとともに、シリコンインゴット試料の照射位置における中性子照射場の評価を行うため、フルエンスモニタを用いた予備照射試験を行った。次に、予備照射試験結果に基づき、2本のシリコンインゴット試料の照射試験を行うとともに、照射後の試料の抵抗率等を測定し、試験研究炉を用いた高品位シリコン半導体製造の商用生産への適用性について評価を行った。

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SiO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。

シリコン回転装置の設計、製作及び輸送

木村 伸明; 今泉 友見; 竹本 紀之; 谷本 政隆; 斎藤 隆; 堀 直彦; 土谷 邦彦; Romanova, N. K.*; Gizatulin, S.*; Martyushov, A.*; et al.

JAEA-Technology 2012-012, 34 Pages, 2012/06

JAEA-Technology-2012-012.pdf:12.91MB

原子力機構照射試験炉センターでは、産業利用拡大の観点から材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)を活用した中性子核変換ドーピング(Neutron Transmutation Doping: NTD)法によるシリコン半導体製造を検討している。この検討の一環として、カザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)と原子力機構との原子力科学分野における研究開発協力のための実施取決め(試験研究炉に関する原子力技術)における特定協力課題のうち、シリコン半導体製造に関する技術(STC No.II-4)のもとで、NNC-RKの核物理研究所(INP)にあるWWR-K炉を用いて、高品位シリコン半導体製造のためのシリコン試料の照射試験を行う。本照射試験の実施に先立ち、シリコン試料の照射試験に必要となるシリコン回転装置を原子力機構で製作し、照射試料とともにINP-NNC-RKに輸送した。本報告書は、シリコン回転装置の設計,製作,性能試験及び輸送手続きについてまとめたものである。

Tritium generation in lithium ceramics LiTiO for fusion reactor blanket

Tazhibayeva, I. L.*; Kenzhin, E. A.*; Kulsartov, T. V.*; Kuykabayeva, A. A.*; Shestakov, V.*; Chikhray, E.*; Gizatulin, S.*; Maksimkin, O. P.*; Beckman, I. N.*; 河村 弘; et al.

Questions of Atomic Science and Technology, 2, p.3 - 11, 2008/00

本論文は、カザフスタン国立原子力センターのWWR-K炉で照射した核融合炉用セラミックトリチウム増殖材の照射試験結果について記述されている。本試験は、出力6MWで220日間(5350時間)照射し、20%のLi燃焼した96% Li濃縮LiTiOからのトリチウム放出に関するものである。得られた試験データから、照射したリチウムセラミックスからのトリチウム放出特性が、照射条件や残留トリチウム量に依存していた。この結果より、照射済リチウムセラミックスからのトリチウムの生成・放出に関するメカニズムを提案した。トリチウムの損失やHTOへの結合を評価するとともに、定温時や熱サイクル時における拡散によるトリチウムの放出速度を求めた。

高温ガス炉の実用高燃焼燃料技術の開発; カザフスタンとの国際共同研究

植田 祥平; 柴田 大受; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; 高橋 昌史*; 木下 英昭*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭

no journal, , 

HTTRの約3倍に高燃焼度化した小型モジュール商用高温ガス炉への導入を前提とする高品質な日本製の量産型被覆燃料粒子の開発を目的として、寸法仕様を新たに設定し、国内燃料メーカーと共同で製造技術を確立した。2件の国際科学技術センター(ISTC)レギュラープロジェクトの採択を経て、カザフスタン核物理研究所において照射試験及び照射後試験を行った結果、極めて高い照射性能を確認し、世界に先駆けて高品質な量産型高温ガス炉燃料の高燃焼度化技術を確立した。

Research and development on HTGR fuels and materials utilising WWR-K research reactor

植田 祥平; Asset, S.*; 橘 幸男; 深谷 裕司; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)とカザフスタン国立核物理研究所(INP)は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組みの中で、WWR-K炉を使用した高温ガス炉(HTGR)燃料と材料の開発を2010年からこれまで行ってきた。本発表では、ISTCプロジェクト、K-1797レギュラープロジェクト、K-2222レギュラープロジェクト、KZ-2514レギュラープロジェクト、K-2080pパートナープロジェクトにおける研究開発について説明する。さらに、JAEAが今後開発を予定している課題についても説明する。

高温ガス炉開発に関するカザフスタンとの協力研究,2; 高温ガス炉燃料の照射性能に関する協力研究

植田 祥平; 水谷 義隆; 坂場 成昭; 降旗 昇*; 本田 真樹*; Asset, S.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*

no journal, , 

小型高温ガス炉の開発を国家計画として進めているカザフスタンとの間で、廃棄物量の大幅低減を目指し、燃焼度100GWd/t規模の高燃焼度対応燃料に関するR&Dを進めている。高温ガス炉燃料における燃焼度100GWd/t規模の照射データは、過去に独国や米国などにおいて実績はあるが、商用燃料設備で製造された高品質な燃料データではない。そこでHTTRの運転を通じて確認した、原燃工製被覆燃料粒子の照射データを、カザフスタン核物理研究所(INP)が所有するWWR-K炉を用いて取得する。照射試験は、2012年10月から2014年8月までの予定で、照射温度1050100C、照射日数約400EFPDで目標燃焼度100GWd/tを目指している。2013年5月末現在、約26GWd/tに到達した時点において被覆燃料粒子の追加破損はなく、今後も引き続き燃焼度100GWd/tまでの照射を行い、燃料健全性を確認する。