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植田 祥平; 飛田 勉*; 沢 和弘; 富本 浩; 小澤 太教; 猪井 宏幸; 梅田 政幸
JAEA-Research 2008-096, 34 Pages, 2009/01
高温ガス炉運転中における燃料体の温度測定を目的として温度モニターの開発を行っている。温度モニターは、融点の異なる合金製ワイヤーを石英管に封入したもので、22種類の温度モニターにより温度6001400Cを測定範囲としている。温度モニターの照射特性を調べるため、JMTRでキャプセル照射を実施し、照射後試験としてX線ラジオグラフ,EMPA観察を行った。照射後試験の結果、開発した温度モニターは、照射温度が1100C以下なら90日程度、50日以下であれば照射温度13001350Cまでは使用可能と推定された。
井上 多加志; 花田 磨砂也; 柏木 美恵子; 西尾 敏; 坂本 慶司; 佐藤 正泰; 谷口 正樹; 飛田 健次; 渡邊 和弘; 発電実証プラント検討チーム
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1291 - 1297, 2006/02
被引用回数:11 パーセンタイル:60.27(Nuclear Science & Technology)核融合発電実証プラント用中性粒子入射装置(NBI)について、発電実証炉で要求される性能を議論し、その実現への技術課題を検討した。大型プラズマの加熱・電流駆動を担う発電実証プラントのNBIは、これまで以上の高効率,高エネルギー,高信頼性・長寿命化が要求される。加速器には、高効率・高エネルギーの点から、静電加速方式の選択が現実的である。放射線環境での運転を考慮すると真空絶縁が不可欠であり、その設計ガイドラインから、ビームエネルギー1.52MeVが可能であることを示した。負イオン源の信頼性向上,長寿命化ためには、従来の大電流・高電流密度負イオン生成技術に立脚した、フィラメントレス・セシウムフリー負イオン源の開発が必要である。さらに、NBIシステムの効率を決める中性化方式については、従来のガス中性化(効率60%)では要求性能を満足し得ず、中性化効率80%以上のプラズマ中性化等が必要となる。最近、高効率・連続運転の可能な高出力半導体レーザーが製品化されており、これを用いて中性化効率90%以上を実現するレーザー中性化セルの概念を提案する。
植田 祥平; 江森 恒一; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 黒羽 操; 石井 太郎*; 沢 和弘
JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11
高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10Bq/cm以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm以下であった。Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約210、定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
沢 和弘; 飛田 勉*
Nuclear Technology, 142(3), p.250 - 259, 2003/06
被引用回数:13 パーセンタイル:64.66(Nuclear Science & Technology)照射健全性を補償するためにHTTRの最高燃焼度は3.6%FIMAに制限されている。燃焼度を延長した場合の燃料挙動を検討するために、照射試験を行った。被覆燃料粒子のバッファ層とSiC層は5%FIMAを超えても健全性を保てるよう厚く設計した。これらの燃料コンパクトは、ORNLのHFIRと原研のJMTRのキャプセルで独立に照射した。放出率の測定値と計算値の比較から、両方の照射試験中に追加の破損が生じたことがわかった。内圧破損モデルでは、照射末期においても健全粒子のSiC層には引張応力は作用せず、破損は生じないと評価された。考えられる破損機構として、製造時のSiC層破損粒子の貫通破損又は加速照射による過度の内圧上昇が考えられるが、さらに検討が必要である。
植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11
被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。
植田 祥平; 飛田 勉*; 高橋 昌史*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。
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
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。
猪 博一*; 植田 祥平; 鈴木 紘; 飛田 勉*; 沢 和弘
JAERI-Tech 2001-083, 46 Pages, 2002/01
本報は、高温照射試料取扱設備(使用済燃料検査室(I))の設計条件及び設計結果をこれらの主要な設備ごとにまとめたものである。高温照射試料取扱設備は、同じ建家内にあるHTTRで照射を行った使用済燃料,高温照射試料を対象として検査及び照射後試験の一部を行う小型のセルである。本設備は既設の高温工学試験研究炉(HTTR)原子炉建家内の限られたスペースに追設するものであり、取合条件を考慮して限られたスペースを有効に利用できるよう設計した。本設備は3つのセルで構成され、主要な設備として使用済燃料等からの中性子線及び線を遮蔽するための遮蔽体,換気空調装置,試料の取扱に用いる内装機器等がある。今後、本設備及び大洗研究所のホットラボを利用してHTTR燃料・材料の照射後試験を実施し、高温ガス炉技術基盤を確立するとともに、長期的にはHTTRにおける照射試験・照射後試験を通じて、要素技術の開発,先端的基礎研究を行っていくこととしている。
沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義
JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09
高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 飛田 勉*; 斎藤 隆; 湊 和生; 高野 利夫; 関野 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.403 - 410, 2001/06
被引用回数:7 パーセンタイル:48.68(Nuclear Science & Technology)HTTRの初装荷燃料は日本初の大量生産による高温ガス炉燃料であるため、その品質を慎重に調べる必要がある。そこで、製造時関連の品質管理の他に、運転中の燃料の健全性を確認するための試験を原研において行った。試験は(1)SiC層破損率確認試験,(2)照射後燃料加熱試験及び(3)加速照射試験より成る。製造時のSiC層破損率確認測定では、製造過程のSiC層破損率測定に加え、原研がSiC層破損率を測定し、測定値が95%信頼限度内で一致することを確認した。燃料コンパクトの照射後加熱試験を行い、加熱した燃料コンパクト内に破損粒子がないことを確認した。Csの拡散係数の測定値は、従来の試験燃料と同等以上の保持能力であることを示した。さらに、製造した燃料の加速照射試験を行い、HTTRにおける最大燃焼度33GWd/tの約2倍まで破損が生じていないことがわかった。今後実施する予定の照射後試験計画についても述べた。
沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘
JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10Bq/cm以下であった。また、1次冷却材中のKr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによるKr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。
沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; 飛田 勉*; 湊 和生
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 11 Pages, 2001/00
高温ガス炉ではバッファ層、高密度熱分解炭素層及び炭化ケイ素層からなるTRISO型被覆粒子を燃料としている。高温ガス炉燃料の安全設計で、1次冷却材中への放出が許容値を超えないよう核分裂生成物を閉じ込めることが重要であり、運転中の著しい燃料破損を防止することを基本としている。高燃焼度下における燃料挙動を研究するため、原研の材料試験炉及び米国のHFIRにて照射試験を行った。照射燃料は5~10%FIMAまで健全性を維持できるよう、バッファ層及びSiC層を厚くした。両試験ともに、照射中に破損が検出された。照射中の内圧破損挙動を評価した結果、健全粒子のSiC層には引張応力は発生せず、燃料コンパクトのプレス時に発生したSiC層に欠陥のある粒子が照射により貫通破損に至ったと考えられる。
及川 聡洋; 牛草 健吉; Forest, C. B.*; 根本 正博; 内藤 磨; 草間 義紀; 鎌田 裕; 飛田 健次; 鈴木 慎悟*; 藤田 隆明; et al.
Nuclear Fusion, 40(3Y), p.435 - 443, 2000/03
被引用回数:41 パーセンタイル:75.03(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60UにおいてNNBの加熱、電流駆動特性の研究を行った。ビーム粒子の電離過程が多段階電離モデルで説明できることを実験的に示した。また、プラズマ平衡解析からプラズマ内部での電界分布を求め、NNB駆動電流分布を同定した。理論予測とおりの中心ピークした分布であることがわかり、駆動電流量は0.6MAに達した。また電流駆動効率が、ビームエネルギー及び電子温度とともに増大することを明らかにした。また、NNB加熱が主体(70%)で、Hモード遷移が得られることを確認した。このときELMy中でHファクター1.64を、電子温度がイオン温度より高い条件で得た。電流駆動、加熱の両面で、将来のトカマク型核融合炉においてNNBが適用可能であることを明らかにした。
沢 和弘; 飛田 勉*; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 小田 耕史*; 渡海 和俊*
JAERI-Tech 99-077, p.41 - 0, 1999/11
高温ガス炉では、直径500~600m程度の燃料核をセラミックスで多層被覆した球状の粒子を燃料として使用している。ピン・イン・ブロック型燃料では、黒鉛スリーブの中に被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトを装填するが、燃料コンパクト外面と黒鉛スリーブ内面間のギャップにより燃料温度が上昇し、燃料健全性確保の観点から原子炉出口冷却材温度及び燃焼度等の性能向上を制限する原因の一つとなっている。被覆燃料粒子及び燃料コンパクト自身を酸化から保護できる燃料コンパクトを開発することにより、高温ガス炉の性能向上が可能になる。そこで、耐酸化機能を有するピン・イン・ブロック型燃料コンパクトの概念を提案し、製作性及び耐酸化性に関する予備的な検討を行った。本報は、試作及び酸化試験の結果について示すものである。
沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08
被引用回数:32 パーセンタイル:88.99(Nuclear Science & Technology)日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ210及び810と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。
及川 聡洋; 牛草 健吉; Forest, C. B.*; 根本 正博; 内藤 磨; 草間 義紀; 鎌田 裕; 飛田 健次; 鈴木 慎悟*; 藤田 隆明; et al.
Fusion Energy 1998, Vol.2, p.551 - 558, 1998/10
JT-60Uにおいて、負イオン源NB(以下NNB)の加熱、電流駆動特性の研究を行った。NNBパワーのプラズマへの吸収を理解する上で基本となるビーム粒子の電離過程は、高ビームエネルギー、高密度において多段階電離過程の寄与が大きく、理論モデルが適用できることを実験的に示した。プラズマ平衡解析からプラズマ内部の電界を求め、NNB駆動電流分布を同定した。全駆動電流量は0.6MAまで到達したことを示した。また電流駆動効率は電子温度と共に増大することを明らかにし、トカマク炉において必要とされる電流駆動効率に到達する見込みを示した。加熱パワーの大部分がNNBによる電子加熱である場合にも、Hモード遷移が得られることを明らかにした。
沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 佐藤 政四; 齋藤 賢司; 飛田 勉*
JAERI-Research 98-016, 34 Pages, 1998/03
HTTRの燃料設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は充分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。燃料粒子の被覆層は短半減期の希ガスをほぼ完全に閉じこめることができるため、短半減希ガスは、主に貫通破損粒子及び燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランから放出される。HTTR初装荷燃料の製造時の露出ウラン率及びSiC層破損率の測定結果及びHTTRの運転条件に基づいて貫通破損率及びKrの放出率を解析的に評価する方法を開発した。その結果、(1)運転中に製造時SiC層破損粒子の一部が内圧により貫通破損に至ること、(2)放出は汚染ウランからの寄与でほとんど決まり、運転に伴う貫通破損率の増加を考慮しても、末期の放出率が10を下回ることを予測した。
沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 飛田 勉*; 佐藤 政四
JAERI-Research 97-036, 23 Pages, 1997/05
短半減期希ガスは主に被覆層が破損した燃料粒子から放出されるため、1次冷却材中の希ガス濃度は燃料粒子の被覆層破損率を反映する。希ガス濃度から運転中の燃料挙動を推定する方法を検討した。HTTRの1次冷却材中の放射能濃度を測定し、燃料からの希ガス放出率(R/B)値を求め全炉心又は高温プレナム領域毎の破損率を評価するモデルを開発した。最近の製造実績によると貫通破損率は極めて小さくなっているため、運転中の破損率を精度良く推定するためには、バックグラウンドとなる燃料コンパクトの汚染ウランからの放出率をできるだけ正確に評価する必要がある。本報ではHTTRの冷却系に設置される放射能測定装置を用いて運転中の燃料破損率を推定する方法を示すとともに、汚染ウラン及び破損粒子を含む燃料コンパクトからの希ガス放出モデルについて述べる。
沢 和弘; 湊 和生; 飛田 勉*; 福田 幸朔
Nuclear Technology, 118(2), p.123 - 131, 1997/05
被引用回数:1 パーセンタイル:14.48(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)では被覆粒子を燃料として用いる。最近の被覆粒子は、球状燃料核の外側に低密度熱分解炭素(PyC)、高密度PyC、SiC、最外層PyC層を被覆した四重被覆型燃料である。セシウム(Cs)は通常運転時に移動しやすく、事故時に環境に放出される可能性があるため、HTGRの安全及び遮蔽設計において重要な金属状核分裂生成物である。本研究では、燃料粒子からのCs放出モデルを照射試験結果と比較することにより検討した。試験では、貫通破損粒子を模擬した人工欠陥粒子、製造時SiC層被覆粒子、健全粒子が照射された。Csの放出率をより精度良く評価するために、照射試験との比較を通してモデルの改良を行った。さらに、高温工学試験研究炉用燃料と同様の方法で製造されスィープガスキャプセルで照射された燃料コンパクトからのCs放出率について計算値との比較を行い、改良モデルがCs放出率を精度良く予測できることが分かった。
飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生
JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03
破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び線測定を行った。SiC層破損粒子では、Ce、Ru及びSbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、Cs、Cs及びEuのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。