Fabrication of uniform ZrC coating layer for the coated fuel particle of the very high temperature reactor

植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘

Journal of Nuclear Materials, 376(2), p.146 - 151, 2008/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.02.068

超高温ガス炉(VHTR)は第四世代原子炉システムの最有力候補の一つである。VHTR燃料は、燃焼度約1520%FIMA,照射量610n/m(E0.1MeV)までの安全性能を担保する必要があり、従来のSiC被覆燃料粒子では、これらの厳しい照射条件下での健全性を示す実験データは得られていない。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、SiC被覆層に比べてより高温及びより高い照射下において健全性を保持すると期待される、炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子を開発した。JAEAは新たに2004年から、大型化を目指したZrC被覆技術開発,ZrC被覆層の検査技術開発及びZrC被覆粒子の照射試験を開始した。新規の被覆装置を用いたZrC被覆実験を開始し、被覆温度制御手法の改良により、均質なZrC層の製作に成功した。

ZrC被覆燃料粒子検査手法の検討; SiC被覆燃料粒子に対する検査手法の適用性評価

高山 智生*; 植田 祥平; 相原 純; 安田 淳*; 石橋 英春*; 沢 和弘

JAEA-Research 2007-061, 32 Pages, 2007/09

JAEA-Research-2007-061.pdf:15.93MB

第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉(VHTR)の燃料として、既存のSiC被覆燃料粒子とともにZrC被覆燃料粒子が期待されている。ZrCとSiCの材料特性を比較することにより、ZrC被覆燃料粒子の検査方法にSiC被覆燃料粒子の検査方法が適用できるかについて検討した。SiC被覆燃料粒子の断面組織,被覆層厚さ(SiC層),被覆層密度(SiC層及びO-PyC層),露出ウラン率,SiC層破損率の各検査における支配的な因子として、SiCの硬さ,X線吸収係数,密度,耐酸化性,化学的安定性を抽出した。また、上記手法のZrC被覆燃料粒子への適用性を検討し、被覆層密度(ZrC層及びO-PyC層),ZrC層破損率の検査については、SiC被覆燃料粒子の検査方法を適用困難であり、今後解決すべき課題であることを示した。

Fabrication and characterization of Li-enriched LiTiO pebbles by wet process

土谷 邦彦; 星野 毅; 河村 弘; 高山 智生*

Journal of the Ceramic Society of Japan, Supplement, Vol.112, No.1 (CD-ROM), p.S183 - S186, 2004/05

核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料としてチタン酸リチウム(LiTiO)微小球が、良好なトリチウム回収性,化学的安定性の観点から、候補材料として注目されている。核融合炉ブランケット開発の一環として、材料試験炉を用いたLiTiO微小球の照射試験を計画している。そのため、湿式法によりLi濃縮LiTiO微小球を製作するとともに、その特性評価を行った。その結果、本法により、ほぼ同じ微細構造(焼結密度,結晶粒径等)を有するTiO添加LiTiO微小球と無添加LiTiO微小球が開発でき、その真球度は1.1以下であった。また、製作したLi濃縮LiTiO微小球について、水素還元速度,圧壊強度等の化学的特性や機械的特性を評価した。