Study on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110419

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

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U濃縮度10%未満の低濃縮UO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。

Uniaxial-pressure control of magnetic phase transitions in a frustrated magnet CuFeGaO ( = 0, 0.018)

中島 多朗*; 満田 節生*; 高橋 慶一郎*; 吉冨 啓祐*; 増田 一也*; 金子 周史*; 本間 勇紀*; 小林 悟*; 北澤 英明*; 小坂 昌史*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 81(9), p.094710_1 - 094710_8, 2012/09

https://doi.org/10.1143/JPSJ.81.094710

We have investigated effects of applied uniaxial pressure () on magnetic phase transitions in a triangular lattice antiferromagnet CuFeO (CFO) and a slightly Ga-substituted compound CuFeGaO (CFGO) with = 0.018 by spherical neutron polarimetry. In both of CFO and CFGO ( = 0.018), the application of significantly increases the transition temperature from the paramagnetic phase to a collinear incommensurate antiferromagnetic phase. This suggests that the application of breaks equilateral symmetry of the triangular lattice and partially relieves geometrical spin frustration, which generally suppresses long-range magnetic orderings. Thus we demonstrated that uniaxial pressure can be an effective tool to control magnetic phase transitions in frustrated magnets.

Compact ERL linac

梅森 健成*; 古屋 貴章*; 加古 永治*; 野口 修一*; 阪井 寛志*; 佐藤 昌史*; 宍戸 寿郎*; 高橋 毅*; 渡辺 謙*; 山本 康史*; et al.

Proceedings of 14th International Conference on RF Superconductivity (SRF 2009) (Internet), p.896 - 901, 2009/09

将来のERLをもとにしたX線光源実現のための基盤技術確立のためコンパクトERLの建設が計画されている。ビームエネルギーは60200MeVで、電流は100mAである。超伝導空洞は重要な開発項目の1つで入射器と主加速器部分に使われる。入射器における重要項目は300kWの入力カップラーの開発である。またビーム不安定性や冷凍機の負荷を削減するために強力なHOM減衰が主加速器の重要項目である。空洞開発の現状について報告する。

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

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

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

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。

ZrC-TRISO被覆燃料粒子の開発計画とZrC蒸着試験装置の製作

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

JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB

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。

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

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

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

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。

高温工学試験研究炉用被覆燃料粒子製造工程の改良; 臨界安全対策

高橋 昌史; 植田 祥平; 安田 淳*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2001-091, 29 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-091.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、被覆燃料粒子を燃料としている。被覆燃料粒子の製造は、燃料核工程で行われる。燃料核の製造設備のバッチサイズは、4.3kg-Uで、燃料核はいわゆる外部ゲル化法による硝酸ウラニルを用いた湿式工程である。HTTR燃料のU濃縮度は、出力分布を最適化して燃料最高温度を低減化するために、3.4~9.9wt%の計12種類で構成されている。HTTR燃料の製造は、原子燃料工業(株)東海事業所のHTR燃料製造施設において行う。平成11年9月30日に発生したJCO事故の重大さを踏まえ、HTTR燃料製造工程を再度見直すことにした。検討の結果、濃縮度10%の以下のウランを取り扱うHTR製造施設の湿式設備の臨界安全対策として、核的に安全な制限値を超えないよう、取り扱うウラン自体の質量を制限するシステムの設置(インターロックの設置等)を行うこととした。これらの検討結果を踏まえて設備の改造を行い、安全性に十分配慮してHTTR第2次燃料の製造に着手する予定である。

Research and development on HTGR fuel in JAEA

沢 和弘; 相原 純; 植田 祥平; 茂住 泰寛; 加藤 茂*; 高橋 昌史*

no journal, , 

高温ガス炉燃料の分野で、原子力機構は高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトのもと、多くの研究開発を行ってきた。燃料製造技術は、原子燃料工業と挙動開発を行ってきた。燃料性能は材料試験炉に設置されていたOGL-1ループ及びキャプセル照射試験で研究を進めた。現在は、HTTRの運転を通して燃料性能及び核分裂生成物挙動の研究を行っている。高温ガス炉技術の高度化研究として、原子力機構ではTRISO燃料の高燃焼度化及び新型被覆燃料粒子の開発を進めている。本報では、高温ガス炉燃料の研究開発に関するこれまでの経験と現状を報告する。