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論文

Investigation of irradiated properties of extended burnup TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。

論文

Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

柴田 大受; 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.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11

高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E$$>$$0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{-2}$$、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.2$$times$$10$$^{24}$$/m$$^{-2}$$であった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。

論文

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。

報告書

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。

論文

Development plan of high burnup fuel for high temperature gas-cooled reactors in future

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; Blynskiy, P.*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭; 橘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1355 - 1363, 2014/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

小型高温ガス炉(HTGR)HTR50Sの第I期第2ステップの炉心(第2次炉心)のための被覆燃料粒子(CFP)及び燃料コンパクトについて計画と現状を述べた。R&Dのリスクを減らすため、既存の高燃焼度用CFP (HTR50S2型CFP)の仕様をCFPの仕様とした。HTR50S2型CFPは高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトで培った技術に基づいて製造された。HTR50S2型CFPの最初の照射試験を現在実施中である。HTR50S2型CFP中の燃料核の体積割合はかなり小さいので、燃料コンパクトの高充填率化のR&Dもまた必要である。以上に加え、HTR50Sの第II期炉心及び実用高温ガス炉のためのR&D計画の概要も述べた。

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

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SiO2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。

報告書

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。

報告書

Status of international cooperation in nuclear technology on testing/research reactors between JAEA and INP-NNC

河村 弘; Chakrov, P.*; 土谷 邦彦; Gizatulin, S.*; 竹本 紀之; Chakrova, Y.*; 木村 明博; Ludmila, C.*; 谷本 政隆; Asset, S.*; et al.

JAEA-Review 2011-042, 46 Pages, 2012/02

JAEA-Review-2011-042.pdf:2.69MB

カザフスタン共和国の国立原子力センター(NNC)と日本原子力研究開発機構(JAEA)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)に基づき、4項目の特定協力課題を2009年6月から実施している。4つの特定協力課題は、(1)中性子照射場における計測機器の国際標準化、(2)RI製造に関する照射技術、(3)試験研究炉で使用するベリリウム製反射体の長寿命化、及び(4)シリコン半導体製造に関する技術であり、情報交換、人員派遣及び共同実験を行っている。本報告書は、これら4つの協力課題についてWWR-K炉を用いた照射技術開発の現状と今後の計画についてまとめたものである。

論文

Tritium generation in lithium ceramics Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ 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$$^{6}$$Li燃焼した96% $$^{6}$$Li濃縮Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$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。

口頭

Collaboration of JAEA and NNC for Kazakhstan project on high-temperature gas-cooled reactor

中塚 亨; Levin, A. G.*; 植田 祥平; Gizatulin, S.*; 橘 幸男; Kolodeshnikov, A.*; 坂場 成昭; Chakrov, P.*; 國富 一彦; Vassiliev, Y. S.*; et al.

no journal, , 

電気出力300MWeに満たない小型高温ガス炉は、都市部や郊外のみならずカザフスタンのような新興国における配電インフラが未発達な地域へのエネルギー供給が可能な原子炉である。2007年に日本原子力研究開発機構(JAEA)とカザフスタン国立原子力センター(NNC)は、カザフスタンにおける高温ガス炉導入の早期実現に向け、原子力に関する研究開発協力を開始するとともに、高温工学試験研究炉(HTTR)技術に基づくカザフスタン高温ガス炉(KHTR)計画への支援を開始した。2010年に、JAEAは国内重工メーカー等と構成する日本チームと共同で、NNCのKHTRの概念検討の準備を支援するため、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度750$$^{circ}$$Cの蒸気タービン発電KHTRシステムの概念設計を開始した。

口頭

高温ガス炉開発に関するカザフスタンとの協力研究,3; 高温ガス炉用耐酸化黒鉛材料の開発に関する協力

柴田 大受; 角田 淳弥; 永田 寛; 斎藤 隆; 土谷 邦彦; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉(HTGR)における空気侵入事故では、被覆粒子燃料の機械的な損傷を避けるため、酸化に対して炉内の黒鉛構造物の形状を維持することが重要である。高温ガス炉のさらなる安全性向上のためには、SiCで表面を被覆した耐酸化黒鉛の開発が重要であり、日本の主要な黒鉛メーカ4社と共同で、耐酸化黒鉛の開発を進めている。日本の技術である耐酸化黒鉛について早期に高温・中性子照射環境下での成立性を明らかにするため、HTGR開発に大きな興味を持っているカザフスタンと協力し、高温での照射試験が可能な核物理研究所(INP)のWWR-K炉を用いた照射試験計画を進めている。照射温度は1200$$^{circ}$$Cを目標とし、照射試験は2014年4月から開始する予定である。カザフスタンでは、将来にHTGRを建設する場合に、本研究で得られた知見を設計に反映することが可能となる。

口頭

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1050$$pm$$100$$^{circ}$$C、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。

口頭

高温ガス炉燃料の照射性能に関するカザフスタンとの協力研究

植田 祥平; 相原 純; 角田 淳弥; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

no journal, , 

100GWd/t規模の高燃焼度で使用可能な新設計の高温ガス炉(HTGR)燃料の照射性能を把握するため、カザフスタン核物理研究所(INP)が所有するWWR-K炉を用いたキャプセル照射試験を実施した。本報では、照射中に燃料から放出される核分裂生成物(FP)の放出率データにもとづく燃料の健全性評価の結果ならびに照射後試験の計画を報告する。

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