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眞田 幸尚; 高村 善英; 卜部 嘉; 土田 清文; 西澤 幸康; 山田 勉; 佐藤 義治; 平山 弘克; 西原 克哉; 伊村 光生; et al.
JAEA-Research 2014-005, 67 Pages, 2014/05
JAEA-Research-2014-005.pdf:52.68MB
ここでは、水底の放射性セシウムの濃度を直接測定し、換算する手法(in-situ測定手法)の開発を行った。本方法は、p-Scannerと呼ばれる水中での使用可能な、プラスチックシンチレーションファイバ検出器を開発し、水底の広い面積を短時間に直接測定することを実現した。また、p-Scannerで得られた計数率は、検出器で値付けされた水中用の
線スペクトロメータと比較測定を行うことにより、湿潤重量当たりの放射性セシウムの濃度(Bq/kg-wet)に換算できるようにした。開発した手法を、福島県内の農業用ため池に適用し、放射性セシウムの濃度分布マップを作成し、本方法の有用性を示した。
安田 淳; 植田 祥平; 相原 純; 石橋 英春*; 沢 和弘
JAEA-Technology 2008-083, 11 Pages, 2009/01
JAEA-Technology-2008-083.pdf:3.14MB
ZrC被覆燃料粒子は、第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉(VHTR)のさらなる高性能化を可能にすると期待されており、原子力機構ではZrC被覆粒子の製造技術開発を行っている。平成19年度は原料粒子として模擬燃料核を用いてZrC-外側熱分解炭素(OPyC)層連続被覆試験を行い、粒子装荷量100gにおいて、厚さ約27
mまでのZrC層と、厚さ約48mまでのOPyCを連続被覆することができた。
相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 本橋 嘉信*
Journal of the American Ceramic Society, 92(1), p.197 - 203, 2009/01
被引用回数：7 パーセンタイル：42.38(Materials Science, Ceramics)ZrC被覆層は原子力機構にて臭化物法で作製された。公称被覆温度は一定に保たれた。公称被覆温度を評価できるようになってからの複数のバッチのZrC層の微細組織をTEMとSTEMで観察し、過去の研究結果も含めて議論した。約1630Kで被覆したZrC粒は配向性を持っていた。この配向性は過去の研究のものとは大きく異なった。また、被覆温度により異なるPyC/ZrC境界の構造が観察された。高温(1769K)被覆の場合、繊維状カーボンがPyC/ZrC境界及び境界近くのポア周辺で観察されたが、低温(1632K)被覆の場合には観察されなかった。
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
被引用回数：58 パーセンタイル：95.62(Materials Science, Multidisciplinary)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15
20%FIMA,照射量6
10
n/m
(E
0.1MeV)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。
植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 茂住 泰寛; 沢 和弘; 湊 和生
表面, 46(4), p.222 - 232, 2008/04
原子力機構では、従来の炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性・化学的安定性等に優れると期待される炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の製造技術及び検査技術の開発を進めている。先行研究から大型化した200gバッチ規模ZrC被覆実験装置を用いたZrC被覆実験を実施し、ZrC層物性と被覆温度,粒子装荷量との相関を取得することで、定比ZrC層の取得に成功した。また、ZrC被覆燃料粒子の品質を評価するうえで重要な、ZrC層厚さ,ZrC層密度,熱分解炭素(PyC)層前処理の検査技術を開発した。今後、装置大型化のため定比ZrC被覆条件データを拡充するとともに、検査精度を高度化し、超高温ガス炉(VHTR)等の革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の実用化に資する。
相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 高山 智生; 沢 和弘; 本橋 嘉信*
Journal of the American Ceramic Society, 90(12), p.3968 - 3972, 2007/12
日本原子力研究開発機構は革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の開発を開始した。本報告はおもに、開発初期におけるZrCと当方性高密度熱分解炭素(PyC)被覆層の微細構造に焦点を当てたものである。ZrC層中の遊離炭素領域はZrC結晶粒界にc面が沿ったような構造をとっているようであった。特にこのような構造をとる遊離炭素層は、ZrC層の機械的強度に加えて核分裂生成物閉じ込め性能を損なうことが予測される。PyC被覆層は中距離秩序を持った非晶質構造をとっていた。
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。
植田 祥平; 相原 純; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘
no journal, ,
超高温ガス炉(VHTR)の実現のためには、より高温のガスを経済性を損なわず安全に取り出すために、炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性等に優れた炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の開発が進捗中である。本技術開発で実施するZrC被覆層の照射挙動の解明を目的としたZrC模擬被覆粒子の照射試験,照射後試験の計画及び燃料評価モデル開発について検討を行った。照射試験については、ZrC層の耐中性子照射特性の把握が最も重要であることから、ZrC被覆実験により製作したZrC模擬被覆粒子を米国オークリッジ国立研究所(ORNL)のHigh Flux Isotope Reactor(HFIR)にて、VHTRにおいて想定される高速中性子照射量(610n/m)まで照射することを第一優先として検討を進めている。照射後試験については、ZrC被覆燃料粒子の破損モデル開発に必要な試験項目として、破壊強度測定試験,金相試験及びSEM観察を最優先で実施することとした。
相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*
no journal, ,
固有の安全性に優れた高温ガス冷却原子炉の経済性向上のため、新型の燃料として、従来のSiC被覆にかわってZrC被覆の技術を、二酸化ウラン燃料の模擬材としてジルコニアを用いて現在開発中である。本講演では、開発途中のZrC被覆層のTEM・STEM観察結果を中心に報告する。観察の結果、遊離炭素相が多い領域と少ない領域が層を成していること,遊離炭素相は結晶粒界に積層面が沿った構造をとりやすいこと、また、ZrC被覆層製造に用いる臭素が偏析していることなどがわかった。
STEM観察相原 純; 植田 祥平; 安田 淳; 石橋 英春; 沢 和弘; 本橋 嘉信*
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)は革新的高温ガス炉のためのZrC被覆燃料粒子の開発を行っている。ZrC被覆層は臭素過程でJAEAで製造されている。本研究では製造開始から2年目のZrC被覆層の微細構造について報告する。1年目については昨年報告した。低温で蒸着したZrC層は高温で蒸着したものよりも遊離炭素が少なかった。遊離炭素が少ないZrC層においてはZrC結晶粒は柱状で、昨年度報告したものとは異なる配向性を持っていた。ZrCの定比性に加えて、PyC/ZrC境界の構造も蒸着温度に依存した。高温で蒸着したZrC層においてはPyC/ZrC境界で繊維状の炭素が観察された一方で、低温で蒸着したZrC層には観察されなかった。
