HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方

青木 健; 清水 厚志; 飯垣 和彦; 沖田 将一朗; 長谷川 武史; 水田 直紀; 佐藤 博之; 坂場 成昭

JAEA-Technology 2022-011, 60 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-011.pdf:2.08MB

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉による大量かつ安価なカーボンフリー水素製造技術の実用化を目指し、世界最高の原子炉出口冷却材温度950Cを達成した高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画している。HTTR-熱利用試験では、原子力規制委員会からの設置変更許可取得を通じて、高温ガス炉と水素製造施設の接続に関し、高い安全性を実現する安全設計を確立することが求められている。そこで、HTTR安全設計をベースに、施設の変更や水素製造施設の接続に伴い安全設計上新たに考慮すべき事象に対する対策を考慮し、HTTR-熱利用試験施設の安全設計の考え方を検討した。検討に当たっては、原子炉安全の観点からの十分な安全性を確保することを大前提としつつ、水素製造施設に対して、高圧ガス災害に対する安全確保の多くの実績を有する一般産業法規を適用することを基本方針とした。本報では、水素製造施設への高圧ガス保安法適用に係る合理性や条件、HTTR-熱利用試験施設の安全機能の重要度分類や耐震設計上の重要度分類、重要安全施設の選定、原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の考え方に関する検討結果を報告する。

Influences of the ZrC coating process and heat treatment on ZrC-coated kernels used as fuel in Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.107 - 116, 2021/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1806137

再処理Pu量低減のより安全な方法としてPu燃焼高温ガス炉の概念が提案されている。この炉の概念では、超高燃焼度と核拡散抵抗性のためにZrC被覆PuO-YSZ核をTRISO被覆した被覆燃料粒子が採用されている。PuO-YSZ核を模擬したCeO-YSZ核が製造された。CeはPuの模擬物質である。CeO-YSZ核はZrC被覆されてZrC被覆CeO-YSZ核となる。このZrC被覆CeO-YSZ核の微細構造は報告済みである。本報ではZrC被覆していないCeO-YSZ核の微細構造を報告した。ZrC被覆していないCeO-YSZ核の表面を含む領域ではZrが多い結晶粒とCeが多い結晶粒の両方が密に分布していた。一方、ZrC被覆したCeO-YSZ核においては、CeO-YSZ核の表面付近は多孔質であり、主にZrが多い結晶粒から成っていた。以上により、ZrC被覆中にCeO-YSZ核表面付近のCeが多い結晶粒は腐食され、Zrが多い結晶粒はほとんど腐食されなかったことが確認された。

Conceptual design study of a high performance commercial HTGR for early introduction

深谷 裕司; 水田 直紀; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 361, p.110577_1 - 110577_6, 2020/05

AA2018-0707.pdf:0.68MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110577

早期導入を目的とした商用高温ガス炉の概念設計をこれまで積み上げてきたHTTRの設計、建設運転の経験及び、商用炉設計であるGTHTR300の設計の経験に基づき実施した。熱出力は165MWtであり、入り口出口の冷却材温度は325Cおよび750Cであり、工業用蒸気を供給する。しかしながら、設計要求として炉心出力30MWtのHTTRよりも小さな圧力容器を用いなければならず、高性能な炉心設計を実現するためには、HTTRよりの燃焼度増加、長い燃料交換機関、改良された燃料交換法、燃料要素など挑戦的な技術課題に取り組む必要があった。

Microstructures of ZrC coated kernels for fuel of Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Journal of Nuclear Materials, 522, p.32 - 40, 2019/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.05.012

Pu燃焼高温ガス炉を実現するため、高い核拡散抵抗性および超高燃焼度達成のため、ZrCで被覆したPuO-イットリア安定化ジルコニア(YSZ)燃料核を持った被覆燃料粒子を採用した。日本原子力研究開発機構はPuO-YSZ核を模擬した粒子(CeO-YSZ粒子または市販のYSZ粒子)に対するZrC被覆を行った。CeはPuの模擬物質しして用いられた。本稿では、ZrC被覆されたCeO-YSZまたはYSZ粒子の微細構造を報告する。CeO-YSZ核はCeが多い粒とZrが多い粒から成っていた。CeO-YSZ核表面近くのCeが多い粒はZrCの原料ガスにより腐食された。YSZ核の場合、YSZ核とZrC層は結合していた。燃料コンパクト焼成を模擬した熱処理の後、ZrC層はYSZ核と完全に剥離し、破損していた。ZrC層とYSZ核の両方で顕著な結晶成長が起こっていた。ZrC層中の粒内及び粒界の両方にボイドが分布していた。更に、微細構造の観察結果に基づき、ZrC被覆PuO-YSZ燃料核の製造技術開発の方向性について議論した。

Study of SiC-matrix fuel element for HTGR

水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。

Conceptual plant system design study of an experimental HTGR upgraded from HTTR

大橋 弘史; 後藤 実; 植田 祥平; 佐藤 博之; 深谷 裕司; 笠原 清司; 佐々木 孔英; 水田 直紀; Yan, X.; 青木 健*

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

商用炉に向けて高温工学試験研究炉(HTTR)を高度化した高温ガス実験炉のシステム概念検討を実施した。安全設備については、実用炉技術を実証するため、受動的炉容器冷却設備、コンファインメントの採用など、HTTRから高度化を図った。また、商用炉におけるプロセス蒸気供給の技術確立に向けて、HTTRの系統構成から中間熱交換器(IHX)を削除し、新たに蒸気発生器(SG)を設置した。本論文では高温ガス実験炉のシステム概念の検討結果を述べる。

Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 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.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

高温ガス炉用黒鉛の耐酸化特性の向上

水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭

炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10

原子力機構及び日本の黒鉛メーカ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)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、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実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。

被覆燃料粒子の充填率を高めた高温ガス炉用燃料コンパクトの製作性確認と性能評価

水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

JAEA-Technology 2017-004, 22 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2017-004.pdf:2.71MB

高温ガス炉の燃料について、被覆燃料粒子の充填率(被覆粒子充填率)を高めた燃料コンパクトの製作性確認と性能評価を行った。被覆粒子充填率33%を目標として、HTTR燃料コンパクトと同様の条件で高充填率の燃料コンパクトを製作した。燃料の健全性を確保する上で重要な検査項目である、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性の測定を行った。高充填率の燃料コンパクトにおいて、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルである810と同程度以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格の4,900Nを上回った。以上の結果より、高充填率の燃料コンパクトについて製作性と性能を確認した。

高温ガス炉燃料の性能高度化に関する検討

水田 直紀; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

no journal, , 

原子力機構では、高温ガス炉炉心の運転サイクルの長期化を目指し、燃料コンパクトの高充填率化に関する技術開発を行っている。本研究では、高充填率燃料コンパクトの製作性を確認するため、33%の被覆粒子充填率を目標として燃料コンパクトを製作し、被覆燃料粒子のSiC層破損率、燃料コンパクトの圧縮破壊荷重および燃料コンパクト内の被覆燃料粒子の均一性を測定した。その結果、被覆燃料粒子のSiC層破損率はHTTR初装荷燃料の製造レベルと同程度あるいはそれ以下となり、圧縮破壊荷重はHTTR規格を上回った。また、燃料コンパクト内において被覆燃料粒子が均一に分布していることを確認した。以上の評価結果より、高充填率燃料コンパクトの製作性を確認した。