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論文

Effect of heat treatment on TEM microstructures of Zirconium carbide coating layer in fuel particle for advanced high temperature gas cooled reactor

相原 純; 植田 祥平; 安田 淳*; 竹内 均*; 茂住 泰寛*; 沢 和弘; 本橋 嘉信*

Materials Transactions, 50(11), p.2631 - 2636, 2009/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.11(Materials Science, Multidisciplinary)

革新的高温ガス炉用に耐熱性の高いZrC被覆燃料粒子の開発を進めている。その基礎研究として、ジルコニア核を高密度熱分解炭素で被覆した物の上にZrCを臭素法で被覆した。実際の製造工程でのコンパクト焼成の微細構造に対する影響を調べるため、約1800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した後、C/Zr=1.11と1.35のバッチについてTEMとSTEMを用いて観察した。両方のバッチにて、ボイド又は遊離炭素領域の形や寸法の熱処理による明らかな変化が見られ、熱処理後にボイド又は遊離炭素領域は50$$sim$$100nm程度の塊状になっていた。また、ZrCの結晶成長も観察され、特に、C/Zr=1.11のバッチの方では、IPyC/ZrC境界において、IPyC層からZrC層に向かって繊維状炭素が観察される領域が見られた。これらの知見は今後の熱処理過程を改良していくのに反映する。

報告書

Irradiation sample fabrications for VHTR; Research and development for advanced high temperature gas-cooled reactor fuels and graphite components (Contract research)

茂住 泰寛; 植田 祥平; 相原 純; 沢 和弘

JAEA-Technology 2008-086, 16 Pages, 2009/02

JAEA-Technology-2008-086.pdf:4.0MB

超高温ガス炉(VHTR)の燃料は、現在の高温ガス炉より過酷な照射環境でかつより高温下で使用される。原子力機構は、現行燃料より優れ高温かつ高燃焼度に耐えうると期待される高性能で厚肉な炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子や炭化ジルコニウム(ZrC)被覆粒子を開発している。試験炉で照射試験を実施するための、これら高性能な炭化ケイ素(SiC)被覆燃料や炭化ジルコニウム(ZrC)被覆粒子の製造に成功した。本報は、照射試料の製造データをまとめたものである。

論文

TEM/STEM observation of ZrC coating layer for advanced high-temperature gas-cooled reactor fuel, Part II

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:44.95(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。

論文

革新的高温ガス炉燃料としてのZrC被覆燃料粒子の製造及び検査技術開発

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。

報告書

Examination on small-sized cogeneration HTGR for developing countries

坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.

JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB

安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。

論文

Calculation of the pressure vessel failure fraction of fuel particle of gas turbine high temperature reactor 300C

相原 純; 植田 祥平; 茂住 泰寛; 佐藤 博之; 本橋 嘉信*; 沢 和弘

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.416 - 422, 2007/09

高温ガス炉においては被覆粒子が燃料として使用される。高温ガス炉技術の進歩のために、現在第3層として使われているSiC被覆層は、より高温安定性と核分裂生成物のパラジウムに対する耐性に優れたZrC被覆層に置き換えられる可能性がある。ZrC層は高温では塑性変形をする可能性がある。そこで日本原子力研究開発機構では、ZrC被覆粒子の照射下破損率を予測するために既存の内圧破損率計算コードを改良して第3層の塑性変形を取り扱えるようにした。各被覆層の応力を計算するために有限要素法が適用された。このコードでGTHTR300Cの通常運転時の被覆粒子破損率を計算したところ、わずか3.5$$times$$10$$^{-6}$$であった。

口頭

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。

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