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論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

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$$_{2}$$-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。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造および検査技術開発

相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12

原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子ををSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。

論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

論文

Decontamination of candidate materials for ITER remote handling equipment exposed to tritiated moisture

大矢 恭久; 小林 和容; 洲 亘; 林 巧; 大平 茂; 中村 博文; 岩井 保則; 西 正孝; 東島 健*; 小原 建治郎; et al.

Fusion Technology, 39(2-Part2), p.1023 - 1027, 2001/03

ITER用遠隔保守機器は作業中トリチウム雰囲気にさらされる。被曝防護の観点からこれらの機器の表面除染を行うことはとても重要である。本研究では、トリチウム除染の程度を調べるために遠隔保守機器で用いられる典型的な材料であるSUS304、アルミニウム合金-CFRP構造材、O-リングと潤滑油についてトリチウム水雰囲気で一か月間放置した際の汚染状況について調べた。その結果、アルマイト処理したアルミニウム合金、ウレタンO-リングがトリチウムを多く吸収・吸蔵することが明らかとなった。またこれらの汚染試料に対して異なる3種類の水分濃度のガスパージを行い、その除染効果についても調べた。さらに紫外線照射による除染効果についても調べた。

口頭

Non-destructive oxide thickness measurement for BWR fuel rod "Development of crud removal technique"

佐藤 篤司; 椎名 秀徳; 片岡 健太郎*; 大友 進*; 垣内 一雄*; 大平 幸一*; 板垣 登*; 神永 敬久; 木村 康彦; 鈴木 和博; et al.

no journal, , 

Oxide thickness measurements of irradiated fuel rods by eddy current test (ECT) method are generally applied for Post Irradiation Examination. But the oxide thickness of BWR type spent fuel rod by ECT is thicker than that by metallography because of the crud deposited on the fuel rod surface. Normally, the hard crud is not so thick, but the hard crud has magnetic property, and this property causes systematic error on oxide thickness measurement by Estate new crud removal technique which could remove the hard crud without removing oxide layer has been developed.

口頭

IFMIF/EVEDA事業のリチウムターゲット施設の開発状況

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 中庭 浩一; 伊藤 譲; 田中 浩; 辻 義之*; 伊藤 高啓*; et al.

no journal, , 

IFMIF/EVEDA事業ではリチウムターゲット施設開発のため、実機の約1/3の流量(最大3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを原子力機構大洗研究開発センターに建設し、各種機器の機能性試験及び総合性能試験を実施している。平成26年2月に250$$^{circ}$$Cにて高真空下で(15m/s)高速自由表面を持つ高速Li流動試験に成功した。また、欧州キャビテーション計測を協力・実施した。本リチウムターゲット系研究開発の活動は大学連携協力試験下で、計測系、純化系、遠隔操作系の各種実証試験・評価を実施している。各テーマでは、まだ残された課題がいくつもあるが、IFMIF建設判断に必要な、より明確な工学実証評価を平成26年度に完了させる予定である。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系と試験設備系の実証試験と工学設計の活動報告,1; リチウムターゲット系実証試験などで実施した研究開発の概要

若井 栄一; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中庭 浩一; 田中 浩; 杉本 昌義; 大平 茂; 横峯 健彦*

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設及び付属照射後試験施設などから構成する。本研究発表では、Liターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。この成果はIFMIFの実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

口頭

高温ガス炉の安全性向上のための革新的燃料要素に関する研究,1; 全体概要

橘 幸男; 大平 幸一*; 黒田 雅利*

no journal, , 

高温ガス炉の安全性の更なる向上を目的として、高温ガス炉特有の事故である減圧事故(配管破断事故)に伴う空気侵入事故時に、想定をはるかに超える空気が炉心に侵入した場合においても、形状及び健全性を維持できる、SiCを含む母材とすることで耐酸化性能を付与した革新的な燃料要素の研究開発を、原子燃料工業及び熊本大学と共同で、平成26年から28年にかけて行った。ここではその全体概要を述べる。

口頭

高温ガス炉の安全性向上のための革新的燃料要素に関する研究,3; 耐酸化燃料要素の検査技術開発

本田 真樹*; 安田 淳*; 大平 幸一*; 橘 幸男

no journal, , 

高温ガス炉の安全性の更なる向上を目的として、高温ガス炉の耐酸化燃料要素の検査技術開発を、原子力機構と協力して平成26年から28年にかけて行った。耐酸化燃料要素は、高温ガス炉特有の事故である減圧事故(配管破断事故)に伴う空気侵入事故時に、想定をはるかに超える空気が炉心に侵入した場合においても、形状及び健全性を維持できるように、母材をSiC/Cとすることで、燃料要素自体に耐酸化性能を付与した革新的な燃料である。耐酸化燃料要素の特性及び性能評価に必要な検査技術開発を行い、SiC/C母材の均質性ならびに粒子分散状態等の評価及び検査手法に加えて、被覆燃料粒子の破損率評価を目的としたSiC/C母材解砕技術を確立した。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,22; 目的と概要

岡本 幸司*; 大橋 一孝*; 大平 幸一*; 國富 一彦

no journal, , 

プルトニウム燃焼高温ガス炉は、プルトニウムを消費しつつ、廃棄物まで含めて安全性が極めて高い設計が可能な原子炉である。この概念を実証するために、セキュリティ強化型安全燃料を評価し、その実現性を確認した。

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