原子炉級黒鉛の照射挙動解明のための簡易モデルの提案

西條 友章; 水田 直紀; 長谷川 俊成; 菅沼 拓朗; 島崎 洋祐; 石原 正博; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-002, 96 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-002.pdf:22.18MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の炉心には、耐熱性に優れた原子炉級黒鉛材料が使用されている。この黒鉛材料は、温度や中性子照射により物性値が変化するとともに、照射変形やクリープ変形など複雑な挙動を示すため、黒鉛用の応力解析コードを開発してきた。これを用いて、中性子照射とともに蓄積する残留ひずみによる炉停止時応力などを評価してきたが、温度や中性子照射によるヤング率、熱膨張係数等の物性値の変化が炉停止時応力等に与える影響については、十分に把握されていない。そこで、物性値の変化や複雑な変形が及ぼす運転時及び原子炉停止時に発生する応力への影響を明らかにし、黒鉛構造物の長寿命化開発等に資することを目的として、簡易はりモデルを基にした評価モデルを開発した。本報告書では、本モデルを用いて、600Cから800Cの温度域にある黒鉛構造物について、物性値の照射変化による運転時応力及び炉停止時応力への影響を明らかにした。

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrの重水素吸蔵特性

菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*

no journal, , 

高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法; 高温条件(700-900C)におけるZr水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.

no journal, , 

高温ガス炉に円環状のリチウム化合物(Liロッド)を装荷し、Li(n,)T反応を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法が提案されている。本研究では、生産したトリチウムの漏れを防ぐために、LiロッドにZr層を施すことを検討した。水素の溶解度及び拡散係数を測定し、これらの測定値を用いてZr層のトリチウムの漏れ防止に対する有効性を評価した。その結果、Zr層を施すことでトリチウムの流出率を、Zr層が無い場合に比べて2桁程度低減することが見込まれることから、Zr層はトリチウムの漏れ防止に非常に有効と考えられる。