A Statistical approach for modeling the effect of hot press conditions on the mechanical strength properties of HTGR fuel elements

相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 9 Pages, 2021/08

https://doi.org/10.1115/ICONE28-64507

高温ガス炉(HTGR)の燃料要素が災害時においても構造健全性を保つためには、強度が高く耐酸化性の燃料要素を開発するべきである。HTGR燃料要素として、耐酸化性向上のため、熱間加圧した炭化珪素(SiC)/炭素(C)混合母材を採用する。圧力,温度,時間といった熱間加圧条件はHTGR燃料要素の強度に影響する因子である。高強度の燃料要素の最適な製造条件を特定するためには、それらの因子の機械強度に対する効果を定量的にモデル化する必要がある。本研究では、統計的実験計画法アプローチを導入することにより熱間加圧条件と機械強度特性の関係に応答曲面モデルを構築する。

高温硫酸分解ガス環境下におけるステンレス鋼及びNi基合金の耐食性評価及び表面皮膜構造解析

広田 憲亮; 竹田 貴代子*; 橘 幸男; 正木 康浩*

材料と環境, 70(3), p.68 - 76, 2021/03

熱化学水素製造法(ISプロセス)の硫酸分解反応容器を想定した高温硫酸分解ガス環境下において、ステンレス鋼及びNi基合金の耐食性能評価を実施した。その結果、100時間の腐食試験ではSiを2.4%含有したNi基合金は、腐食速度が小さく、優れた耐食性能を示したほか、Alを3%含有したフェライト系ステンレス鋼(3Al-Ferrite)は、腐食速度が指標とするSiCの腐食速度(0.1mm/year)を下回る優れた耐食性能を示した。一方で3Al-Ferriteの腐食生成皮膜と同じコンセプトで、AlO皮膜を材料にプレフィルミングしたNi基合金の腐食速度は、3Al-Ferriteに対して大幅に速くなった。これらの酸化皮膜/母材界面の断面でEPMA分析を行った結果、2.4Si含有Ni基合金では、Si酸化皮膜が形成されていたが、長時間の腐食試験中にSi酸化皮膜に欠陥ができ、腐食環境から酸化皮膜を介して母材粒界へのS侵入が確認された。一方で3Al-Ferriteでは、薄い均一なAlO皮膜が形成されており、粒界へのS侵入は確認されなかった。またAlO皮膜をプレフィルミングしたNi基合金では、AlO皮膜に欠陥ができ、母材粒界へSが侵入していた。3Al-Ferriteに生成した腐食生成皮膜とプレフィルミングしたAlOの違いをX線回折で解析した結果、3Al-Ferriteの皮膜は、-AlOのみからなるのに対し、プレフィルミングしたAlOは-AlOと-AlOが混在していることが分かった。これらの結果により、3Al-Ferriteの良好な耐食性能は、緻密な-AlOが早期に母材表面に均一形成されたことによるものと推察される。

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。

被覆燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2.5.2

相原 純; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB

Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO-YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施したCFPを用いる計画である。ZrC層の役割は、酸素ゲッターである。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。

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。

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

https://doi.org/10.3327/taesj.J17.027

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。

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario

深谷 裕司; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男; 岡本 孝司*

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

日本におけるプルトニウム燃焼高温ガス炉の導入シナリオの研究を経済産業省が2015年に示した「長期エネルギー需要見通し」に基づき実施した。その予測では、原子力による発電容量が2010年付近のピークである50GWeから減り、2030年には30GWeになる。その発電容量を保つために、軽水炉は2025年から2030年まで導入されなければならない。2030年以降は安全性、経済性の観点で軽水炉より優れた高温ガス炉が電力需要とプルトニウム燃焼の観点から導入される。この評価では、ウラン燃料高温ガス炉の導入も想定する。プルトニウム燃焼高温ガス炉は再処理により分離されるプルトニウムを燃焼するため、優先的に導入される。さらに、水素製造とそれによるCO削減効果も評価した。その結果、効果的なプルトニウム燃焼とCO削減効果が確認できた。

Excellent feature of Japanese HTGR technologies

西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受; 大橋 弘史; 久保 真治; 稲葉 良知; 中川 繁昭; 後藤 実; 植田 祥平; et al.

JAEA-Technology 2018-004, 182 Pages, 2018/07

JAEA-Technology-2018-004.pdf:18.14MB

日本における高温ガス炉の研究開発は1960年代後半に開始した。原子力機構は国内メーカーと協力して、システム設計, 燃料, 黒鉛, 金属材料, 原子炉技術, 高温機器, 燃料・黒鉛の照射試験、高温熱利用技術等の研究開発を実施してきた。1990年に日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉HTTRの建設を開始し、1998年に初臨界に達し、その後、様々な試験運転を行い、日本の高温ガス炉技術を確立するとともに、高温ガス炉が有する固有の安全性を実証してきた。本報告書では、高温ガス炉システムの設計例、日本が有する世界最高の高温ガス炉技術及びHTTRの建設、運転保守を通じて得られた知見、熱利用技術について紹介する。

Design of HTTR-GT/H test plant

Yan, X.; 佐藤 博之; 角田 淳弥; 野本 恭信*; 堀井 翔一*; 今井 良行; 笠原 清司; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; et al.

Nuclear Engineering and Design, 329, p.223 - 233, 2018/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.10.009

原子力機構では、高温ガス炉から取り出される熱を用いた発電や水素製造等の実現に向けて、ヘリウムガスタービン及び水素製造施設の原子炉への接続にあたっての安全基準確立や経済的で信頼性を有する運転制御方式の確立を目的とした、HTTRに熱利用施設を接続したHTTR-GT/Hプラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/Hプラントの基本設計として、システム設計の成果を報告する。

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07

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-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。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。