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論文

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、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$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Al$$_{2}$$O$$_{3}$$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Al$$_{2}$$O$$_{3}$$皮膜をプレフィルミングしたNi基合金では、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$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Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の違いをX線回折で解析した結果、3Al-Ferriteの皮膜は、$$alpha$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$のみからなるのに対し、プレフィルミングしたAl$$_{2}$$O$$_{3}$$$$alpha$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$$$gamma$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$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$$alpha$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$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。

論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

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$$_{2}$$-YSZ核をTRISO被覆した被覆燃料粒子が採用されている。PuO$$_{2}$$-YSZ核を模擬したCeO$$_{2}$$-YSZ核が製造された。CeはPuの模擬物質である。CeO$$_{2}$$-YSZ核はZrC被覆されてZrC被覆CeO$$_{2}$$-YSZ核となる。このZrC被覆CeO$$_{2}$$-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$$_{2}$$-YSZ核の微細構造を報告した。ZrC被覆していないCeO$$_{2}$$-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$$_{2}$$-YSZ核においては、CeO$$_{2}$$-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$$_{2}$$-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。

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:42.23(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。

報告書

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$$_{2}$$-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。

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

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

 被引用回数:2 パーセンタイル:44.1(Materials Science, Multidisciplinary)

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$$_{2}$$-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$$_{2}$$-YSZ核を模擬した粒子(CeO$$_{2}$$-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$$_{2}$$-YSZまたはYSZ粒子の微細構造を報告する。CeO$$_{2}$$-YSZ核はCeが多い粒とZrが多い粒から成っていた。CeO$$_{2}$$-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$$_{2}$$-YSZ燃料核の製造技術開発の方向性について議論した。

論文

熱化学水素製造法における硫酸分解ガス環境下を模擬した新たな腐食試験装置の開発

広田 憲亮; 笠原 清司; 岩月 仁; 今井 良行; 大橋 弘史; Yan, X.; 橘 幸男

材料と環境, 68(6), p.137 - 142, 2019/06

配管内の硫酸流量、装置内での硫酸分解反応の発生、炉心管内の温度分布を把握するために、新たに高温硫酸分解ガスの腐食試験装置を製作した。その上で、超音波流量計を用いて硫酸溶液の流速を常時測定した。結果として、試験装置の入口のSO$$_{3}$$濃度は、高温ガス炉水素コージェネレーションシステム(GTHTR300C)を想定した水素製造プラントでの硫酸分解器入口のSO$$_{3}$$濃度とほぼ同等あった。一方で、試験中に出口側のすりあわせ部からは硫酸の漏れが発生した。そこで、流体解析により出口側すりあわせ部の温度分布を調査し、出口側配管から0.05m以上離れた位置では継手部の温度がフッ素継手グリスを使用するのに十分低い温度となることが明らかとなった。実際に改良された炉心管を製作し、出口側のすりあわせ部で再度温度を測定した。その結果、ジョイントグリースの温度限界を下回る温度であり、流体解析における温度分布とほぼ同様となっていた。その後、これまで硫酸の漏洩は発生していない。

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

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

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(5), p.18-00084_1 - 18-00084_9, 2018/10

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。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21$$mu$$m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。

論文

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$$_{2}$$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$$_{2}$$削減効果が確認できた。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

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

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。2017年度に実施した模擬のCeO$$_{2}$$-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3から18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

報告書

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。

論文

第4世代原子炉の開発動向,2; 高温ガス炉

國富 一彦; 西原 哲夫; Yan, X.; 橘 幸男; 柴田 大受

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 60(4), p.236 - 240, 2018/04

優れた安全性を有し、950$$^{circ}$$Cの高温熱が取り出せる黒鉛減速ヘリウム冷却型の熱中性子炉である高温ガス炉は、二酸化炭素の排出削減を目的に、発電以外の多様な産業における熱利用が期待されている。日本原子力研究開発機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)により高温ガス炉の安全性を実証するとともに、熱利用系の実証に向けた研究開発を進めている。また、産官学と連携して我が国の高温ガス炉技術の国際展開に向けた活動を進めている。本報では、高温ガス炉に関する研究開発の状況及び国内外との協力について紹介する。

論文

Design of HTTR-GT/H$$_{2}$$ 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

 被引用回数:10 パーセンタイル:88(Nuclear Science & Technology)

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$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$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。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

PuO$$_{2}$$-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600$$^{circ}$$C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO$$_{2}$$燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。

論文

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$$_{2}$$-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。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21$$mu$$m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。

論文

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

論文

HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System design

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.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.827 - 836, 2016/11

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$$_{2}$$プラントの建設を計画している。本報告では、HTTR-GT/H$$_{2}$$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。

論文

GTHTR300 cost reduction through design upgrade and cogeneration

Yan, X.; 佐藤 博之; 上地 優; 今井 良行; 寺田 敦彦; 橘 幸男; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 306, p.215 - 220, 2016/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.85(Nuclear Science & Technology)

最新の技術知見に基づき改良を行いつつ、排熱を淡水化設備に供給した場合の高温ガス炉システムGTHTR300の経済性評価をおこなった。設計改良による5%の発電効率向上に加えて、多段フラッシュ淡水化設備により製造される水を売ることで得られる収入を考慮することで発電コストを1キロワット当たり2.7セントに低減できることを明らかにした。

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