検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

高温ガス炉燃料の再処理技術

角田 淳弥; 植田 祥平; 國富 一彦; 吉牟田 秀治*; 沢 和弘

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.546 - 554, 2003/12

1000$$^{circ}$$C近い高温の核熱が得られる高温ガス炉は、高温から低温まで、さまざまな形態で熱エネルギーの利用が可能で、例えば、ガスタービンによる高効率な発電,クリーンなエネルギー源として有望視されている水素の製造等、原子力エネルギー利用分野の拡大の可能性を秘めている。日本原子力研究所では、高温工学試験研究の中核施設としての役割を担い、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化並びに高温工学に関する先端的基礎研究を目的としたHTTR計画を進めている。高温ガス炉では、燃料として被覆燃料粒子が用いられる。高温ガス炉燃料の再処理には、燃料核を取出す前処理が必要で、前処理技術としてジェットグラインド法を考案した。前処理後はピューレックス法を適用することにより、再処理が可能である。本論文は、高温ガス炉燃料の再処理について記述したもので、黒鉛ブロックの廃棄方法について予備検討を行った結果も併せて示した。

報告書

高温工学試験研究炉(HTTR)初装荷燃料の先行高燃焼度照射試験 (共同研究)

沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06

JAERI-Research-2002-012.pdf:3.12MB

本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.5$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$,(E$$>$$0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.1$$times$$10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。

報告書

高温工学試験研究炉用被覆燃料粒子製造工程の改良; 臨界安全対策

高橋 昌史; 植田 祥平; 安田 淳*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2001-091, 29 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-091.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、被覆燃料粒子を燃料としている。被覆燃料粒子の製造は、燃料核工程で行われる。燃料核の製造設備のバッチサイズは、4.3kg-Uで、燃料核はいわゆる外部ゲル化法による硝酸ウラニルを用いた湿式工程である。HTTR燃料の$$^{235}$$U濃縮度は、出力分布を最適化して燃料最高温度を低減化するために、3.4~9.9wt%の計12種類で構成されている。HTTR燃料の製造は、原子燃料工業(株)東海事業所のHTR燃料製造施設において行う。平成11年9月30日に発生したJCO事故の重大さを踏まえ、HTTR燃料製造工程を再度見直すことにした。検討の結果、濃縮度10%の以下のウランを取り扱うHTR製造施設の湿式設備の臨界安全対策として、核的に安全な制限値を超えないよう、取り扱うウラン自体の質量を制限するシステムの設置(インターロックの設置等)を行うこととした。これらの検討結果を踏まえて設備の改造を行い、安全性に十分配慮してHTTR第2次燃料の製造に着手する予定である。

報告書

高温工学試験研究炉燃料の貯蔵及び再処理技術の検討

沢 和弘; 藤川 正剛; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2001-034, 20 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-034.pdf:1.68MB

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、燃料棒と六角柱黒鉛ブロックからなる。燃料棒中には被覆燃料粒子を分散した燃料コンパクトが収納されている。被覆燃料粒子は、低濃縮UO$$_{2}$$を用いたTRISO被覆燃料である。被覆燃料粒子は核分裂生成物を長時間保持できると考えられており、HTTR燃料の長期保管又は廃棄中の核分裂生成物放出挙動を計算により検討した。一方、我が国の基本方針では使用済燃料はすべて再処理することとなっているため、HTTR燃料をPurex法で処理するための前処理工程のうち、黒鉛とCO$$_{2}$$反応及びジェットグラインド法による前処理工程のレヴューを行うとともに、燃料の製造工程において実施した、燃焼-破砕-浸出法による燃料コンパクトからのウラン回収実績データの検討を行った。

論文

HTTR初装荷燃料の製造

加藤 茂*; 吉牟田 秀治*; 羽角 孝*; 佐藤 健治*; 沢 和弘; 鈴木 修一*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 田中 利幸

FAPIG, (154), p.47 - 51, 2000/03

原研が建設した高温工学試験研究炉(HTTR)の初装荷燃料は、原子燃料工業(株)にて1995年から開始し、約2年間で計4770本の燃料棒を製造した。HTTR初装荷燃料の生産技術は、過去30年間にわたる照射試験燃料の製造経験等をもとに確立したものである。特に、燃料核工程の振動滴下技術、被覆燃料粒子工程の4層連続被覆法及び燃料コンパクト工程における全自動燃料コンパクト成型システムの開発により、高品質かつ高効率の生産が可能となった。HTTR初装荷燃料の品質は、設計仕様を十分満足しており、燃料コンパクトの露出ウラン率及びSiC層破損率の平均値は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$であった。

報告書

高温ガス炉用耐酸化燃料コンパクトの概念検討

沢 和弘; 飛田 勉*; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 小田 耕史*; 渡海 和俊*

JAERI-Tech 99-077, p.41 - 0, 1999/11

JAERI-Tech-99-077.pdf:5.23MB

高温ガス炉では、直径500~600$$mu$$m程度の燃料核をセラミックスで多層被覆した球状の粒子を燃料として使用している。ピン・イン・ブロック型燃料では、黒鉛スリーブの中に被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトを装填するが、燃料コンパクト外面と黒鉛スリーブ内面間のギャップにより燃料温度が上昇し、燃料健全性確保の観点から原子炉出口冷却材温度及び燃焼度等の性能向上を制限する原因の一つとなっている。被覆燃料粒子及び燃料コンパクト自身を酸化から保護できる燃料コンパクトを開発することにより、高温ガス炉の性能向上が可能になる。そこで、耐酸化機能を有するピン・イン・ブロック型燃料コンパクトの概念を提案し、製作性及び耐酸化性に関する予備的な検討を行った。本報は、試作及び酸化試験の結果について示すものである。

論文

Fabrication of the first-loading-fuel of the High Temperature engineering Test Reactor

沢 和弘; 飛田 勉*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 吉牟田 秀治*; 鈴木 修一*; 出牛 幸三郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(8), p.683 - 690, 1999/08

 被引用回数:32 パーセンタイル:89.81(Nuclear Science & Technology)

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、1998年11月に初臨界を達成した。燃料の製造は1995年6月に開始し、1997年12月に150の燃料体の組立を完了した。4770本の燃料棒に対応する、合計66780個の燃料コンパクトは、燃料核、被覆燃料粒子、燃料コンパクトの各工程を経て無事製造した。燃料の製造技術は、これまでの多くの研究開発及び照射試料の製造経験を通して確立されてきた。製造した燃料コンパクトには、貫通破損粒子はほとんど含まれておらず、また、炭化ケイ素(SiC)層の破損粒子はわずかであった。平均貫通破損率及びSiC層破損率は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$と良好な値であった。本報では、(1)製造した燃料の特性、(2)初めての大量生産で得られた経験及び(3)燃料の製造結果に基づくHTTR運転中における燃料挙動の予測について述べる。

報告書

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

論文

Study on storage and reprocessing concept of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) fuel

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 塩沢 周策; 藤川 正剛; 田中 利幸; 渡海 和俊*; 出牛 幸三郎*; 高野 文男*

IAEA-TECDOC-1043, p.177 - 189, 1998/09

HTTRの初装荷燃料は、低濃縮二酸化ウランを用いたピンインブロック型燃料体である。HTTRで3年間燃焼後、建家内の貯蔵プール内の貯蔵ラックにて2年程冷却した後使用済燃料貯蔵建家に移送し空冷保管する。現在の日本の使用済燃料に対する基本方針では、高温ガス炉燃料も再処理を行うこととなっているが、被覆燃料粒子は核分裂生成物を長期間閉じ込めることが可能で直接廃棄に適していると言われている。そこで、HTTR燃料からの核分裂生成物放出率の解析を行った。さらに、Purex法をHTTR燃料に適用するための前処理方法として、原研ではCO$$_{2}$$による黒鉛燃焼及びジェット破砕法を検討してきた。また、HTTR燃料の製造時に燃焼-破砕-浸出法でウランの回収を行っており、使用済燃料の前処理方法の検討にも有用なデータを蓄積している。本報では、HTTR使用済燃料の取扱い設備及び燃料の貯蔵及び再処理方法の概念検討の現状について述べる。

報告書

高燃焼度高温ガス炉用被覆燃料粒子の設計

沢 和弘; 吉牟田 秀治*

JAERI-Tech 98-025, 32 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-025.pdf:0.92MB

高温ガス炉(HTGR)は、被覆燃料粒子を用いることにより高い原子炉出口温度を達成できる。被覆燃料粒子は、直径500~600$$mu$$mの燃料核をセラミックで被覆した球である。高温ガス炉では、運転中に被覆燃料粒子の僅かな追加破損が生じる。高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料設計方針では、運転中の被覆層の追加破損は十分小さな値に制限することとしている。そのため、初装荷燃料の最高燃焼度は33GWd/tに制限している。被覆燃料粒子の被覆層の厚さを調整することで、最高燃焼度を高くすることができると考えられる。そこで、高い燃焼度まで健全性を保てる被覆燃料粒子(高燃焼度燃料)の設計を行うための手法を検討し、本手法を用いて予備設計を行った。

報告書

高温工学試験研究炉運転中における燃料挙動の評価手法と予測結果

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 佐藤 政四; 齋藤 賢司; 飛田 勉*

JAERI-Research 98-016, 34 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-016.pdf:1.21MB

HTTRの燃料設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は充分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。燃料粒子の被覆層は短半減期の希ガスをほぼ完全に閉じこめることができるため、短半減希ガスは、主に貫通破損粒子及び燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランから放出される。HTTR初装荷燃料の製造時の露出ウラン率及びSiC層破損率の測定結果及びHTTRの運転条件に基づいて貫通破損率及び$$^{88}$$Krの放出率を解析的に評価する方法を開発した。その結果、(1)運転中に製造時SiC層破損粒子の一部が内圧により貫通破損に至ること、(2)放出は汚染ウランからの寄与でほとんど決まり、運転に伴う貫通破損率の増加を考慮しても、末期の放出率が10$$^{-6}$$を下回ることを予測した。

報告書

高温工学試験研究炉運転中の燃料破損率推定法の開発

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 飛田 勉*; 佐藤 政四

JAERI-Research 97-036, 23 Pages, 1997/05

JAERI-Research-97-036.pdf:0.72MB

短半減期希ガスは主に被覆層が破損した燃料粒子から放出されるため、1次冷却材中の希ガス濃度は燃料粒子の被覆層破損率を反映する。希ガス濃度から運転中の燃料挙動を推定する方法を検討した。HTTRの1次冷却材中の放射能濃度を測定し、燃料からの希ガス放出率(R/B)値を求め全炉心又は高温プレナム領域毎の破損率を評価するモデルを開発した。最近の製造実績によると貫通破損率は極めて小さくなっているため、運転中の破損率を精度良く推定するためには、バックグラウンドとなる燃料コンパクトの汚染ウランからの放出率をできるだけ正確に評価する必要がある。本報ではHTTRの冷却系に設置される放射能測定装置を用いて運転中の燃料破損率を推定する方法を示すとともに、汚染ウラン及び破損粒子を含む燃料コンパクトからの希ガス放出モデルについて述べる。

12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1