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論文

Compatibility of FBR materials with sodium

古川智弘; 加藤章一; 吉田英一

Journal of Nuclear Materials, 392(2), p.249 - 254, 2009/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2009.03.003

被引用回数：41 パーセンタイル：92.56(Materials Science, Multidisciplinary)

原子力機構では、「高速増殖炉の高温構造設計方針」の中に、炉心・構造材料のナトリウム環境効果評価を組み入れていくために、それら材料のナトリウムとの共存性に関する研究開発を実施している。本報告では、日本の高速増殖実証炉の炉心・構造候補材料のナトリウムとの共存性に関する研究成果概要について報告する。

論文

Bahavior of HTGR particle fuel under reactivity initiated accident condition

梅田幹; 植田祥平; 杉山智之

Transactions of the American Nuclear Society, 98(1), P. 987, 2008/06

Pulse irradiation experiments using the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) were performed in order to clarify the failure mechanism of the HTGR fuel coating and evaluate the failure limit under RIA condition. Unirradiated TRISO-coated particle was used for the experiments. The energy deposition in the experiments ranged from 580 to 1870 J/gUO $_{2}$ and the corresponding peak temperatures at the center of fuel particles were estimated from 1240 to 3680 $^{circ}$ C by the computer analysis. Visual observation, X-ray radiography, ceramography, etc. were carried out after the pulse irradiation. The coated fuel particle started to fail at 1440 J/gUO $_{2}$ (at which the corresponding peak fuel temperature was 2970 $^{circ}$ C) and mostly failed above 1870 J/gUO $_{2}$ (3680 $^{circ}$ C). The ceramograph indicated that the fuel kernel expanded and the PyC buffer layer became dense in case of fuel failure. The columnar grain growth and the void generation were also observed at the center of the fuel kernel above 1640 J/gUO $_{2}$ (3210 $^{circ}$ C) by ceramograph. It was suggested from the results that the thermal expansion due to the melting of fuel kernel might be a key factor in the fuel particle failure within the range of the present experimental conditions.

口頭

JSFR innovative design and its challenges to structural and fuel materials

森下正樹; 浅山泰; 井上賢紀; 小竹庄司; 水野朋保

no journal, ,

JSFRはFaCTプロジェクトにおいて開発を進めているナトリウム冷却高速炉であり、安全性と信頼性の向上はもとより、高い経済性の達成のために種々の革新技術の採用を指向している。本報告ではプラント設計の特徴と、それに伴って生じている構造材料,燃料材料の課題と状況を述べる。

口頭

Potential for international collaborations on closed fuel cycle demonstrations and implementations in JAEA

船坂英之

no journal, ,

本パネルセッションは、以下の3点について紹介し、議論する。(1)実用化研究開発(FaCTプロジェクト)の現状と今後の計画,(2)核燃料サイクルの研究開発を実施するための施設の現状と今後の利用計画,(3)核燃料サイクルに関する国際協力の現状と今後の方針。

口頭

Development of high burn-up fuel with SiC matrix for gas-cooled fast reactor

檜木達也*; Park, Y.*; Park, J.*; 三輪周平; 堂野前貴子

no journal, ,

高密度のNITE-SiC/SiC複合材の製造技術をガス冷却高速炉用高燃焼度燃料の製造技術に応用する。燃料密度50%を達成するために、棒状の燃料(110mm程度)を100-300m間隔で並べる必要があるが、こうした既存の技術はない。今回の研究により棒状燃料と同サイズの炭素棒を使うことで、均等な穴を加工することができた。また緩衝材となるSiCバッファ相も、SiCポリマー前駆体であるPCSとの配合比を調整した結果、形成に成功した。燃料間の幅は、200m程度に決定した。