Principle design of graphite components for HTTR and R&D on nuclear graphite for HTGR in JAEA

角田 淳弥; 柴田 大受; 伊与久 達夫; 石原 正博; 西原 哲夫

Key Engineering Materials, 697, p.797 - 806, 2016/07

https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/KEM.697.797

原子力エネルギーは、エネルギー安全保障、環境保護、及び効率的な供給を満たすために最も有望なエネルギー源の一つである。高温ガス炉(HTGR)は固有の安全機能を有する魅力的な原子炉であり、水素製造、発電、プロセスの熱供給、地域暖房及び海水淡水化など、熱利用源として多くの用途に使用することができる。そのため、多くの国、特に発展途上国では、HTGRに興味を示している。黒鉛材料は、HTGRの炉心構造物に使用される。高強度、高耐酸化性の微粒等方性黒鉛であるIG-110黒鉛は、日本原子力研究開発機構(JAEA)の高温工学試験研究炉(HTTR)及び中国のペブルベッドモジュール高温ガス炉(HTR-PM)で使用されている。IG-110黒鉛は、HTGRの一つで、第四世代原子炉システムとして最も有望な候補である超高温ガス炉(VHTR)の炉心黒鉛構造物の主要な候補材料である。これまで、原子力機構では、HTTRを建設するため、黒鉛構造設計方針と黒鉛検査基準を確立した。また、HTTRの技術に基づき、供用期間中検査手法を開発するとともに、将来のHTGRの建設のため、高温ガス炉黒鉛構造物規格原案を策定した。さらに、IG-110黒鉛とIG-430黒鉛について、照射データを含むHTGRの設計用データベースの開発を進めた。本報は、原子力機構が実施したHTTR炉心黒鉛構造物の設計方針及びHTGRに向けた原子炉級黒鉛の研究開発についてまとめたものである。