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報告書

HTGR fuel behavior at very high temperature

鹿志村 悟; 小川 徹; 福田 幸朔; 岩本 多實

JAERI-M 86-046, 17 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-046.pdf:3.01MB

高温ガス実験炉の運動及び事故時の異常な過渡変化を模擬した超高温下の燃料挙動を、原研が開発しているTRISO被覆、低濃縮酸化物粒子燃料について調べた。異常な過渡変化を模擬した試験は、ル-ズな被覆粒子を1600$$^{circ}$$C以上で照射することによリ行った。照射試験の結果、粒子破損は大部分が燃料核移動によりものであった。炉心昇温事故を模擬した試験としては、二種の炉外加熱試験を行った。加熱により耐熱限界温度の測定と超高温下での挙動を調べた。反応度事故時の燃料挙動の研究は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)によるパルス照射により行い、この時の最高温度は2800$$^{circ}$$C以上であった。パルス照射試験では、コンパクトに成形した被覆粒子は2800$$^{circ}$$C以上の超高温でも、ル-ズな被覆粒子にみられた非常に激しい破損は見られなかった。コンパクトに成形した粒子では燃料核の中心でUO$$_{2}$$が蒸発し、球状ボイドを呈していた。

論文

高温ガス炉用被覆粒子燃料の開発とその課題

福田 幸朔

日本原子力学会誌, 28(4), p.312 - 317, 1986/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.28.312
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料開発は、1977年の核不拡散政策による低濃縮化への移行を契約に、新たな時代へと入って行った。現在、世界中で中国も含めて5カ国が高温ガス炉燃料の研究開発を行っているが、これらの国々は全て低濃縮酸化物系被覆粒子燃料を目指している。そこで、本論文(解説)では、この被覆粒子燃料に特有な現象、つまりPdとSiC層との反応,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag放出、及び燃料核からの酸素放出に起因するCoガス圧の問題について解説する。

論文

Performance of fuel failure detection system for coated particle fuels

寺田 博海; 若山 直昭; 大川 浩; 大津 洋; 吉田 広

IEEE Transactions on Nuclear Science, NS-32, p.1209 - 1213, 1985/00

多目的高温ガス炉燃料破損検出法の開発のために、燃料破損検出法開発試験装置を製作し、JMTRガススィープキャプセル照射装置に接続してその性能を調べた。その結果、高温ガス炉燃料破損検出法の指標となる短半減期希ガスFP核種(Kr-89,Kr-90等)の選択的検出に見通しを得た。また、被覆粒子燃料が健全な状態におけるFP放出挙動を状態方程式として決定する実験も実施した。

論文

多目的高温ガス実験炉参照燃料のインパイルガスループ(OGL-1)による照射試験

福田 幸朔; 小林 紀昭; 菊池 輝男; 湊 和生; 林 君夫; 井川 勝市

日本原子力学会誌, 26(1), p.57 - 74, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.26.57
 被引用回数：1 パーセンタイル：19.12(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉設計を参照して製造した被覆粒子燃料をOGL-1で照射し、照射後試験でこれらの燃料の照射特性を調べた。照射後試験では燃料コンパクトの重量及び寸法変化、被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクトや被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクト被覆粒子の表面や内部の照射変化を観察した。この試験での主な結果は次のとおりである。燃料コンパクト寸法収縮と高速中性子照射量との関係が得られたが、寸法収縮に及ぼす照射温度の影響は認められなかった。また燃料コンパクトの重量変化はほとんど認められなかった。被覆粒子の破損については、試験した4体の燃料体のうち、第3次燃料体から取出した燃料コンパクトに高い破損率が認められたが、これはVHTR設計許容値以下であった。他の燃料コンパクトは比較的良好な照射特性を示した。

論文

Detection of failed coated particles in HTGR fuels by acid leaching

福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.887
 被引用回数：4 パーセンタイル：52.53(Nuclear Science & Technology)

照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としての$$^{9}$$$$^{5}$$Zrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrを検出することは困難である。本実験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrにかわる核種としてウラニウム及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。

報告書

Studies on irradiation behaviors of coated particle fuels

福田 幸朔; 岩本 多實; 井川 勝市

JAERI-M 9071, 50 Pages, 1980/08

JAERI-M-9071.pdf:1.91MB

本報告は原研で行って来た被覆粒子燃料の照射挙動研究の概要をまとめたものであり、以下の項目について記述した。(1)原研における被覆粒子燃料の照射実績、(2)照射キャプセル及びOGL-1燃料の概要、及びこれらの温度、燃焼度、中性子照射量の測定、、(3)照射された被覆粒子の燃料核、P$$_{y}$$C層の異方性及び粒子破壊強度に関する結果、(4)低照射したSiC中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Xe,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Ba,$$^{8}$$$$^{9}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Ce,及び$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruの拡散係数、(5)OGL-1燃料及びガス・スイープキャプセルによる被覆粒子からのFPガス放出挙動、(6)照射したTRISO被覆粒子中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs及び$$^{9}$$$$^{0}$$Srの濃度分布。

論文

被覆粒子燃料の概要と研究現状

岩本 多實

日本原子力学会誌, 15(2), p.86 - 101, 1973/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.15.86
 被引用回数：0

我が国では、近年高温ガス炉に対する関心が核エネルギーの効率的利用と環境対策の面から注目されている。本稿は、この炉に用いられる被覆粒子燃料について紹介するとともに、この燃料の性質と照射挙動を中心に最近の研究状況をまとめた。

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