Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義
JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09
JAERI-Research-2001-043.pdf:14.92MB
高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 飛田 勉*; 斎藤 隆; 湊 和生; 高野 利夫; 関野 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.403 - 410, 2001/06
被引用回数：7 パーセンタイル：48.66(Nuclear Science & Technology)HTTRの初装荷燃料は日本初の大量生産による高温ガス炉燃料であるため、その品質を慎重に調べる必要がある。そこで、製造時関連の品質管理の他に、運転中の燃料の健全性を確認するための試験を原研において行った。試験は(1)SiC層破損率確認試験,(2)照射後燃料加熱試験及び(3)加速照射試験より成る。製造時のSiC層破損率確認測定では、製造過程のSiC層破損率測定に加え、原研がSiC層破損率を測定し、測定値が95%信頼限度内で一致することを確認した。燃料コンパクトの照射後加熱試験を行い、加熱した燃料コンパクト内に破損粒子がないことを確認した。
Csの拡散係数の測定値は、従来の試験燃料と同等以上の保持能力であることを示した。さらに、製造した燃料の加速照射試験を行い、HTTRにおける最大燃焼度33GWd/tの約2倍まで破損が生じていないことがわかった。今後実施する予定の照射後試験計画についても述べた。
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：88.99(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
10
及び810
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。
湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔
JAERI-M 87-024, 18 Pages, 1987/02
ヨウ化メチレンの浸入をX線ラジオグラフで観察する事により、貫通破損粒子及び高密度熱分解炭素層(PyC層)の欠陥を検出する事を試みた。その結果、この方法は、検査法として有効である事が確認された。また、この方法は、その適用範囲は限定されているが、酸浸出法および塩素化法よりも簡単である事が明らかになった。次に、製造条件の異なる26種類のPyC層の検査に、この方法を適用した。ヨウ化メチレンが浸入したPyC層も観察された。ここでは、PyC層の欠陥の存在割合とその蒸着条件との関係について調べた。また、走査型電子顕微鏡によるPyC層の破面及び外表面の観察を実施した。
ペレットからのXe-137とI-137の放出石渡 名澄; 永井 斉
日本原子力学会誌, 23(11), p.843 - 850, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度送入事故条件下の酸化物燃料よりのFP(主にゼノン,よう素)の放出挙動を明らかにするため、種々の軽水炉燃料をNSRRにおいて照射した後、照射燃料試料系中のCs-137を測定した。NSRR照射に依ってUOペレット中に生成したFP(主にゼノン-137,よう素-137)は、UOの蒸発と相関しつつペレット外に放出された。ここでUOの蒸発は、固体UOから昇華した部分および飛散した溶融UOから蒸発した部分を含めている。350cal/g・UO以上の発熱量において、蒸発は相当量に達した。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1021 - 1026, 1981/00
UOペレットからペレット外に、および燃料棒被覆管のピンホールからループ1次冷却水中に放出される
Iの量とその様相を追求するため、原子炉内水ループにおいて、人工的にピンホールを付けた燃料棒を用いてFP放出実験を行った。 人工的にピンホールを付けた燃料棒は、沸騰水型運転モードにおいて照射されたが、照射時間は21.2日であった。冷却水中のIの量は、試料採取後に化学分離してから
線スペクトロメトリーにより測定した。 照射終了時点において、人工的にピンホールを付けた燃料棒からループ1次冷却水中に放出されたIの量は1.9Ciであった。照射期間を通して、Iの平均放出率は2.5
Ci/sであった。
石渡 名澄
日本化学会誌, (6), p.1027 - 1033, 1981/00
人工欠陥燃料と炉内水ループを用いたFP放出実験において、I-131とCs-137の放出挙動に対するループ1次冷却水温度の条件変動の影響を追及した。 JMTR定格出力運転等価時間として約12日間の照射後に、ループ1次冷却水温度降温操作が始まり、それから6時間後に原子炉停止操作が行われた。上述のような操作が行われている間に、燃料棒から放出されるI-131の様相を明らかにするため、ループ1次冷却水中のI-131量を測定した。併せてCs-137量の測定も行った。 I-131の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時および原子炉停止操作時に出現した。Cs-137の平均放出率よりも大きい放出率のピークは、ループ1次冷却水温度降温操作時に出現した。
鈴木 義雄; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 近藤 忠美; 田中 純利; 鎌田 崇; 浅見 哲夫
JAERI-M 6862, 22 Pages, 1977/01
JRR-2では原子炉運転時にFPの放出がこれまでに2回確認された。JRR-2のFFDでは破損燃料要素の位置決め(ロケーション)は全く不可能である。そこでJRR-2におけるロケーション技術の確立を目的として、各燃料要素上部の重水をサンプリングし、
および線放射能並びに線スペクトルによる核種分析などの測定を行なった。破損燃料要素は1回目がTM-15、2回目がMB-403と断定できた。これらの燃料要素取り出し後、重水の放射能は低下し、FFD指示値も正常に戻った。2回のロケーションによって、原子炉停止1~3日の間では、
Tc、
Xeを測定対象核種とし、線スペクトル並びに線放射能測定を併用することによりFP放出燃料要素の位置決めが比較的早く確実にできる事がわかった。
飛田 勉; 岩本 多實
JAERI-M 5265, 19 Pages, 1973/05
高温ガス炉用燃料ペレッ卜中の被覆粒子の破損率測定について、硝酸浸出法、乾式酸化-酸浸出法、電気化学的解砕-酸浸出法のいずれも酸浸出を伴なう三つの方法について実験的検討を行なった。その結果、硝酸浸出法では硝酸がペレット内部まで充分に浸透しないこと、乾式酸化-酸浸出法ではペレットの酸化処理過程でSic被覆層の破損を完全に防止できないことがわかり、両者ともに測定法として不適当であることがわかった。しかし電気化学的解砕-酸浸出法は被覆燃料粒子に損傷を与えることなくペレットを解砕した上、破損被覆燃料粒子中のウランを溶出できるので、被覆燃料粒子破損率の測定が可能であることがわかった。
望月 恵一; 池田 隆明*
Report of a Panel, Vienna, 13-17 November, p.129 - 165, 1968/00
抄録なし
