Investigation of irradiated properties of extended burnup TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。

ワンススルー型微小試料密度測定装置の開発

小野澤 淳; 串田 輝雄; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-061, 39 Pages, 2004/11

JAERI-Tech-2004-061.pdf:8.64MB

照射済み燃料に生じるスエリング(体積膨張)は、照射による核分裂生成物(FP)のペレット内への蓄積によって発生する。スエリング率は、照射中の中性子束密度に依存するため、ペレットの中心部と外周部ではその値が大きく異なる。これらを詳細に比較するためには、ペレットから採取した幾つかの微小試料(数mgから数十mg)の密度を正確に測定する必要があるが、原研・燃料試験施設における現有の放射性試料対応型密度測定装置では、微小試料の密度を高精度で測定するのは困難である。このような背景のもとに、高い放射能を有する微小な試料の密度を、遠隔操作によって高精度かつ容易に測定を可能とするワンススルー型微小試料密度測定装置を開発した。本開発では、31tmmの試料における密度値1%TD以下,標準偏差0.05以内を目標精度とした。形状,重量,密度の異なる金属標準試料及びセラミック標準試料を用いた種々の特性試験の結果において、当該装置に期待される十分な性能を有することが確認できた。また、可動部をモーター駆動することにより測定にかかわる一連の流れを自動化し、遠隔操作にて容易に密度測定が可能となった。今後、本装置をホットセル内に設置する予定である。

高燃焼度高温ガス炉用被覆燃料粒子の照射試験; 91F-1Aスィープガスキャプセル照射試験

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。

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00107-0

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550で照射した後、550でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

新型燃料開発のための燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念

天野 英俊; 長谷川 圭佑; 山原 武; 鈴木 康文; 古田 照夫

JAERI-M 93-103, 75 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-103.pdf:2.35MB

軽水炉将来技術開発計画特別チームでは、1990年7月以来、軽水炉将来技術と総合試験施設構想(試験炉、燃料関連試験施設、炉工学関連試験施設等)の検討を行ってきた。燃料関連試験施設のうち燃料製作・試験施設では、超高燃焼度を目指した高プルトニウム富化MOX燃料、TRU含有燃料等新型燃料の照射試験用燃料の製作並びにその確性及び特性試験が行えることを想定している。また照射後試験施設では、これらの燃料の照射後試験が行えること、特に物性試験が行えることを想定している。加えて試験後の継続照射を行えるよう考慮している。本報告書は、燃料製作・試験施設及び照射後試験施設の概念、具備機能、施設構造について述べたものであり、さらにこれら施設・設備の安全予備解析を行い、その結果、基本的にはこれまでの施設設計概念で充分施設の安全性が確保しうることが確認された。

被覆燃料粒子の照射挙動試験(VI) (74F-1AキャプセルによるJMTR照射)

福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 湊 和生; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清

JAERI-M 84-199, 39 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-199.pdf:4.2MB

多目的高温ガス実験炉の予備設計仕様に基づいて48年度及び49年度に試作した破覆粒子及び英国から輸入した破覆粒子を74F-1AキャプセルでJMTR反射体領域孔において5サイクル照射した。この照射では、破覆粒子に対する高速中性子照射量が最高9.610n/cm、その燃焼率が2.5%FIMAであったが、照射温度は1140Cと、予定の温度よりかなり低かった。照射後試験では、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察などを行い、破覆粒子の照射性能を調べた。その結果、48年度試作破覆粒子は比較的健全であったが、49年度試作破覆粒子では、その最外PgC層は強度的に不安定であった。英国からの輸入粒子は国産粒子に比べて照射性能においてかなり劣っていた。

照射後試験法としての中性子ラジオグラフ

鶴野 晃; 鈴木 紘; 田畑 俊夫

日本原子力学会誌, 17(10), p.554 - 558, 1975/10

https://doi.org/10.3327/jaesj.17.554

照射後試験法の一つとしての非破壊検査は、試料の内部の状態を正確に把握することを目的とし、あとに続く試験に有益な情報を提供する。X線ラジオグラフを補うものとして中性子ラジオグラフを使用することは早くから注目されていた。その理由は、第1に熱中性子が鉛,ウランなど重金属を容易に透過すること、第2に間接法を用いることにより照射剤試料からの放射線の影響を除去できることである。我々は原子炉を中性子源とする中性子ラジオグラフを実用化することを考え、ホットセルより照射済試料をキャスクにて原子炉まで運搬し撮影することを試みた。JRR-3中性子ラジオグラフ装置の概要と照射済試料の撮影例ならびに露出条件、解像力について一部実験を行なったので、その結果を報告する。