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相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11
原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。
後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 深谷 裕司; 稲葉 良知; 橘 幸男; 國富 一彦; 岡本 孝司*
no journal, ,
本研究では、高燃焼度における内圧破損の観点から被覆粒子燃料の成立性を評価して被覆層厚さなどの仕様を決める。また、炉心の核的および熱的な成立性を評価して燃料、可燃性毒物および制御棒の炉内配置を決める。平成26年度はこれらの評価に必要な解析コードの整備、解析手法の検討、および計算モデルの作成を行った。
後藤 実; 稲葉 良知; 相原 純; 植田 祥平; 橘 幸男
no journal, ,
原子力機構では、高温ガス炉の特徴的な事故のひとつである空気侵入事故時における耐酸化性能を向上した、革新的な燃料要素の基礎基盤技術の確立を目指し、耐酸化性能に優れるSiCを燃料要素の母材として新たに適用する技術開発を行っている。本発表では、耐酸化燃料要素装荷した高温ガス炉の核熱設計について報告する。
後藤 実; 中川 繁昭; 松浦 秀明*; 片山 一成*
no journal, ,
原子力機構と九州大学は、高温ガス炉を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法を検討している。本手法は、リチウム化合物を高温ガス炉に装荷して
Li(n,
)T反応によりトリチウムを生産するものである。これまでに、リチウムの最適な装荷方法、トリチウムの閉じ込め方法及びリチウム装荷高温ガス炉の核熱設計について検討を行い、本手法の成立性を確認した。このうち、リチウム装荷高温ガス炉の核熱設計の検討については、燃料期間は1年、炉停止余裕は15%
k/k以上、反応度温度係数は-0.06%k/k/
C以下及び燃料最高温度は1473Cとなり設計要求を満たすことを確認した。本報では、核熱設計の検討結果について述べる。