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峯尾 英章; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 後藤 実; 佐藤 博之; 竹上 弘彰
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(9), p.504 - 508, 2020/09
高温ガス炉は、ヘリウムガス冷却,黒鉛減速の熱中性子炉で、優れた固有の安全性を有しており、発電のみならず、水素製造などの多様な熱利用に用いることができる。このため、我が国のみならず、海外においても温室効果ガス削減に有効な技術として期待されている。本稿では、ガスタービン発電や水素製造などの熱利用施設と高温ガス炉で構成される高温ガス炉システムの実用化に向け、原子力機構が取り組んでいる技術開発の最前線を紹介する。
片西 昌司; 武井 正信; 中田 哲夫*; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 3(1), p.67 - 75, 2004/03
日本原子力研究所では、高温工学試験研究炉(HTTR)の開発経験をもとに、実用高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計研究を進めており、その一環として、燃料棒の構造設計を実施した。2種類の燃料棒構造を考案し、照射中に予想される変形や応力に対する構造強度検討,流路圧力損失,製作性等の観点で比較を行い、成立性を確認した。第一の構造は、燃料棒に支持用スペーサを取り付け流路内での水平方向支持を行うものであり、第二の構造は、燃料棒を装荷する流路の内壁に燃料棒支持用のリブを設けるものである。どちらも構造強度上は成立性があり、圧力損失及び製作性の観点で第一の構造が有利であるとの結論を得た。今回の燃料棒としての構造検討結果と既に報告した被覆燃料粒子の健全性評価結果とを併せて、GTHTR300用の高燃焼度燃料の構造を決定し、その成立性を明らかにした。
片西 昌司; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(1), p.55 - 67, 2003/01
高温ガス炉は、セラミック被覆の燃料粒子や黒鉛の炉心構造物を用いることから、高温に耐えることができ、かつ、異常時の過渡挙動が緩慢であるといった固有の安全性を有している。最も特徴的な事項は、受動的冷却設備のみにより、事故時の炉心の残留熱除去が可能であることであり、これによりシビアアクシデントフリーのシステムとすることが可能となる。原研では、高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の設計を進めており、高温ガス炉の固有の安全性を活かした安全設計方針を策定した。また、格納容器を設置しなくても、減圧事故やスタンドパイプ破損事故において周辺住民の安全が確保されるとの見通しを得た。本報では、安全設計方針及び安全上の成立性に対する検討結果について報告する。
川崎 幸三
原子力年鑑2003年版, p.150 - 158, 2002/00
高温ガス炉開発をはじめとする高温工学試験研究について、平成13年4月から14年5月頃までの活動状況を中心にまとめた。本稿は、高温ガス炉開発の意義,高温工学試験研究炉(HTTR)の状況,出力上昇試験,所内関連部門の活動及び海外における高温ガス炉開発の動向と国際協力について記述している。
茂木 春義; 田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1994, 0, p.305 - 310, 1994/00
日本原子力研究所は、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化を図るとともに高温工学に関する先端的基礎研究を行う熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度850
Cの高温工学試験研究炉(HTTR)を平成10年の臨界を目指し建設中である。本報は、HTTR建設の経緯、高温ガス炉の特徴、HTTRの概要及び建設の現状を日本機械学会が主催する「第4回動力エネルギー技術シンポジウム 動力エネルギー技術の最前線94」に発表するため、まとめたものである。
伊藤 光雄; 磯 修一; 星野 昭*; 鈴木 修一*
JAERI-M 92-040, 14 Pages, 1992/03
高温ガス炉で用いられる燃料コンパクト中のウランを定量するため、フッ化カリウム融解-酸化重量法について検討し、その方法を確立した。燃料コンパクトを酸化して得られるTRISO型被覆燃料粒子をフッ化カリウムで融解したのちウランを重ウラン酸アンモニウム沈澱として回収する。沈澱を850Cで強熱してハミ酸化ウランに酸化し、その重量からウランを定量する。試料の融解条件は被覆燃料粒子10gに対してフッ化カリウム50g、900C、3時間が適当であった。本法による燃料コンパクト中のウランの定量結果は21.04
0.05g(n=3)であり、非破壊
線測定法による定量結果は21.010.07g(n=3)であった。
赤堀 光雄; 白鳥 徹雄; 福田 幸朔
JAERI-M 90-143, 13 Pages, 1990/09
高温ガス炉用燃料としての酸化トリチウム系被覆燃料粒子の破損を検出する方法として高温酸浸出法を適用し、その最適試験条件等の実用性を実験的に調べた。耐熱・耐圧性密閉容器の使用により、フッ化物としてNaFを添加した硝酸溶液(0.01M NaF/13M HNO
)による沸点以上の高温下における酸浸出法試験を含むThO
及び(Th,U)O燃料核被覆粒子に適用した。そして、(Th,U)O被覆粒子では160C-6時間の条件で実用可能であること、一方、ThO被覆粒子ではさらに高温下での試験が必要であることを明らかとした。また、この条件では、熱分解炭素被覆層が腐食されること及び燃料物質のフッ化物が生成されることが明らかになった。
小川 徹; 井川 勝市
High Temp.Sci., 22, p.179 - 193, 1986/00
被覆燃料粒子SiC層の核分裂生成物Pdによる腐食は高温における燃料寿命に影響する。腐食過程の理解のために、被覆燃料粒子をPd蒸気および粉末中で加熱し、反応のモルフォロジーを調べるとともに、反応生成物の同定を行った。Pd-Si-C三元系における拡散経路を推定し、腐食過程について考察した。SiC代替材として有力なZrCについてもPdとの反応を調べた。ZrCはSiCよりもPdによる腐食に対して強いことが分った。また、ZrCとAg-Pd合金との反応について調べ、ZrPdの生成自由エネルギーとして、1473Kにおいて-271KJ/molという値を得た。
湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市; 松島 秀夫; 黒羽根 史朗
Journal of Nuclear Materials, 119, p.326 - 332, 1983/00
被引用回数：7 パーセンタイル：64.8(Materials Science, Multidisciplinary)照射済Triso型被覆燃料粒子の破壊強度を調べた。破壊強度試験は、17種の照射済試料および8種の未照射試料について行なった。試験の結果、破壊強度は高速中性子照射量の増加に伴い減少していった。照射温度は、破壊強度にあまり影響しなかった。また、熱分解炭素の原料がプロパンの粒子とプロピレンの粒子との間には、照射による強度変化に違いは見られなかった。破壊強度の減少を照射済被覆粒子の被覆層中の応力と結びつけて説明することはできなかった。照射済の被覆粒子のSiC層は劣化していた。SiC層の劣化は被覆粒子の破壊強度を減少させたと考えられる。
小川 徹; 井川 勝市
Journal of Nuclear Materials, 107, p.337 - 342, 1982/00
被引用回数：2 パーセンタイル：62.69(Materials Science, Multidisciplinary)C/Zr=1.0の化学蒸着ZrC層の微細組織を調べた。蒸着時の微細組織に影響する因子として、蒸着温度、線蒸着速度、粒子流動状態をとりあげた。また、これらの因子による蒸着組織の間の差異が、1800C1時間の焼鈍による再結晶の結果、ほとんど消滅してしまうことを認めた。
湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(1), p.69 - 77, 1982/00
被引用回数：8 パーセンタイル：65.74(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用TRISO型被覆燃料粒子から取り出したリング状のSiC層に対して、強度およびヤング率の測定を行なった。用いた試料は、未照射のもの4種および照射したもの2種である。その結果、大きな結晶粒(約5
m)から成る柱状組織のSiCは、小さな結晶粒(1m以下)から成る帯状組織のものよりも強度が大きかった。前者のSicの強度は1700MN/m
以上であったのに対し、後者のSiCの強度は1600MN/m以下であった。密度の低い(3.14g/cm
)SiCの強度は、ここで用いた試料の中で一番小さかった。核分裂片による照射によって、小さな結晶粒から成る帯状組織のSiCの強度は、14%増加した。一方、大きな結晶粒から成る柱状組織のSiCの強度は、照射によってほとんど変化しなかった。ヤング率は、324~381GN/mの間の値であったが、SiCの微細組織や照射によるはっきりとした影響は認められなかった。
湊 和生; 飛田 勉; 福田 幸朔; 井川 勝市
JAERI-M 9339, 15 Pages, 1981/02
ガス・スイープキャプセルである75F-5Aキャプセルに封入した燃料コンパクトと同一製造バッチの燃料コンパクト3種類について、被覆粒子破損率、黒鉛マトリックスのウラン汚染率、および被覆粒子最外層のウラン汚染率の検査を行なった。被覆粒子破損率および黒鉛マトリックスのウラン汚染率の検査は、燃料コンパクトの電気化学的解砕-酸浸出法で行ない、その結果、前者は10
の桁の値、後者は10
の桁の値であった。また、被覆粒子最外層のウラン汚染率の検査は、被覆粒子最外層の化学的酸化-酸浸出法を用いた。その結果、10
の桁の値を得た。
小川 徹; 井川 勝市; 岩本 多實
Journal of Nuclear Materials, 97(1-2), p.104 - 112, 1981/00
被引用回数：46 パーセンタイル：96.7(Materials Science, Multidisciplinary)種々の核燃料粒子に、1350°~1600CでZrC被覆をほどこした。供給ガス組成はZrBr
,CHH,Arであった。結果は、Zr-C-H-Br系の熱化学解析と比較された。メタン流量に、メタン熱分解効率の補正を行う事によって、ZrC蒸着物の重量と組成を供給ガス組成から熱化学的に計算できることが示された。メタン熱分解の活性中心概念と、表面のごく近傍での局所化学平衡とに基づいて、ZrC蒸着モデルを構成し、実験結果を定性的に説明した。
小川 徹; 井川 勝市
Journal of Nuclear Materials, 98(1), p.18 - 26, 1981/00
被引用回数：23 パーセンタイル：90.3(Materials Science, Multidisciplinary)SiC-TrisoおよびZrC-Triso被覆燃料粒子の、全粒子(第4層)破壊強度、第3層破壊強度を測定した。被覆粒子粒径と第3層厚さが異ならなければ、これら2種のTriso被覆燃料粒子の第3層破壊強度はほぼ等しかった。Delleらのモデルによって計算した第3層破壊応力は、まだ被覆粒子粒径への依存性を含んでいることがわかった。破壊応力を粒子半径で除した値は、第3層材料に関してほぼ一定であった。未処理状態の第4層破壊強度は、SiC-Triso粒子がZrC-Triso粒子を上回ったが、1800C1時間の焼鈍により、この関係は逆転した。焼鈍の結果、第4層強度はSiC-Triso粒子では減少し、ZrC-Triso粒子では増大した。これらの変化を、それに伴う第3層破壊強度の変化に帰すことはできなかった。
荒井 長利; 幾島 毅; 佐藤 貞夫; 鈴木 勝男; 谷 雄太郎*; 黒木 修二*
JAERI-M 6945, 101 Pages, 1977/03
多目的高温ガス実験炉第1次概念設計における参考炉心としてMark-III炉心が設計された。本書はこの炉心における燃料の健全性に係わる主要な特性と核分裂性生物の放出特性の解析結果をまとめたものである。解析した特性は、被覆粒子のアメーバ効果・被覆層応力燃料棒および黒鉛ブロックの応力、燃料棒からの金属FPの放出などである。これらの解析によって、Mark-III炉心における燃料の安全性は基本的に確保され得るものと評価された。今後はこれらの設計特性を燃料の試験研究によって確証していく事が必要であろう。
林 悌二; 宮坂 靖彦; 岩本 多實
JAERI-M 6908, 16 Pages, 1977/01
JRR-2・円筒燃料孔でニ体の温度無制御方式キャプセルにより被覆燃料粒子を照射し、簡単な熱計算を行った。原子炉出力をステップ状に上げ、キャプセルの5ケ所に設置した熱電対で測温した。照射済被覆燃料粒子の燃焼度測定結果とTHERMOSコードによる熱中性子束分布より線出力を決定した。この結果に基づいて多重管ノードの温度を求め実測値と比較した。その結果、被覆燃料粒子が照射容器中に比較的分散して装荷された場合、計算上装荷位置を容器の中心に変更しても計算値と実測値の間に良い一致が見られた。一方、分散させずに装荷された場合、被覆燃料粒子を円柱と仮定すると計算値と実測値の間に比較的良い一致が見られた。また、被覆燃料粒子充填層の実効熱伝導度として、K(watt/cm・C)=3
10 t(C)+0.02を得た。
岩本 多實; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 菊地 章
JAERI-M 6717, 33 Pages, 1976/09
46年度試作国産燃料粒子の照射試験がJMTR反射体領域にあるJ-12孔を使って、71F-7Aキャプセルで実施された。この照射目的は同燃料粒子の照射安定性を調べることである。照射はJMTR
17~18サイクル(1972年10月2日~同年12月14日)にわたって、43日間の実効照射時間でおこなわれた。照射温度は1180~1040C、燃焼度は2.02~1.78%FIMA、高速中性子束は最高で110
n/cm(E
0.18MeV)であった。照射後、試料粒子の外観、金相、X線ラジオグラフィおよびFP挙動が調べられた。これらの試験から、照射粒子の破損率が1%~0.3%あったこと、UO核と被覆層の反応はみられなかったこと、破損しなかった粒子の破覆層には照射による劣化が見られなかったこと、破損しなかった粒子中のFPはよく保持されていたことなどがわかった。
岩本 多實; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 菊地 章
JAERI-M 6480, 32 Pages, 1976/03
多目的高温ガス炉被覆燃料粒子の照射試験のために、70F-4AキャプセルがJMTR反射体領域孔(H-12孔)で、照射され、東海H.L.で照射試験が行われた。照射された被覆燃料粒子は45年度に試作したUC核TRISO-Iおよび-II型粒子である。照射は第16サイクルで、1サイクルのみで行なわれた。その照射条件は照射温度1000~1300C、最高燃焼度1.84%FIMAでる。照射後、粒子試料に対して外観、金相、X線ラジオグラフィー、酸浸出などの検査および放出FPガス測定などが行われた。燃料核が露出するような大きな破損はどの試料にもみられなかったが、最外PyCが層が破損したものが2種類の試料にみられた。さらに燃料核ウランの被覆層内への移行、燃料核移動・(アメ-バ効果)およびSiC層の劣化などが観察された。
鹿志村 悟; 岩本 多實; 飯田 省三; 斎藤 光男
JAERI-M 6332, 27 Pages, 1975/12
重照射した被覆燃料粒子の非破壊検査用に東海研ホットラボに微小焦点X線ラジオグラフィ装置を設置し、照射しない粒子と照射済みの粒子を用いて性能試験を行った。装置は、550の微小焦点をもつX線を重照射粒子に曝射して粒子の透過写真を撮る方式のもので、ジュニア・セル内に設置され、操作は遠隔方式で行われる。設置後、まず照射しない粒子により撮影条件の選定を行い、ついでこの結果をもとにJMTRで約20000MWD/Tまで燃焼した粒子を用いてホットの性能試験を行った。これにより、本装置によって重照射粒子の非破壊検査が実施できることが判明した。
荒井 長利; 谷 雄太郎*
JAERI-M 6326, 72 Pages, 1975/11
高温ガス炉用被覆燃料粒子の使用限界を規定する一要因としてアメーバ効果がある。本報告書は、多目的高温ガス実験炉Mk-III炉心設計におけるアメーバ効果の検討評価について述べたものである。先ず、海外の照射実験データを参考として、UO燃料のアメーバ効果に対する設計法が検討された。これに基づいて、Mk-III炉心設計での燃料の幾つかの熱的状態におけるアメーバ効果が定量的に評価した。この結果、公称熱的状態での最大核移動量は約25であり、被覆粒子のFP保持機能は確保され得るものと予測された。なお、アメーバ効果に対して、より信頼度高い設計とするための今後の課題についても触れた。
