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相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00424_1 - 21-00424_13, 2022/08
高温ガス炉(HTGR)は炉心溶融が起こらない安全性が高い次世代原子炉である。しかし、HTGRの炉心のほとんどは黒鉛であるため、HTGRの安全性をより高めるためには燃料の耐酸化性を高めることが重要である。HTGRでは核分裂性物質を含む小球をセラミックスの被覆層で被覆した、直径1mm程度の被覆燃料粒子(CFP)が使用されている。CFPと母材の原料を混合したものを焼結したものが燃料要素である。母材は現在黒鉛である。本研究では模擬CFP(アルミナビーズ)と母材の原料(Si粉末,黒鉛粉末,樹脂)を型に詰めて熱間加圧し、SiCと黒鉛の混合母材を持つ耐酸化燃料要素を製造した。事故条件下でも燃料要素の健全性を保つためには、耐酸化性のみならず機械強度も高い燃料要素を開発する必要がある。熱間加圧条件は燃料要素の機械強度に影響する因子の一部と考えられる。機械強度が高い燃料要素のための熱間加圧条件の最適化のためには、熱間加圧条件と機械強度の関係を定量的に評価する必要がある。本研究では、統計学的実験計画法を導入することにより、熱間加圧条件と機械強度の関係を表す応答曲面の構築し、最適な熱間加圧条件を評価した。
佐々木 孔英; 三浦 柊一郎*; 福元 謙一*; 後藤 実; 大橋 弘史
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08
高温ガス炉燃料用のCsトラップ材を開発するため、BiとSbを候補材としてCs-BiやCs-Sbをグラファイト吸収させた試験片を準備し、1500
Cまでの熱分析(TG)にて高温下における化学的安定性を評価した。実験の結果、Csは、BiよりもSbと化合することで1500C CTGを経ても良好な安定性を確認できた。なお、何れの試験片においても800Cから1000Cの領域で見られた急激な重量減少は、試験片からCs(沸点671C)が蒸発したためと考えられる。TG後のCs-Sb/グラファイト試験片中にCs-Sb析出物が見られ、その組成はCs
Sbと同定できた。この実験結果から、Sbはグラファイト中に分散させるCsゲッター材として機能し得ることが分かった。今後、高温ガス炉燃料へのCsトラップ材としての適用性を評価するためには長時間加熱試験の実施が求められる。
相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.107 - 116, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)再処理Pu量低減のより安全な方法としてPu燃焼高温ガス炉の概念が提案されている。この炉の概念では、超高燃焼度と核拡散抵抗性のためにZrC被覆PuO
-YSZ核をTRISO被覆した被覆燃料粒子が採用されている。PuO-YSZ核を模擬したCeO-YSZ核が製造された。CeはPuの模擬物質である。CeO-YSZ核はZrC被覆されてZrC被覆CeO-YSZ核となる。このZrC被覆CeO-YSZ核の微細構造は報告済みである。本報ではZrC被覆していないCeO-YSZ核の微細構造を報告した。ZrC被覆していないCeO-YSZ核の表面を含む領域ではZrが多い結晶粒とCeが多い結晶粒の両方が密に分布していた。一方、ZrC被覆したCeO-YSZ核においては、CeO-YSZ核の表面付近は多孔質であり、主にZrが多い結晶粒から成っていた。以上により、ZrC被覆中にCeO-YSZ核表面付近のCeが多い結晶粒は腐食され、Zrが多い結晶粒はほとんど腐食されなかったことが確認された。
相原 純; 安田 淳*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 本田 真樹*; 大平 幸一*; 橘 幸男
日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.237 - 245, 2019/12
原子力機構は、深刻な酸化事故時の高温ガス炉(HTGR)の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。被覆燃料粒子(CFP)の模擬であるアルミナ粒子をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が1.00である耐酸化燃料要素(模擬)が製造され、母材のX線回折スペクトルからSiとCのピークは検出されなかった。燃料要素中のCFPの破損割合はHTGR燃料の非常に重要な検査項目の1つである。そのためにはCFPが追加破損を起こさないように燃料要素から取り出すことが必要である。このCFP取り出しの方法を開発した。SiCのKOH法または加圧酸分解法による溶解がこの方法として適用できる見通しを得た。ただし、CFPの外側高密度熱分解炭素(OPyC)層が残っていることが必要である。OPyC層の一部または全部は燃料要素の焼成中に混合粉末中のSiと反応してSiCに変化するものと予測される。
相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 水田 直紀; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Journal of Nuclear Materials, 522, p.32 - 40, 2019/08
被引用回数：3 パーセンタイル：31.36(Materials Science, Multidisciplinary)Pu燃焼高温ガス炉を実現するため、高い核拡散抵抗性および超高燃焼度達成のため、ZrCで被覆したPuO-イットリア安定化ジルコニア(YSZ)燃料核を持った被覆燃料粒子を採用した。日本原子力研究開発機構はPuO-YSZ核を模擬した粒子(CeO-YSZ粒子または市販のYSZ粒子)に対するZrC被覆を行った。CeはPuの模擬物質しして用いられた。本稿では、ZrC被覆されたCeO-YSZまたはYSZ粒子の微細構造を報告する。CeO-YSZ核はCeが多い粒とZrが多い粒から成っていた。CeO-YSZ核表面近くのCeが多い粒はZrCの原料ガスにより腐食された。YSZ核の場合、YSZ核とZrC層は結合していた。燃料コンパクト焼成を模擬した熱処理の後、ZrC層はYSZ核と完全に剥離し、破損していた。ZrC層とYSZ核の両方で顕著な結晶成長が起こっていた。ZrC層中の粒内及び粒界の両方にボイドが分布していた。更に、微細構造の観察結果に基づき、ZrC被覆PuO-YSZ燃料核の製造技術開発の方向性について議論した。
相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男
日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03
原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。
沢 和弘; 山下 利之; 湊 和生; 荒井 康夫; 小無 健司*
日本原子力学会誌, 44(9), p.657 - 662, 2002/09
軽水炉用UO燃料及び高速炉用MOX燃料以外に近年国内で行われた研究開発に進展が見られた燃料として、高温ガス炉燃料,イナートマトリクス燃料,アクチノイド水素化物燃料を取上げて、燃料概念と最近の研究開発状況について記述した。このほか、長寿命核分裂生成物核変換ターゲットの研究開発状況についても述べた。
小森 芳廣
最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.241 - 250, 2001/06
原研では、JMTRの利用に関し多様な利用ニーズに応えるべく、照射技術の開発が行われ、その結果多くの種類のキャプセルが開発され照射試験に利用されている。このうち、原子炉燃料に関しては、軽水炉燃料、高温ガス炉燃料、高速炉燃料等の照射試験が実施されており、定常的な中性子照射のほか、出力急昇試験,FPガス放出率測定試験,温度急昇試験等が行われている。本報告では、これらの照射試験に用いられる照射キャプセル,関連する計測制御技術等について概説する。
宇賀神 光弘; 柴 是行
Journal of Nuclear Materials, 74(3), p.354 - 357, 1978/03
被引用回数：0高温ガス炉燃料系Th-U-C-O内の3相平衡〔(ThU)O+〔ThU〕C+C〕を熱力学的に解析し、KFAで開発された燃料タイプ(ThU)C添加(ThU)O粒子についてそのCO内圧並びに(ThU)Oと(ThU)CへのUの分配を評価した。その結果、CO内圧は2000kにおいて0.1気圧以下であり(無添加核では数百気圧に達する)、炭化物添加の効果が熱力学的計算によって裏付けられた。更に重要な知見として核分裂性ウランは(ThU)Cに富化されることが明らかとなった。例えば、粒子のU/(Th+U)比が0.1のとき(ThU)Oに3%(ThU)Cを添加した場合、前者の(Th+U)中のU濃度が7%であるに対して後者のそれは95%である。
辻野 毅
日本原子力学会誌, 18(4), p.202 - 207, 1976/04
乾式再処理法は湿式法に比して、原理的に種々の利点を有しているが、今なお技術的問題点が未解決であり、実用化に至っていない。しかしながら、最近、工程の単純化および環境安全性向上の観点から、乾式手法が再評価され湿式工程への適用性が論じられている。本稿では、まず乾式手法の特質,乾式再処理の現状と問題点をのべ、ついで乾式再処理の研究開発と関連づけながら、主として、前処理工程への乾式手法の適用性について、現状と問題点を解説し、終りに廃液固化および後処理工程について触れる。
植田 祥平; 相原 純; 角田 淳弥; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
no journal, ,
100GWd/t規模の高燃焼度で使用可能な新設計の高温ガス炉(HTGR)燃料の照射性能を把握するため、カザフスタン核物理研究所(INP)が所有するWWR-K炉を用いたキャプセル照射試験を実施した。本報では、照射中に燃料から放出される核分裂生成物(FP)の放出率データにもとづく燃料の健全性評価の結果ならびに照射後試験の計画を報告する。
山本 健義*; 東條 拓也*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 相原 純; 橘 幸男
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)用燃料の耐酸化性を向上させるため、燃料コンパクトとして、これまでの黒鉛母材に代わるSiC/C混合母材の適用についての研究開発を進めている。この研究開発の一環として、試作したSiC/C混合母材燃料(模擬)コンパクトのヤング率を圧縮試験及び超音波法により測定した。データのバラつきについて、コンパクトが完全な等方性を有していないためであると考えられる。また、試作条件とSiC/C混合母材燃料(模擬)の強度の関係をモデル化し、高い強度を持つSiC/C混合母材燃料の製造条件を予測するために適したSiC/C混合母材燃料(模擬)の試作条件を決定した。
相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; 小河 浩晃; 柴田 大受; 水田 直紀; 稲葉 良知; 橘 幸男
no journal, ,
現在の高温ガス炉の燃料要素は、被覆燃料粒子を黒鉛及び樹脂の混合物である母材原料粉末でオーバーコートし、押し固めて成形した後に焼成したものである。耐酸化性能の向上のため、この黒鉛母材をSiCを含む母材(SiC/C母材)に置き換えるための技術開発を行った。具体的には被覆燃料粒子の模擬材としてアルミナ粒子を、母材原料粉末として黒鉛・Si・樹脂の混合物を各々用い、耐酸化燃料要素(模擬)の試作試験及び酸化試験を行った。その結果、母材に先行研究の3倍のSiを含む(Si/C=約0.551)耐酸化燃料要素(模擬)を試作できた。XRD測定を行ったところ、母材からSiのピークは検出されなかった。また、過去の研究よりも良好な耐酸化性能を確認した。
黒田 雅利*; 東條 拓也*; 山本 健義*; 相原 純; 橘 幸男
no journal, ,
高温ガス炉は固有の安全性を有する第4世代原子炉である。しかしながら、高温ガス炉特有の事故である空気侵入事故時に想定をはるかに超える空気が炉内に侵入した場合には、燃料要素が酸化する恐れがある。そのため、燃料要素自体に耐酸化性能を有する耐酸化燃料要素の研究開発が現在進められている。燃料要素の健全性が事故時においても維持されるためには、高強度な耐酸化燃料要素の作製技術が求められる。そこで本研究では、耐酸化燃料要素の成形体の強度に影響を及ぼすパラメータとしてホットプレス条件を取り上げ、統計的手法を適用することによりホットプレス条件から成形体の強度を予測できるモデルを作成した。またそのモデルにより高強度な耐酸化燃料要素を作製できるホットプレス条件を予測した。
佐々木 孔英
no journal, ,
「日本原子力研究開発機構とポーランド共和国の国立原子力センターとの間の高温ガス炉技術の分野における研究開発協力に関する実施取決め」の協力項目の一環として、「第3回コジェネレーションと熱利用のための高温ガス炉技術開発セミナー」のために、高温ガス炉の高燃焼度燃料設計手法について発表した。
佐々木 孔英
no journal, ,
高温ガス炉プラントの被ばく線量低減、原子炉一次系事故時の安全性向上、遮へい壁厚削減に伴うプラントのコンパクト化や建設コスト削減を期待し、Cs捕獲機能を有する燃料被覆材を開発する。Csゲッター材として、BiとSbを選定し、カーボン組織中に模擬Csトラップ化合物を形成させ、1500Cの高温安定性を検証した。Biはカーボン中に析出したもののCs化合物の形成は確認できなかった。Sbはカーボン中にCs化合物(CsSb等)を形成し、1500Cの高温下でも安定性を示したことから、Csトラップ材として機能を有することが分かった。
長谷田 雅也*; 相原 純; 沢 和弘*
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)の被覆燃料粒子(CFP)の照射中の破損確率は、CFPの熱分解炭素(PyC)層の照射特性に強く依存する。しかし、PyC層の照射データを新たに取得することは困難である。そこで過去の研究において、様々なベーコン異方性因子(BAF)を持ったPyC層の照射特性をまとめたある文献および、高温工学試験研究炉(HTTR)燃料の照射試験結果に基づいて破損確率を計算することが提案された。そして、日本製CFPのPyC層のBAFはある値であると仮定して破損確率を計算することが提案された。本研究ではこのBAFを用い、日本製CFPの別の照射試験の条件で破損確率の計算を行い、計算結果が実験結果と合致しないことを明らかにした。
河野 海都*; 相原 純; 澤 和弘*
no journal, ,
高温ガス炉(HTGR)の被覆燃料粒子(CFP)の照射中の破損確率は、CFPの熱分解炭素(PyC)層の照射特性に強く依存する。しかし、PyC層の照射データを新たに取得することは困難である。そこで過去の研究において、様々なベーコン異方性因子(BAF)を持ったPyC層の照射特性がまとめられた文献および、高温工学試験研究炉(HTTR)燃料の照射試験結果に基づいて破損確率を計算することが提案された。そして、日本製CFPのPyC層のBAFはある値であると仮定して破損確率を計算することが提案された。本研究ではこのBAFを用い、日本製CFPの別の照射試験の条件(HTTRに比べて高燃焼度の照射条件)で破損確率の計算を行った。
