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論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(5), p.18-00084_1 - 18-00084_9, 2018/10

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。

論文

Study on Pu-burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO$$_{2}$$-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 5; Test and characterization for ZrC coating

植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07

プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO$$_{2}$$-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21$$mu$$mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。

報告書

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験; 燃料ピンの破壊試験(共同研究)

岩井 孝; 中島 邦久; 菊地 啓修; 長島 久雄; 木村 康彦; 松井 寛樹; 荒井 康夫

JAERI-Research 2002-038, 69 Pages, 2003/01

JAERI-Research-2002-038.pdf:12.46MB

原研-サイクル機構共同研究として、ウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料ピンを原研で作成し、高速実験炉「常陽」で照射試験を実施した。照射後試験のうちサイクル機構で実施した非破壊試験及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果については、既に報告されている。本報告書は、原研で実施した炭化物燃料及び窒化物燃料ピンの破壊試験の結果をまとめたものである。

論文

Behavior of uranium-plutonium mixed carbide fuel irradiated at JOYO

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 長島 久雄; 二瓶 康夫; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686 - 1693, 2003/00

高速実験炉「常陽」で約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する。ピーク線出力は71kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された。高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で、MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した。照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが、ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった。また、ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った。

報告書

ZrC-TRISO被覆燃料粒子の開発計画とZrC蒸着試験装置の製作

植田 祥平; 飛田 勉*; 猪 博一*; 高橋 昌史*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2002-085, 41 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-085.pdf:2.66MB

被覆燃料粒子をさらに高温領域で使用するために、従来の被覆層として使用されている炭化ケイ素(SiC)よりさらに耐熱性の高い被覆材を用いることが有効である。炭化ジルコニウム(ZrC)は約2000$$^{circ}C$$の高温下で健全性を保ち、通常運転条件下での燃料核移動,核分裂生成物による腐食に対して耐性が高く、GENERATION-IVにおいてはVHTR燃料の候補として提案されている。商用規模でのZrC被覆燃料粒子の開発を行うため、先行研究のレビューにより今後の研究開発の課題を摘出し、これに基づいて研究開発計画を作成した。本研究では臭化物プロセスによる100gバッチ規模のZrC蒸着試験装置を製作し、各種試験を実施することとした。本報告では先行研究のレビュー,摘出した研究開発課題及び研究計画,ZrC蒸着試験装置の概要について述べる。

論文

Advanced coatings for HTGR fuel particles against corrosion of SiC layer

湊 和生; 福田 幸朔; 石川 明義; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.215 - 222, 1997/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.43

高温ガス炉用被覆燃料粒子のSiC層の腐食を防ぐために、3種類の新形式の被覆層を考案した。基本的考え方は、SiC層の内側に核分裂生成物を捕捉するための被覆層を付加することである。付加する被覆層として、SiCまたは遊離炭素を含むSiCを選定した。新形式被覆層の有効性を確認するために、新形式被覆層の被覆燃料粒子を製造し、炉外試験及び照射試験を実施した。新形式被覆層の有効性を完璧に実証するには追加の照射試験が必要であるが、ここでの試験により、新形式被覆層は、良好な照射健全性を有していること、及びSiC層の腐食を防ぐのに有効であることが明らかになった。

報告書

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定を行った。SiC層破損粒子では、$$^{144}$$Ce、$$^{106}$$Ru及び$$^{125}$$Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs及び$$^{154}$$Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

報告書

Preirradiation characterization of HTGR fuel for HRB-22 capsule irradiation test; JAERI/USDOE collaborative irradiation test for HTGR fuel

湊 和生; 菊地 啓修; 沢 和弘; 飛田 勉; 福田 幸朔

JAERI-Tech 95-056, 45 Pages, 1996/01

JAERI-Tech-95-056.pdf:3.02MB

高温ガス炉燃料の日米共同照射試験として、原研で開発を進めている燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射し、引き続き照射後試験を同所で実施することが計画された。本報告書は、日米共同HRB-22キャプセル照射試験用の原研燃料の製造プロセス及び照射前特性評価試験について記述したものである。この照射試験用の燃料コンパクトには、被覆燃料粒子のほかに、発熱量の調整のために模擬粒子が含まれていた。照射前特性評価試験は、被覆燃料粒子、模擬粒子及び燃料コンパクトを対象とし、不純物、寸法、密度、露出ウラン率、SiC層破損率などを測定した。また、光学顕微鏡、X線ラジオグラフィ及び走査電子顕微鏡により、燃料を観察した。その結果、これらの燃料コンパクトは、照射試料として適していること及び高い品質であることが明らかになった。

論文

Delayed neutron emission measurements from fast fission of U-235 and NP-237

W.S.Charlton*; T.A.Parish*; S.Raman*; 篠原 伸夫; 安藤 真樹

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 3, p.F11 - F20, 1996/00

これまで、原研ORNLアクチノイド研究契約に基づきマイナーアクチノイドの即発中性子放出率及び遅発中性子放出率などが測定されてきた。本研究の目的は、マイナーアクチノイドの高速中性子核分裂による遅発中性子放出率を測定することである。実験は、テキサスA&M大学研究炉(トリガ燃料プール型熱中性子炉)において行われた。炉内にB$$_{4}$$Cで周囲を囲んだ高速中性子場を設けアクチノイド試料を中性子照射した。遅発中性子放出率を測定する核種は、U-235,Np-237,Am-241,Am-243である。これらアクチノイド試料は、厚さ1mm、外径5mm$$phi$$、重量10mgである。照射後試料から放出される遅発中性子を計数し、各群毎の遅発中性子放出率及び半減期を測定した。U-235、Np-237試料の遅発中性子収率はこれまでの測定データと良い一致を示した。

論文

Failure mechanisms of fuel particle coating for high-temperature gas-cooled reactors during the coating processes

湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 北村 昶*; 金子 光信*

Nuclear Technology, 111, p.260 - 269, 1995/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.02(Nuclear Science & Technology)

燃料粒子の被覆層破損率を低減するために、被覆工程における被覆層の破損機構を調べた。各被覆段階の粒子を検査し、2種類の炭化ケイ素(SiC)層破損粒子があることがわかった。燃料核が部分的に炭化したSiC層破損粒子は、内側高密度熱分解炭素層が破損していると、SiC蒸着中に化学反応により生成されると考えられる。健全な燃料核のSiC層破損粒子は、SiC層被覆後の粒子を被覆装置から取り出す際に、機械的衝撃により生成されると考えられる。粒子の流動状態の制御および被覆の途中段階での粒子の取り出し装荷を行わない工程の採用により、被覆工程を改良した。

報告書

Review of experimental studies of zirconium carbide coated fuel particles for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔

JAERI-Review 95-004, 26 Pages, 1995/03

JAERI-Review-95-004.pdf:0.95MB

炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子について、燃料粒子の被覆形式、製造、特性評価、燃料挙動、及び核分裂生成物保持能の観点から、現在までの研究成果を調査・整理した。ZrCは、耐熱性に優れた化学的に安定な物質として知られており、Triso被覆燃料粒子の炭化ケイ素(SiC)層に代わり得る候補材である。数々の照射試験、照射後加熱試験、及び炉外実験により、ZrC層はSiC層よりも核分裂生成物や燃料による化学的腐食を受けにくいこと、及びZrC被覆燃料粒子はとくに1600$$^{circ}$$Cを超える高温において、Triso被覆燃料粒子よりも健全性に優れていることが明らかにされている。また、ZrC層は、ルテニウムについてはその保持能がSiC層より劣るものの、セシウムについては優れた保持能があることが確認されている。

論文

Thermodynamic analysis of behavior of HTGR fuel and fission products under accidental air or water ingress conditions

湊 和生; 福田 幸朔

IAEA-TECDOC-784, 0, p.86 - 91, 1995/01

高温ガス炉の炉心を構成する黒鉛、SiC被覆層、ZrC被覆層、およびB$$_{4}$$C制御材の空気または水との反応性について、熱力学的解析を行った。SiC、ZrC、及びB$$_{4}$$Cは、反応条件により、それぞれ、重量減少をともなう酸化反応及び重量増加をともなう酸化反応の2種類があり、事故条件においては、後者の反応がほぼ支配的であることが明らかになった。また、核分裂生成物の主要元素であるCsの挙動について、Bとの反応を考慮に入れて熱力学的解析を実施した。その結果、事故条件において、CsがBと出会う機会があれば、CsはBと反応することが明らかになった。このことは、Csの環境への放出を考える際に重要な知見となる。

論文

Internal flaws in the silicon carbide coating of fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 北村 昶*; 金子 光信*

Nuclear Technology, 106, p.342 - 349, 1994/06

 被引用回数:14 パーセンタイル:22.6(Nuclear Science & Technology)

被覆粒子SiC層の外観検査において、SiC層の内部欠陥が金色または白色の斑点として観察された。この欠陥は、SiCの化学蒸着中に周方向に形成されたポアを含んだSiCであった。これらの欠陥は、被覆粒子の機械的健全性および拡散障壁としての機能に影響すると考えられるので、排除しなければならない。系統的に選択した条件のもとでのSiCの蒸着実験を実施し、その結果、被覆中の粒子の流動状態が欠陥の生成に最も深く関わっていることが明らかになった。粒子の流動状態を適切に制御することにより、SiC層に内部欠陥をもたない被覆燃料粒子を、量産規模装置において、製造できるようになった。

論文

Nuclear fuels

小川 徹

Encyclopedia of Advanced Materials, 0, p.1793 - 1798, 1994/00

核燃料開発の技術的課題についての入門的解説記事。LWR燃料の構成と挙動理解の基礎、酸化物燃料調製と性質、高性能燃料としての炭化物、窒化物、合金の得失、将来炉燃料としての被覆粒子、さらに研究炉用燃料について概説する。

論文

Release behavior of metallic fission products from HTGR fuel particles at 1600 to 1900$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00

 被引用回数:46 パーセンタイル:3.65

Triso被覆UO$$_{2}$$粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900$$^{circ}$$Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、$$^{137}$$Cs,$$^{134}$$Cs,$$^{110m}$$Ag,$$^{154}$$Euおよび$$^{155}$$Euが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、$$^{137}$$CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。$$^{110m}$$AgのSiC中の拡散係数は$$^{137}$$Csの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。

論文

Performance of ZrC-coated particle fuel in irradiation and postirradiation heating tests

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 小林 紀昭; 角 重雄; 宮西 秀至; 高橋 五志生; 菊池 輝男

Journal of the American Ceramic Society, 75(11), p.2985 - 2990, 1992/11

 被引用回数:34 パーセンタイル:16.67(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆UO$$_{2}$$粒子は有望な高温ガス炉用燃料である。熱分解炭素とZrCとによって多層被覆を施した粒子燃料を最高約4%FIMAまで照射した。高速中性子照射量は2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{2}$$を越えた。寿命末期の核分裂生成物放出量は極く僅かであって、黒鉛マトリックスのU汚染で説明できた。照射後の破損率は実質的に0であった。最高2400$$^{circ}$$Cまでの照射後加熱試験では、同温度で約6000秒保持してようやく破損が発生した。

報告書

高温工学試験研究炉用燃料の空気酸化挙動

菊地 啓修; 林 君夫; 福田 幸朔

JAERI-M 92-114, 20 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-114.pdf:1.06MB

本研究は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において想定されている空気浸入事故に関連して、空気が十分に供給される極限状態での燃料の健全性および酸化挙動を実験的に把握することを目的とした空気酸化実験に関するものである。HTTR用燃料について、空気雰囲気中、900~1400$$^{circ}$$C、最大600時間(温度1300$$^{circ}$$C)の加熱を行った。空気酸化後に測定したSiC層破損率は、製造時の破損率を超えない範囲にとどまり、加熱温度および加熱時間に対する依存性は見られなかった。また、空気酸化後のSiC層の表面には、酸化膜が形成されたことが走査型電子顕微鏡観察、レーザラマン分光分析、およびX線回折分析によって確認された。

論文

Carbon monoxide-silicon carbide interaction in HTGR fuel particles

湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 高橋 五志生; 清水 道雄; 田山 義伸

J. Mater. Sci., 26, p.2379 - 2388, 1991/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:49.56(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、一酸化炭素(CO)ガスによる炭化ケイ素(SiC)被覆層の腐食を観察した。観察には光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。SiC層が腐食されている領域では、内側高密度熱分解炭素(IPyC)層の機械的破損がしばしば観察された。反応の初期においては、SiCの結晶粒界が選択的に腐食されていた。粒子の低温側のバッファー層とIPyC層の間およびIPyC層とSiC層との間には、二酸化ケイ素またはより安定な(Si、Ce、Ba)酸化物が蓄積していた。燃料核内では、(Pd、Rh、Ru、Tc、Mo)ケイ化物が観察された。これらの反応生成物は、一酸化ケイ素が腐食領域から気相輸送された結果であると考えられる。

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