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報告書

被覆燃料粒子の応力計算のためのCode-B-2.5.2

相原 純; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01

JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB

Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO$$_{2}$$-YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施したCFPを用いる計画である。ZrC層の役割は、酸素ゲッターである。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。

論文

HTTR初装荷燃料の製造

加藤 茂*; 吉牟田 秀治*; 羽角 孝*; 佐藤 健治*; 沢 和弘; 鈴木 修一*; 茂木 春義; 塩沢 周策; 田中 利幸

FAPIG, (154), p.47 - 51, 2000/03

原研が建設した高温工学試験研究炉(HTTR)の初装荷燃料は、原子燃料工業(株)にて1995年から開始し、約2年間で計4770本の燃料棒を製造した。HTTR初装荷燃料の生産技術は、過去30年間にわたる照射試験燃料の製造経験等をもとに確立したものである。特に、燃料核工程の振動滴下技術、被覆燃料粒子工程の4層連続被覆法及び燃料コンパクト工程における全自動燃料コンパクト成型システムの開発により、高品質かつ高効率の生産が可能となった。HTTR初装荷燃料の品質は、設計仕様を十分満足しており、燃料コンパクトの露出ウラン率及びSiC層破損率の平均値は、それぞれ2$$times$$10$$^{-6}$$及び8$$times$$10$$^{-5}$$であった。

報告書

高温ガス炉用耐酸化燃料コンパクトの概念検討

沢 和弘; 飛田 勉*; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 小田 耕史*; 渡海 和俊*

JAERI-Tech 99-077, p.41 - 0, 1999/11

JAERI-Tech-99-077.pdf:5.23MB

高温ガス炉では、直径500~600$$mu$$m程度の燃料核をセラミックスで多層被覆した球状の粒子を燃料として使用している。ピン・イン・ブロック型燃料では、黒鉛スリーブの中に被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトを装填するが、燃料コンパクト外面と黒鉛スリーブ内面間のギャップにより燃料温度が上昇し、燃料健全性確保の観点から原子炉出口冷却材温度及び燃焼度等の性能向上を制限する原因の一つとなっている。被覆燃料粒子及び燃料コンパクト自身を酸化から保護できる燃料コンパクトを開発することにより、高温ガス炉の性能向上が可能になる。そこで、耐酸化機能を有するピン・イン・ブロック型燃料コンパクトの概念を提案し、製作性及び耐酸化性に関する予備的な検討を行った。本報は、試作及び酸化試験の結果について示すものである。

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

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:54.93(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

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:22.14(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

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:11 パーセンタイル:45.33(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。

論文

Measurement of overall temperature coefficient of reactivity of VHTRC-1 core by pulsed neutron method

山根 剛; 安田 秀志; 秋濃 藤義; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 27(2), p.122 - 132, 1990/02

高温工学試験研究炉(HTTR)の核的温度特性に関する設計計算精度を検証するために、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)において、VHTRC-1炉心の反応度温度係数を測定した。VHTRCは、低濃縮二酸化ウラン被覆粒子を用いたピン・イン・ブロック型燃料の炉心をもつ臨界集合体である。集合体全体を電気加熱により昇温して、200$$^{circ}$$Cまでの温度上昇に伴う反応度変化をパルス中性子法により測定し、等温条件下での反応度温度係数を求めた。その結果、反応度温度係数は25$$^{circ}$$C~200$$^{circ}$$Cの範囲で平均-1.71$$times$$10$$^{-4}$$$$Delta$$k/k/$$^{circ}$$Cであり、またその絶対値は高温領域に比べて室温付近で20%小さくなった。SRACコードシステムにより核データとしてENDF/B-IVを用いて解析したところ、計算はこの実験結果をよく再現することができた。

論文

Fission product palladium-silicon carbide interaction in HTGR fuel particles

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

Journal of Nuclear Materials, 172, p.184 - 196, 1990/00

 被引用回数:59 パーセンタイル:2.49(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、核分裂生成物パラジウム(Pd)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層は局所的に腐食されていた。反応に関与していた元素は主としてPdであったが、いくつかの粒子では、Pdの他にロジウムおよびルテニウムが腐食領域で検出された。Pdは粒子の高温側および低域側の両方で検出されたが、Pdによる腐食領域およびPdの蓄積は低温側で多く見られた。観察されたPd-SiC反応深さは、燃料核からのPdの放出が反応全体を支配するという仮定のもとに、整理された。

報告書

ヨウ化メチレンを用いた高温ガス炉用被覆燃料粒子の破損および欠陥の検出

湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔

JAERI-M 87-024, 18 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-024.pdf:1.38MB

ヨウ化メチレンの浸入をX線ラジオグラフで観察する事により、貫通破損粒子及び高密度熱分解炭素層(PyC層)の欠陥を検出する事を試みた。その結果、この方法は、検査法として有効である事が確認された。また、この方法は、その適用範囲は限定されているが、酸浸出法および塩素化法よりも簡単である事が明らかになった。次に、製造条件の異なる26種類のPyC層の検査に、この方法を適用した。ヨウ化メチレンが浸入したPyC層も観察された。ここでは、PyC層の欠陥の存在割合とその蒸着条件との関係について調べた。また、走査型電子顕微鏡によるPyC層の破面及び外表面の観察を実施した。

報告書

高温ガス炉用燃料コンパクトの電気解砕-硝酸浸出法による露出ウラン率検査法

小林 紀昭; 福田 幸朔

JAERI-M 87-023, 10 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-023.pdf:0.62MB

高温ガス炉用燃料コンパクトの露出ウラン率の検査に電機解砕-硝酸浸出法を適用した場合の検査条件の確認及び同法の改良を行なった。燃料コンパクトを解砕するため新しい装置を開発し、その装置での検査条件を定めた。また、燃料コンパクトの露出ウラン量の定量にウラン蛍光光度法が適用できる事がわかり、その標準偏差は14%であった。さらに、溶出ウランの同位体比の測定から燃料コンパクト製造工程に混入したウランは天然ウランであることがわかった。

報告書

被覆粒子燃料のガススィープキャプセル照射試験、(II); 75F4A,75F5Aキャプセルによる照射

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 湊 和生; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫

JAERI-M 87-020, 79 Pages, 1987/02

JAERI-M-87-020.pdf:4.96MB

ル-ズな状態の被覆燃料粒子及び燃料コンパクトを、それぞれ、75F4Aおよび75F5Aの2本のガススィ-プキャプセルに装荷し、JMTRのBe第1層領域孔で4サイクル(約80日)照射した。75F4Aキャプセル試料は初期3サイクルの間、貫通破損率が0であったので、最外層汚染ウランからのFPガス放出挙動についての知見が得られた。同キャプセルでは最高温度1500$$^{circ}$$C、燃焼率2.2%FIMAに達したが、照射後貫通破損率は3$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$にすぎなかった。また、75F5Aキャプセルでは最高1600$$^{circ}$$C、燃焼率1.6%FIMAに対して、照射後貫通破損率は5$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$であった。同キャプセル試料の照射後SiC層破損率は、照射前に比べて有意な増加を示さなかった。他に、熱分解炭素の照射効果、SiC層のパラジウム腐食、金属FP放出割合、燃料コンパクトの寸法変化等について、デ-タが得られた。

報告書

被覆燃料粒子の製造過程における破損機構

湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔

JAERI-M 86-083, 27 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-083.pdf:2.45MB

高温ガス炉用被覆燃料粒子の製造時の破損率を低減する為に、被覆燃料粒子の製造過程における破損機構について検討した。数千粒の被覆燃料粒子について、X線ラジオグラフ観察、断面組織観察、光学顕微鏡観察などを行なった。その結果、2種類の破損機構がある事が分かった。1つは、IRyC層が破損しているか又はIRyC層のガス透過性が高いと、UO$$_{2}$$燃料核が炭化する際に生じるCOガスが、SiCの蒸着を妨害し、SiC層破損粒子が出来ると言う機構である。他の1つは、SiC蒸着の際の粒子流動状態が適切でないと、内部に欠陥を持った強度の小さいSiCが被覆され、このSiC層が破損すると言う機構である。また、SiC層破損粒子は、燃料コンパクト成形の際に、貫通破損粒子になりやすい事がわかった。被膜層の破損と粒子のいびつさとの関係は、明らかにはならなかった。

報告書

化学蒸着SiCの熱力学計算

湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市

JAERI-M 85-043, 27 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-043.pdf:0.9MB

自由エネルギー最小化法に基づく計算コードSOLGASMIX-PVを用いて、CH$$_{3}$$SiCle$$_{3}$$-H$$_{2}$$-Ar系の熱力学計算を行ない、CVD-状態図を得た。条件により、$$beta$$-SiC、$$beta$$-SiC+C(S)、$$beta$$-SiC+Si(S)、$$beta$$-SiC+Si(l)、Si(S)、Si(l)、またはC(S)が蒸着する領域があることがわかった。また、CH$$_{3}$$SiCle$$_{3}$$-H$$_{2}$$-Ar系では、$$beta$$-SiC+C(S)またはC(S)が蒸着することがわかった。これらの計算結果と報告されている蒸着実験結果とを比較した結果、$$beta$$-SiCが蒸着すると予測された領域の高温部(約2000K以上)で$$beta$$-SiC+C(S)が、低温部(約1700K以下)で$$beta$$-SiC+Si(S)がそれぞれ蒸着しており、SiCの蒸着機構を考察する上で重要な結果を得た。

論文

Migration behavior of fission products in and from spherical HTR fuel elements

福田 幸朔; E.Groos*; J.Rau*

Nuclear Technology, 69, p.368 - 379, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.35(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用ボール燃料をフランスCadaracheにあるPEGASE炉のSAPHIRガスループで照射した。照射後、ボール燃料表面付近の黒鉛マトリックス中のFP分布を測定した。このFP分布をKFAユーリッヒ研究所が所有するSLIPPER計算機コードで解析し、PgC及び黒鉛マトリックス中のCsおよびAgの拡散係数を得た。また、黒鉛マトリックス中では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csとは異なった移行挙動をすることを見出したほか、ボール燃料のごく表面近くでは金属FPに対する捕獲効果が起っていることがわかった。さらに、ボール燃料表面からこれを保持している黒鉛スリーブへの金属FPの移行挙動も調べたが、Ruの移行は反跳によって生じているのに対し、Csの移行は吸脱着によって支配されていることがわかった。

報告書

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9.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$、その燃焼率が2.5%FIMAであったが、照射温度は1140$$^{circ}$$C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。

報告書

被覆燃料粒子SiC層のラマンスペクトル

湊 和生; 福田 幸朔

JAERI-M 84-023, 17 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-023.pdf:0.81MB

高温ガス炉用被覆燃料粒子のSiC層のラマンスペクトルを測定した。試料として、炉外加熱前後の5種の被覆燃料粒子を用いた。その結果、これらのSiC層は、余剰Siおよび余剰Cを含まない定比の$$beta$$-SiCであることがわかった。この結果は、化学分析による結果と一致した。1800$$^{circ}$$Cで1時間の加熱によるSiC層のラマンスペクトルの大きな変化は、認められなかった。横波光学モードの強度は強かったが、縦波光学モードの強度はたいへん弱かった。縦波光学モードと横波光学モードの強度比は、どの試料においても0.1以下であった。これらの試料の外表面は、カリフラワー構造ではなく、大きな結晶粒が重ね合わさった構造をしていた。

報告書

被覆燃料粒子の照射挙動試験,V; 73F-13A 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 83-232, 67 Pages, 1984/01

JAERI-M-83-232.pdf:6.33MB

49年度に試作した多目的高温ガス実験炉予備設計仕様の被覆燃料粒子をはじめ、同年度に英国で予備設計仕様に基ずいて製造された被覆燃料粒子、第1次OGL-1燃料用被覆粒子、およびZrC被覆粒子を73F-13AキャプセルによりJMTR燃料領域で照射した。この結果、49年度試作被覆粒子は、燃焼率4%、高速中性子照射量2.7$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$、最高温度1380$$^{circ}$$Cまでの照射では健全であり、また、この照射条件下では、国産被覆粒子と英国製被覆粒子の性能にはほとんど差が見られなかった。しかし、照射温度が1600$$^{circ}$$Cを越えると、明らかに国産被覆粒子の方が良好な耐照射性を示した。このほか、照射後試験では、金属FP放出、Pd/SiC層反応および照射済被覆粒子の圧縮破壊強度などの測定も行い、多くの知見を得た。

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