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論文

Research and development on high burnup HTGR fuels in JAEA

植田 祥平; 水田 直紀; 佐々木 孔英; 坂場 成昭; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

原子力機構において、750$$^{circ}$$Cから950$$^{circ}$$Cの様々な高温熱利用を目的とした小型実用高温ガス炉や第四世代原子炉フォーラムの提案する超高温ガス炉のための燃料設計が進められてきた。これらの高温ガス炉の経済性を高めるため、原子力機構は従来のHTTR燃料よりも3$$sim$$4倍高い燃焼度においても健全性を保持可能な高温ガス炉燃料の設計手法の高度化を進めてきた。その最新の成果として、カザフスタンとの国際協力の枠組みで実施している高燃焼度高温ガス炉燃料の照射後試験において、燃焼度約100GWd/thmにおける高速中性子照射量に対する燃料コンパクトの照射収縮率が明らかとなった。さらに、高燃焼度高温ガス炉燃料の実現に向けた今後必要とされる研究開発について、実験結果に基づいて述べる。

論文

Study of SiC-matrix fuel element for HTGR

水田 直紀; 青木 健; 植田 祥平; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 5 Pages, 2019/05

実用高温ガス炉においては、安全性と燃料要素冷却性能の向上が望まれている。耐酸化SiC母材燃料コンパクトを用いたスリーブレス燃料要素と両側直接冷却構造を採用することにより、ピンインブロック型高温ガス炉の安全性と冷却性能の向上が期待できる。燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率は、ピンインブロック型高温ガス炉の核熱設計において重要な物理的性質である。高温ガス炉心の冷却性能を向上させることができる燃料コンパクトの中性子照射後の有効熱伝導率を議論するため、両側直接冷却構造を有するピンインブロック型高温ガス炉の定常運転時の最高燃料温度を解析的に求めた。この結果から、高温ガス炉心の冷却性能向上に望ましい中性子照射後のSiC母材の熱伝導率を議論した。加えて、SiC母材燃料コンパクトに適した製造方法を、焼結温度,純度,大量生産性の観点から検討した。

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

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

論文

Improvements in quality of as-manufactured fuels for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 金子 光信*; 鈴木 信幸*; 吉牟田 秀治*; 富本 浩*

Journal of Nuclear Science and Technology, 34(3), p.325 - 333, 1997/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.7(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用燃料の製造時の被覆層破損率を低減するために、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆燃料粒子の被覆層の破損機構を明らかにした。その結果をもとに、被覆工程では、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆の途中段階で粒子の取り出し及び装荷を行わない工程に改めた。燃料コンパクトの製造工程では、オーバーコート粒子をプレス成型する際の温度及び速度の条件を最適化した。これらの燃料製造工程の改良により、燃料の品質は、著しく向上した。

報告書

高温ガス炉燃料の高燃焼度照射試験における燃料温度予測; 日米高温ガス炉燃料共同照射試験

沢 和弘; 福田 幸朔; R.Acharya*

JAERI-Tech 94-038, 46 Pages, 1995/01

JAERI-Tech-94-038.pdf:1.26MB

本報は、米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射を行ったHRB-22キャプセル照射試験の照射前に行った温度評価について記述したのもである。本試験は、米国エネルギー省と原研との高温ガス炉研究開発試験協力に基づいて実施している高温ガス炉燃料日米共同照射試験の一部である。燃料は、高温工学試験研究炉用初装荷燃料よりも高燃焼度に耐えるよう設計した国産の改良型燃料である。照射中の燃料コンパクト内の重金属及び核分裂生成物量の変化は、CACA-2コードを用いて計算した。定常温度計算にはHEATING7.2コードを用いた。この計算結果に基づき、4サイクルの照射期間を通して燃料コンパクト平均温度及び最高温度をそれぞれ1250$$^{circ}$$C、1350$$^{circ}$$C以下にするよう、燃料コンパクトを収納する黒鉛及びキャプセルの直径を定めた。本検討結果に基づき、キャプセル部品寸法等の詳細設計を行った。

報告書

VHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)の建設

安田 秀志; 秋濃 藤義; 山根 剛; 吉原 文夫; 北舘 憲二; 吉藤 久; 竹内 素允; 小野 俊彦; 金子 義彦

JAERI 1305, 138 Pages, 1987/08

JAERI-1305.pdf:5.59MB

本書はSHE(半均質臨界実験装置)の炉心改造により建設されたVHTRC(高温ガス炉臨界実験装置)に関する設計、安全性の検討及び主要な試験検査結果についての報告書である。VHTRCは高温ガス実験炉詳細設計IIの模擬を目指した装置であり、黒鉛ブロック構造、低濃縮ウラン被覆粒子燃料装荷及び炉心を210$$^{circ}$$Cまで電気的に昇温可能という特徴がある。設計では水平、鉛直とも0.3Gの耐震性を持たせ、210$$^{circ}$$C炉心昇温時にも各設備がその機能を保こととし、安全性検討でこれを証明した。使用前検査では各設備の性能が設計基準値を満足することを確認し、施設の安全性を実証した。1985年5月13日の初臨界達成時のデータ解析の結果、臨界質量についてはSRACコードによる予測値は実験値をわずか3%小さく評価したに留まり、VHTRCの製作精度の高い事とSRACコードの予測精度が基本的な炉心構成において高い事を示した。

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。

論文

Diffusion of fission products in the matrix graphite for VHTR fuel compacts

福田 幸朔; 沢井 友次; 井川 勝市

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(2), p.126 - 132, 1984/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.88(Nuclear Science & Technology)

本研究は多目的高温ガス実験炉用燃料コンパクトのマトリックス黒鉛中のFP拡散に関するものである。中心に1粒のUO$$_{2}$$燃料核を有する球形マトリックス黒鉛を低照射した後、FP拡散のための加熱を行った。加熱後、マトリックス中のFP濃度分析を測定し、これから拡散係数を求めた。1175$$^{circ}$$Cと1375$$^{circ}$$Cの範囲でのBaとSrの拡散係数については、Arrhenius式で表わすことが出来た。Ceの拡散係数も得られたが、その温度依存性を求めることは出来なかった。上記三つのFP拡散係数については、Dce$$>$$Dsr$$>$$Dbaの大きさの順であった。さらにFP拡散に及ぼすマトリックス黒鉛の密度の影響も調べたが、1375$$^{circ}$$Cの$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Baの拡散では密度の効果は認められなかった。

論文

多目的高温ガス実験炉参照燃料のインパイルガスループ(OGL-1)による照射試験

福田 幸朔; 小林 紀昭; 菊池 輝男; 湊 和生; 林 君夫; 井川 勝市

日本原子力学会誌, 26(1), p.57 - 74, 1984/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.82(Nuclear Science & Technology)

多目的高温ガス実験炉設計を参照して製造した被覆粒子燃料をOGL-1で照射し、照射後試験でこれらの燃料の照射特性を調べた。照射後試験では燃料コンパクトの重量及び寸法変化、被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクトや被覆粒子破損率などを測定し、また燃料コンパクト被覆粒子の表面や内部の照射変化を観察した。この試験での主な結果は次のとおりである。燃料コンパクト寸法収縮と高速中性子照射量との関係が得られたが、寸法収縮に及ぼす照射温度の影響は認められなかった。また燃料コンパクトの重量変化はほとんど認められなかった。被覆粒子の破損については、試験した4体の燃料体のうち、第3次燃料体から取出した燃料コンパクトに高い破損率が認められたが、これはVHTR設計許容値以下であった。他の燃料コンパクトは比較的良好な照射特性を示した。

報告書

OGL-1第1次,第2次燃料体の照射試験

井川 勝市; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 小林 紀昭; 林 君夫; 湊 和生; 岩本 多實; 伊丹 宏治; 伊藤 尚徳; 石本 清

JAERI-M 83-012, 251 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-012.pdf:17.56MB

JMTRに設置されたガスループOGL-1はフルサイズの燃料棒を実験炉と類似の条件下で照射できる唯一の設備である。OGL-1では毎年1体の燃料体を照射している。本報は第1次および第2次燃料体の照射試験についてまとめたものである。これら2体の燃料体はいずれも黒鉛ブロック中に3本の燃料棒を挿入した構造をもつ。照射期間は第1次が2原子炉サイクル、第2次が4原子炉サイクル、最高燃焼度は第1次が4500MWD/T、第2次が8700MWD/T、燃料コンパクト最高温度は推定で第1次が1380$$^{circ}$$C、第2次が1370$$^{circ}$$Cであった。照射後試験の結果、スリーブに若干の曲がりが認められた。燃料コンパクトにはクラック、欠けなどはなく、また照射による粒子の破損は検出されなかった。

論文

高温ガス炉用燃料の開発

井川 勝市

原子力工業, 28(8), p.53 - 57, 1982/00

高温ガス炉用燃料として開発が進められている被覆燃料粒子と燃料コンパクトについて、わが国と米独の開発の現状を紹介した。被覆燃料粒子としては原研実験炉での使用が予定されているTRISO型について、通常時の寿命、事故時の挙動、FP放出に分けて述べた。被覆粒子の寿命を支配する物理的要因と化学的要因について若干の説明を加えた。燃料コンパクトでは照射による寸法変化と熱伝導について述べた。

論文

Detection of failed coated particles in HTGR fuels by acid leaching

福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:46.07(Nuclear Science & Technology)

照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としての$$^{9}$$$$^{5}$$Zrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrを検出することは困難である。本実験では$$^{9}$$$$^{5}$$Zrにかわる核種としてウラニウム及び$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。

論文

高温ガス炉燃料の現状IV; 高温ガス炉燃料の開発

安野 武彦; 宮本 喜晟; 阪西 健一*; 井川 勝市

日本原子力学会誌, 24(6), p.429 - 434, 1982/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の燃料は被覆粒子を用いた燃料コンパクト、黒鉛ブロックなどから構成され、種々の被覆粒子型式および燃料体構造が考えられている。本報では、原研が開発を進めている多目的高温ガス実験炉の燃料を中心に、燃料の構造と使用条件および燃料の破損機構について概説する。また、燃料の製造・検査技術、さらに燃料の耐照射性能、耐熱性能ならびにFP保持性能の現状について述べる。

報告書

高温ガス炉用燃料コンパクトの熱膨脹

菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市

JAERI-M 9052, 19 Pages, 1980/08

JAERI-M-9052.pdf:1.25MB

高温ガス炉用燃料コンパクトおよびコンパクト用マトリックス材の熱膨脹を、100~700$$^{circ}$$Cの範囲で測定した。測定に供した試料は、針状コークス黒鉛および天然黒鉛-石油コークス黒鉛に、フエノール樹脂を10%あるいは20%添加し、成形および焼成したマトリックス材およびこれらのマトリックス材に、被覆粒子を30、35および40%充填した燃料コンパクトである。マトリックス材の熱膨脹係数は、温度とともに増加し、成形圧に対しては平行方向の方が大きく、針状コークス黒鉛系マトリックスは最もで異方質であった。また、バインダー添加率20%のマトリックスよりも、10%のそれの方が異方質であり、燃料コンパクトの異方性は、マトリックス単独の場合より小さいことがわかった。さらに、被覆粒子の充填率を、30%から40%に増加させると、熱膨脹係数はごくわずか減少することがわかった。

報告書

燃料コンパクト照射キャプセルの黒鉛スリーブ中のFP分布

菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市

JAERI-M 8952, 16 Pages, 1980/07

JAERI-M-8952.pdf:0.84MB

被覆粒子燃料コンパクトをキャプセル照射した際、燃料コンパクトを封入した黒鉛スリーブ中の放射性核種の分布を、軸方向、半径方向および円周方向について調べた。測定に供した試料は、VP-2およびVP-4キャプセル中に封入したもので、JRR-2、VT-1孔において、それぞれ1380$$^{circ}$$Cおよび1495$$^{circ}$$Cで、290時間照射し、それぞれ4.0年および3.5年崩壊させたものである。これらの黒鉛スリーブから検出された核種は、$$^{6}$$$$^{0}$$Co、$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta、$$^{9}$$$$^{0}$$Sr、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Ceであった。さらに、これらの核種の黒鉛材中の濃度プロフィルから、$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta、$$^{9}$$$$^{0}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは、Ta材および燃料コンパクトとの接触面から、$$^{9}$$$$^{0}$$Srおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは気相中を通って、黒鉛材中に移動することがわかった。$$^{6}$$$$^{0}$$Coは不純物として、もともと黒鉛材中存在していたものと考えられる。

報告書

レジンボンド黒鉛成形体とSiCボンド黒鉛成形体の水蒸気腐食の比較

井川 勝市; 飛田 勉; 岩本 多實

JAERI-M 7477, 9 Pages, 1978/01

JAERI-M-7477.pdf:0.51MB

燃料コンパクトをスリーブなしで直接冷却すると伝熱上有利であるが、その場合はコンパクトの耐食性が問題になるので、一般に用いられるレジンバインダーの代りにケイ素バインダーを用いる可能性を検討中である。本実験では、レジンボンド黒鉛成形体とSiCボンド黒鉛成形体を1%水蒸気を含むHe中で1000$$^{circ}$$Cで5時間加熱した場合の重量減少を比較した。レジンをケイ素に置きかえたことによる耐食性の向上は顕著であった。レジンボンドでは重量減少が加熱時間に対して直線的であったが、SiCポンドでは若干の重量増加ののち減少に移った。レジンボンドの場合、重量減少はプレス温度によっても焼成温度によっても影響された。腐食による破壊強度の減少はレジンボンドにもSiCボンドにも認められた。

報告書

酸浸出法によるペレット中の被覆燃料粒子の破損率測定

飛田 勉; 岩本 多實

JAERI-M 5265, 19 Pages, 1973/05

JAERI-M-5265.pdf:0.96MB

高温ガス炉用燃料ペレッ卜中の被覆粒子の破損率測定について、硝酸浸出法、乾式酸化-酸浸出法、電気化学的解砕-酸浸出法のいずれも酸浸出を伴なう三つの方法について実験的検討を行なった。その結果、硝酸浸出法では硝酸がペレット内部まで充分に浸透しないこと、乾式酸化-酸浸出法ではペレットの酸化処理過程でSic被覆層の破損を完全に防止できないことがわかり、両者ともに測定法として不適当であることがわかった。しかし電気化学的解砕-酸浸出法は被覆燃料粒子に損傷を与えることなくペレットを解砕した上、破損被覆燃料粒子中のウランを溶出できるので、被覆燃料粒子破損率の測定が可能であることがわかった。

口頭

MCNPによるHTTR被覆燃料粒子のランダム配列に関する解析的研究

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二

no journal, , 

This study investigated several stochastic geometry treatments for the coated fuel particles (CFPs) in the high temperature engineering test reactor (HTTR) fuel compact. The criticality calculations were carried out by using MCNP5 for a single fuel block with reflecting boundary condition. The infinite multiplication factor (kinf) of these random arrangements was about 0.03% - 0.15% difference compared to that of regular (uniform) arrangement. The random packing CFPs in an annular lattice showed the highest kinf due to non-truncated CFPs in this model.

口頭

HTTR被覆燃料粒子のランダム配列を用いたMCNP6モデルの開発

Ho, H. Q.; 本多 友貴; 後藤 実; 高田 昌二; 石塚 悦男

no journal, , 

被覆燃料粒子(CFP)は、高温工学試験研究炉(HTTR)の受動的安全機能に重要な役割を果たす。しかし、CFPのランダムな分布は、シミュレーションを困難にし、HTGRのベンチマーク評価に影響を与える。高精度な計算は、HTGRの低コスト化と高性能化につながる。本研究の目的は、ベンチマーク評価の精度を向上させるために、より正確なランダムモデル、すなわち現実的なランダムパッキング(RRP)を用いてHTTRのMCNPモデルを開発することである。RRPモデルは、従来の均一モデルおよび実験データと比較することによって検証された。中性子及び臨界計算は、ENDF/B-VII.1核データライブラリーを用いたMCNP6コードを用いて行った。

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