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論文

Derivation of ideal power distribution to minimize the maximum kernel migration rate for nuclear design of pin-in-block type HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 後藤 実

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.9 - 16, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の燃料健全性の観点から、通常運転時の核移動速度を抑制することは非常に重要である。最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布の存在は、設計作業の効率化を可能にする。そこで、本研究では、最大核移動速度を最小化するための理想的な軸方向出力分布を得るために、熱設計を考慮したラグランジュ乗数法に基づく新たな手法を提案する。原子力機構が実施した既存の概念設計を対象として、従来設計目標として用いられてきた燃料最高温度を最小化するための出力分布の場合と比較して、最大核移動速度を最小化するために本研究で提案した出力分布から得られる核移動速度は、約10%低い値を示した。

論文

Proliferation resistance evaluation of an HTGR transuranic fuel cycle using PRAETOR code

青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、$$^{235}$$U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。

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. L.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00571_1 - 19-00571_12, 2020/06

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/t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 on plutonium burner high temperature gas-cooled reactor in Japan; Introduction scenario, reactor safety and fabrication tests of the 3S-TRISO fuel

植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:35.46(Nuclear Science & Technology)

固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。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。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。

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. L.

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. L.

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。

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; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 相原 純; 稲葉 良知; 植田 祥平; 深谷 裕司; 岡本 孝司*

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

日本原子力研究開発機構はプルトニウム燃焼高温ガス炉の設計研究を行っている。プルトニウム燃焼高温ガス炉は核分裂によりプルトニウムを削減するため、効率的な削減には高燃焼度が必要とされる。燃料設計においては、高燃焼度での被覆燃料粒子の破損を防ぐために、酸素ゲッターとして機能し内圧を抑制する薄いZrC層を燃料核に被覆することとした。被覆燃料粒子の圧力容器としての機能を持つSiC層の応力解析をZrC層による内圧抑制効果を考慮して行い、500GWd/tの高燃焼度における被覆燃料粒子の破損割合は目標値を満たした。炉心設計においては、高燃焼度を達成するために軸方向燃料シャッフリングを採用することとした。全炉心燃焼計算及び燃料温度計算を行い、炉停止余裕及び反応度温度係数といった核特性値、及び燃料温度は目標値を満たした。

論文

Investigation of irradiated properties of extended burnup TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

PuO$$_{2}$$-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600$$^{circ}$$C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO$$_{2}$$燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。

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

高温ガス炉用燃料温度計算コードFTCCの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 柴田 大受

JAEA-Data/Code 2017-002, 74 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-002.pdf:2.36MB

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において燃料最高温度は、炉心の形状や仕様、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本報告書では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、特長(HTTR設計コードからの改良点)、コード構成、使用方法及びFTCCによる検証計算の結果について示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。また、FTCCを用いて、工学的安全係数及び燃料冷却形態の違いが燃料最高温度の低減化に与える効果について調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Development of fuel temperature calculation code for HTGRs

稲葉 良知; 西原 哲夫

Annals of Nuclear Energy, 101, p.383 - 389, 2017/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.4(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉燃料の熱的健全性を確保するために、通常運転時の燃料最高温度は設計目標値以下にする必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力分布と照射量分布及び炉心冷却材流量配分を考慮して評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された燃料温度計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作と実行手順は複雑で、ユーザーフレンドリーではなかった。それゆえ、簡便な操作と実行手順のようなユーザーフレンドリーなシステムを持つ新しい燃料温度計算コードFTCCを開発した。本論文では、FTCCの計算対象とモデル、基礎式、HTTR設計コードからの改良点及びFTCCによる検証計算の結果を示した。FTCCによる計算結果は、HTTR設計コードの結果とよく一致し、FTCCは今後、高温ガス炉用設計コードの1つとしてとして使用される。加えて、燃料最高温度の低減化に与える燃料冷却形態の効果を、FTCCを使って調べた。その結果、燃料コンパクトの中心孔冷却及び一体型燃料を用いたギャップレス冷却による効果が、非常に高いことがわかった。

論文

Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel

植田 祥平; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.246 - 252, 2016/11

燃焼度100GWd/t付近で使用する高温ガス炉の新型TRISO燃料の照射性能を調べるため、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉においてキャプセル照射試験が実施された。照射されたTRISO燃料試料は、原子力機構が新たに設計し、HTTR燃料製造技術に基づいて製造されたものである。燃焼度100GWd/tまでの照射により当初予想量を超える核分裂生成物ガスの放出は起こらなかったものと考えられる。加えて、照射済みTRISO燃料の健全性評価と将来のさらなる高燃焼度化に向けた温ガス炉燃料設計の高度化を目的とした照射後試験を計画している。

論文

Improvement of exchanging method of neutron startup source of high temperature engineering test reactor

澤畑 洋明; 島崎 洋祐; 石塚 悦男; 山崎 和則; 柳田 佳徳; 藤原 佑輔; 高田 昌二; 篠崎 正幸; 濱本 真平; 栃尾 大輔

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 8 Pages, 2016/06

HTTRでは、起動用中性子源として$$^{252}$$Cfが使用され、定期的に交換を行っている。本交換作業において、2つの課題が挙げられていた。1つは、中性子線漏洩による作業員の被ばくであり、もう一つは、中性子源輸送容器の取扱性能の信頼性である。中性子線漏洩による被ばく線量の低減については、PHITSコードを用いて漏洩源である燃料交換機の解析を行い、効果的な遮へい方法を考案し、簡易に取付・取外しができるポリエチレン製のブロックと粒子を冷却流路に設置した。その結果、集団線量を約700人・$$mu$$Svから約300人・$$mu$$Svまで低減できた。中性子源輸送容器については、容器を小さくすることにより、取扱性能を改善して取扱作業を安全に完遂した。

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

報告書

高温ガス炉用燃料温度計算ファイルの開発

稲葉 良知; 井坂 和義; 深谷 裕司; 橘 幸男

JAEA-Data/Code 2014-023, 64 Pages, 2015/01

JAEA-Data-Code-2014-023.pdf:7.15MB

日本原子力研究開発機構は、開発途上国等への世界展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気や地域暖房への低温蒸気供給を行う小型高温ガス炉システムの概念設計を実施した。小型高温ガス炉の炉心熱流動設計では、燃料の熱的健全性を確保するために、燃料最高温度の評価が重要となるが、その算出・評価をパーソナルコンピュータ(PC)上で簡便に行えるように、Microsoft Excelをベースとした計算ファイルを開発した。本報告書では、計算で使用される基礎式、計算方法と手順及び検証計算結果について述べる。

論文

R&D plan for development of oxidation-resistant graphite and investigation of oxidation behavior of SiC coated fuel particle to enhance safety of HTGR

植田 祥平; 角田 淳弥; 柴田 大受; 相原 純; 藤田 一郎*; 大橋 純*; 永石 賢英*; 武藤 剛範*; 沢 和弘; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 271, p.309 - 313, 2014/05

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.09(Nuclear Science & Technology)

空気/水蒸気侵入事故のように設計を超える条件においても、固有の安全性によって環境中への核分裂生成物の放出を抑制できる本質安全高温ガス炉が新たに提案されている。本質安全高温ガス炉においては、空気/水蒸気侵入事故においても黒鉛スリーブと燃料コンパクトと炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子で構成する燃料棒の形状を維持し再臨界を防止することが重要であり、耐酸化特性を付与した黒鉛材料を適用できればこれが可能となる。本論では、照射試験並びに炉外試験を通じてのSiC傾斜層を有する耐酸化黒鉛の開発と共に、SiCの酸化によって形成され耐酸化性を有する二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)皮膜の形成条件について立案した研究計画について述べる。

論文

Fuels and materials researches in the HTTR project

沢 和弘

Proceedings of KNS-AESJ Joint Summer School 2005 for Students and Young Researchers, 2, p.161 - 167, 2005/08

原研がHTTRプロジェクトとして進めてきた、高温ガス炉燃料の製造,照射特性,モデル化,黒鉛を中心とした材料の設計手法,品質保証の考え方、等を述べる。また、第四世代原子炉の候補の一つである超高温ガス炉に向けた、耐熱性の高い燃料,高燃焼度対応燃料,セラミックス複合材製炉内構造物等の研究開発計画を紹介する。

論文

革新的高温ガス炉燃料開発計画

沢 和弘

日本原子力学会核燃料部会第20回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 18 Pages, 2005/07

原研がHTTRプロジェクトとして進めてきた高温ガス炉燃料開発の成果と、今後の研究計画について紹介する。

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