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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:39.48(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。

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

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

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

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。

論文

Irradiation performance of HTGR fuel in WWR-K research reactor

植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

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、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施した$$^{235}$$U濃縮度10%未満の低濃縮UO$$_{2}$$燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。

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:41.54(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

高温ガス炉燃料の再処理技術

角田 淳弥; 植田 祥平; 國富 一彦; 吉牟田 秀治*; 沢 和弘

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.546 - 554, 2003/12

1000$$^{circ}$$C近い高温の核熱が得られる高温ガス炉は、高温から低温まで、さまざまな形態で熱エネルギーの利用が可能で、例えば、ガスタービンによる高効率な発電,クリーンなエネルギー源として有望視されている水素の製造等、原子力エネルギー利用分野の拡大の可能性を秘めている。日本原子力研究所では、高温工学試験研究の中核施設としての役割を担い、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化並びに高温工学に関する先端的基礎研究を目的としたHTTR計画を進めている。高温ガス炉では、燃料として被覆燃料粒子が用いられる。高温ガス炉燃料の再処理には、燃料核を取出す前処理が必要で、前処理技術としてジェットグラインド法を考案した。前処理後はピューレックス法を適用することにより、再処理が可能である。本論文は、高温ガス炉燃料の再処理について記述したもので、黒鉛ブロックの廃棄方法について予備検討を行った結果も併せて示した。

論文

高温ガス炉用被覆粒子燃料の開発とその課題

福田 幸朔

日本原子力学会誌, 28(4), p.312 - 317, 1986/00

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

高温ガス炉燃料開発は、1977年の核不拡散政策による低濃縮化への移行を契約に、新たな時代へと入って行った。現在、世界中で中国も含めて5カ国が高温ガス炉燃料の研究開発を行っているが、これらの国々は全て低濃縮酸化物系被覆粒子燃料を目指している。そこで、本論文(解説)では、この被覆粒子燃料に特有な現象、つまりPdとSiC層との反応,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag放出、及び燃料核からの酸素放出に起因するCoガス圧の問題について解説する。

報告書

被覆粒子燃料からの照射中金属FP放出 (74F9J,75F4A,75F5Aスィープガスキャプセル)

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 伊藤 忠春; 喜多川 勇; 宮西 秀至; 関野 甫; 沼田 正美; 岩本 多實; et al.

JAERI-M 85-041, 48 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-041.pdf:1.33MB

74F9J、75F4A、75F5Aの3本のスィープガスキャプセルで照射した、計9種類のTriso破覆UO$$_{2}$$粒子試料について、キャプセル内部に放出された金属FP量を照射後定量した。照射温度、時間、照射終了時貫通破損割合($$phi$$EOL)および金属FP放出割合をもとに、個々の試料について主たるFP放出機構を推定した。幾つかの試料については、$$phi$$EPLおよび製造時SiC層破損割合($$phi$$BOL)では説明できない。多量のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$放出を、(1)照射による新たなSiC層破損の発生、あるいは、(2)健全なSiC層を通しての拡散放出、の二通りの仮説によって検討した。Ag$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$はCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$を上回る放出割合を示した。その他の金属FPではEu$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{7}$$が大きな放出割合を示した。

論文

Research and development of ZrC-coated UO$$_{2}$$ particle fuel in Japan Atomic Energy Research Institute

小川 徹; 井川 勝市; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 岩本 多實

Nuclear Fuel Performance, p.163 - 169, 1985/00

ZrC被覆粒子燃料は在来型のSiC-Triso粒子燃料に代わり得る高温ガス炉燃料型である。最外層熱分解炭素(O-PyC)を有さないZrC被覆燃料粒子と、ZrC-Triso被覆燃料粒子の二種類について、これまで、製造・試験を行なってきた。第1世代のZrC被覆燃料粒子はO-PyCを有さなかったために、照射によってやや高い破損率を示した。にもかかわらず、ZrC層の化学的安定性は1870Kを超える高温照射によって実証された。

報告書

Electron Probe Micro-Analysis of Irradiated Triso-Coated UO$$_{2}$$ Particles, I

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市

JAERI-M 83-200, 34 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-200.pdf:1.37MB

Triso被覆低濃縮UO$$_{2}$$粒子の照射後EPMAを行い、アメーバ効果、UO$$_{2}$$中のFP析出物・溶質について観察・分析した。著しい核移動を示した粒子の低温側の観察からは、以下の2特徴を見出した。(1)炭素析出相中に、UO$$_{2}$$核の移動の跡を示す微細粒子が分布していた。これら微細粒子はUO$$_{2}$$と考えられる。(2)UO$$_{2}$$核中の気孔および粒界に炭素が析出していた。これらの特徴は炭素の気相輸送モデルによっては説明困難であり、むしろ固相輸送機構を示唆するものである。4d遷移金属合金相としては2種が見出された。1つは小量のTcを含むMo弁相であり、他はRuとSiとを多く含む相である。MoとSiはUO$$_{2}$$母相中にも見出された。後者の観察から、Triso被覆UO$$_{2}$$粒子中の照射下の酸素ポテンシアルを議論した。

論文

Release behavior of gaseous fission product from coated fuel particles under irradiation

福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.889 - 902, 1982/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.35(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用TRISO被覆燃料粒子を2本のスィープガスキャプセルで照射し、照射下でのFPガス放出挙動を調べるとともに、この放出測定をもとに被覆粒子破損率を推定した。この被覆粒子破損率を検証するために、被覆粒子の照射後試験を行い、外観検査での破損率及び酸浸出率を測定した。推定破損率と酸浸出率との一致は1試料を除いて良かった。健全粒子からの放出挙動を解析することにより、LTI-PyC中のクリプトンの拡散係数(炉内値)を求めることが出来た。また1600$$^{circ}$$Cにおける破損粒子からの放出が拡散支配であるのに対し、1400$$^{circ}$$Cにおける健全粒子からの放出が反跳と拡散の両機構に支配されていることを確認した。

報告書

被覆燃料粒子の照射挙動試験,4; 73F-12AキャプセルによるJMTR照射

福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清

JAERI-M 9644, 50 Pages, 1981/09

JAERI-M-9644.pdf:5.12MB

昭和47年度から49年度にかけて試作された多目的高温ガス炉予備設計仕様の被覆燃料粒子がJMTRの73F-12Aキャプセルで照射された。このキャプセルには多目的炉用の標準被覆粒子以外に、低密度燃料核を有する粒子、最外層PyCの結晶異方性が高い粒子及びZrC被覆を有する粒子が照射された。照射は高速中性子照射量1.5$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(E $$>$$0.18 MeV)、燃焼度32%FIMAまで達した。照射後試験は外観、X線ラジオグラフィ、金相、酸浸出及び粒子破壊強度試験が実施された。この試験で明らかになったことは、多目的炉の通常運転状態に対応する照射下でも、95%信頼区間での最大粒子破損率が3%にも達したが、このような大きな破損率は粒子の検査個数が少なかったこと及びキャプセル内での試料粒子の充填に問題があったためである。一方、高温($$>$$ 1800$$^{circ}$$C)で照射された他の被覆粒子にはアメーバ効果による破損が多数みられた。

報告書

Studies on irradiation behaviors of coated particle fuels

福田 幸朔; 岩本 多實; 井川 勝市

JAERI-M 9071, 50 Pages, 1980/08

JAERI-M-9071.pdf:1.91MB

本報告は原研で行って来た被覆粒子燃料の照射挙動研究の概要をまとめたものであり、以下の項目について記述した。(1)原研における被覆粒子燃料の照射実績、(2)照射キャプセル及びOGL-1燃料の概要、及びこれらの温度、燃焼度、中性子照射量の測定、、(3)照射された被覆粒子の燃料核、P$$_{y}$$C層の異方性及び粒子破壊強度に関する結果、(4)低照射したSiC中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Xe,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Ba,$$^{8}$$$$^{9}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Ce,及び$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruの拡散係数、(5)OGL-1燃料及びガス・スイープキャプセルによる被覆粒子からのFPガス放出挙動、(6)照射したTRISO被覆粒子中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs及び$$^{9}$$$$^{0}$$Srの濃度分布。

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