Study on the effect of long-term high temperature irradiation on TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.net.2022.02.026

In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.

Development plan of high burnup fuel for high temperature gas-cooled reactors in future

相原 純; 植田 祥平; 本田 真樹*; Blynskiy, P.*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭; 橘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1355 - 1363, 2014/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.924886

小型高温ガス炉(HTGR)HTR50Sの第I期第2ステップの炉心(第2次炉心)のための被覆燃料粒子(CFP)及び燃料コンパクトについて計画と現状を述べた。R&Dのリスクを減らすため、既存の高燃焼度用CFP (HTR50S2型CFP)の仕様をCFPの仕様とした。HTR50S2型CFPは高温工学試験研究炉(HTTR)プロジェクトで培った技術に基づいて製造された。HTR50S2型CFPの最初の照射試験を現在実施中である。HTR50S2型CFP中の燃料核の体積割合はかなり小さいので、燃料コンパクトの高充填率化のR&Dもまた必要である。以上に加え、HTR50Sの第II期炉心及び実用高温ガス炉のためのR&D計画の概要も述べた。

Mo製造におけるMoリサイクル技術の予備試験,1; Mo吸着剤の再利用評価(共同研究)

木村 明博; 新関 智丈*; 掛井 貞紀*; Chakrova, Y.*; 西方 香緒里; 長谷川 良雄*; 吉永 英雄*; Chakrov, P.*; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2013-025, 40 Pages, 2013/10

JAEA-Technology-2013-025.pdf:2.62MB

照射試験炉センターでは、JMTRを用いた(n,)法によるMo製造に関する技術開発を行っている。(n,)法は簡便な反面、製造されるMoの比放射能は低く、そこから得られるTc製品の放射能濃度も低下する欠点がある。そこで、効率よくMoを吸着するための吸着剤として、PZC及びPTCを開発した。一方、これら吸着剤は使用した後、放射性廃棄物として廃棄されるため、再利用による放射性廃棄物の低減化を実用化するとともに、希少資源であるMo原料をリサイクルする必要がある。本報告書は、試作した再利用可能なPZC及びPTCの合成方法並びにMo吸着/溶離特性、Mo吸着/Tc溶離特性及びリサイクル性等を調査するために行ったコールド試験及びホット試験についてまとめたものである。

Status of Mo-Tc production development by (n,) reaction

土谷 邦彦; Mutalib, A.*; Chakrov, P.*; 神永 雅紀; 石原 正博; 河村 弘

JAEA-Conf 2011-003, p.137 - 141, 2012/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Conf-2011-003.pdf#page=147

JMTR再稼働後の産業利用の一環として、医療診断用アイソトープであるTcの親核種である(n, )法を用いたMoの製造を計画している。日本はこのMoを全量海外からの輸入に依存しているため、メーカや外国の研究機関と共同で、JMTRを用いたMo製造に関するR&Dを行っている。R&Dの主な項目は、(1)MoOペレットの製造技術開発、(2)Tcの抽出・濃縮、(3)Tc溶液の標識試験、及び(4)Moリサイクルである。特に、(2)のR&Dについては、BATAN及びINP-KNNCとの国際協力を活用して、2009年から試験を行っている。本発表では、この国際協力で得られた成果を報告するとともに、JMTRで整備している照射試験設備について紹介する。

Joint sample analysis on selected uranium ore concentrates and nuclear forensics library exercise

Kips, R.*; Lindvall, R.*; Marks, N.*; Gluschenko, V.*; 大久保 綾子; Szeles, E.*

no journal, , 

The sample set contained five UOC powder samples of known origin and a sixth sample of unknown origin (blind sample) were analyzed at Lawrence Livermore National Laboratory, Kazakhstan Institute of Nuclear Physics, Japan Atomic Energy Agency and the Hungarian Academy of Sciences Centre for Energy Research. The objective of the joint sample analysis exercise was to characterize the uranium ore concentrate samples according to a well-developed analytical plan, and use the measured material characteristics to populate a nuclear forensics library. This library is then used to establish potential links between the blind sample and the samples of known origin. The four participating laboratories compared data and analysis methods, and shared best practices on the implementation of a national nuclear forensics library.