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Characterization of melt-solidified (U, Gd, Zr)O$$_{2-x}$$ as simulated corium debris

デブリを模擬した(U,Gd,Zr)O$$_{2-x}$$の溶融固化試料の特性評価

森本 恭一 ; 廣岡 瞬 ; 赤司 雅俊 ; 渡部 雅  

Morimoto, Kyoichi; Hirooka, Shun; Akashi, Masatoshi; Watanabe, Masashi

福島第一原子力発電所の炉心にはGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を含むUO$$_{2}$$燃料が装荷されていることから、デブリに係る一連の評価の中ではGdの影響について評価しておく必要がある。同時に、炉心からのデブリ取出し作業において溶融燃料の再配置による再臨界への懸念から、炉内のGdの分布状態を把握することも極めて重要な課題となっている。本研究ではGd含有模擬デブリ試料:(U$$_{0.95-y}$$Gd$$_{0.05}$$Zr$$_{y}$$)O$$_{2-x}$$ (y=0,0.5, 2-x=1.989-2.000)を調製して融点を測定し、溶融固化した試料のGdの分布状態の観察や熱伝導率の測定を行うことにより、模擬デブリ中のGdの状態や基礎特性について評価した。

The influence of Gd on characteristics of debris is important for removing the debris from the reactors of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant because subassemblies of nuclear fuels containing Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$ were loaded in the some reactor cores. Additionally, it is important to assess the distribution state of Gd from the anxiety of re-criticality caused by the relocation of debris while removing them. In this study, sintered pellets of (U$$_{0.95-y}$$Gd$$_{0.05}$$Zr$$_{y}$$)O$$_{2-x}$$ (y=0,0.5, 2-x=1.989-2.000) were melted and solidified to prepare specimens of simulated corium debris. Phase states and fundamental properties of them were evaluated.

使用言語

 :

English

掲載資料名

 :

巻

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号

 :

ページ数

 :

発行年月

 :

発表会議名

 :

Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016)

開催年月

 :

2016/11

開催都市

 :

Montpellier

開催国

 :

France

キーワード

 :

Gd-bearing oxide fuel; simulated corium debris; melting point; thermal conductivity; phase state; Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident; 福島第一原子力発電所事故

特許データ

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PDF

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論文URL

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研究データの公開先DOI

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使用施設

 :

プルトニウム燃料製造施設

広報プレスリリース

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論文解説記事
(成果普及情報誌)

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