Annealing behavior of (Pu,Cm)O lattice and bulk expansion from self-irradiation damage

自己照射損傷により膨張した(Pu,Cm)O結晶格子及び焼結体の焼鈍挙動

高野 公秀 ; 赤堀 光雄; 荒井 康夫

Takano, Masahide; Akabori, Mitsuo; Arai, Yasuo

マイナーアクチノイド含有酸化物燃料ペレットの自己照射損傷とHe蓄積の影響を評価するため、(PuCm)O固溶体試料の結晶格子と焼結体寸法の膨張及び焼鈍挙動を調べた。室温における格子定数と焼結体寸法は、保管時間に対して同様の依存性を示しながら膨張し、60日で0.3%の膨張率に飽和した。2年保管(0.33%壊変)してHeを蓄積させた後、1433Kまでの温度範囲で焼鈍試験を行った結果、格子定数は未損傷の値まで回復したものの、焼結体寸法は1433Kでの加熱時に再び膨張し、未損傷時の値まで回復しなかった。焼結体試料の破面を走査電子顕微鏡で観察した結果、粒界に沿って直径200から300nmの気泡状組織が確認された。結晶粒内に溶存していたHe原子が、1433Kでの加熱中に拡散により粒界に集まり、気泡を形成した結果、Heガススエリングを引き起こしたと考えられる。

In order to investigate the effect of self-irradiation damage and accumulation of He on the oxide fuel pellet containing minor actinides, the expansion and annealing behavior of (PuCm)O lattice and bulk were examined comparatively. Since the lattice and bulk expansion at room temperature showed the similar dependence on the storage duration, the main factor of bulk swelling was found to be the lattice expansion due to the generation of point defects. The lattice parameter recovered to the undamaged value by annealing at 1429 K for 2 h, whereas the bulk expanded again by annealing at 1433 K and did not recover to the undamaged value at all. On the micrographs of fracture surface of the annealed pellet, formation of gas bubbles along grain boundaries was confirmed. The accumulated He atoms migrated to the grain boundaries and formed gas bubbles, which caused the He gas swelling of the pellet.