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古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美
JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09
ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-066, 26 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-066.pdf:1.91MB
照射中の組織の安定性とFPガス放出の抑制を目的として、気孔形成剤を用いて人工的に比較的大きな気孔を導入して製造した熱安定型炭化物燃料のX線微小分析結果をまとめた。JMTRで平均燃焼度約4.4%FIMAまで照射した熱安定型ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウムについて、三二炭化物の析出に伴う偏析が観察された。FP元素については、ネオジム、パラジウム、モリブデン及びセシウムの一部の偏析を示唆する結果を得た。
岩井 孝; 荒井 康夫; 中島 邦久; 木村 康彦; 助川 友英; 鈴木 康文
JAERI-Research 96-065, 47 Pages, 1996/12
JAERI-Research-96-065.pdf:4.1MB
高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウム及び核分裂生成物の挙動をX線微小分析により調べた。試験には、JMTRにおいて4.5%FIMA及び3.7%FIMAまで照射した炭素含有量の異なる二種類の炭化物燃料ペレットを用いた。ほぼ化学量論組成をもつ燃料では、燃料と被覆材との化学的相互作用(FCCI)により生成したと考えられる数
m厚さ程度の反応層が確認された。一方三二炭化物を含む燃料ではFCCIの兆候は見られなかった。いずれの燃料においてもクラックの回復現象が観察されたが、照射中のスエリングと再焼結によるものと推定される。
小原 浩史*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-009, 261 Pages, 1996/09
沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor,BWR)商用炉で照射した使用済み燃料被覆管せん断片(ハル)を不活性ガス気流中で圧縮・減容し、発生するジルカロイ微粒子(ファイン)及び気中に移行する放射性核種に係わるデータの取得試験を実施し、以下のような結果を得た。(1)酸洗浄後のハルの内面には、ウラン、セシウム等の核分裂生成物が付着している領域が認められた。(2)ハル外表面最大酸化膜厚さは30
60mで、文献データと同等の範囲であった。(3)ハルの圧縮時に発生したファイン重量は約0.20.3gで、圧縮したハルの重量(約3233g)の0.51.0wt%であり、燃焼度の増加に伴なって多くなる傾向が認められた。(4)3233gのハルを圧縮した時に気中に移行したファインの重量は、1mg以下であった。(5)ハルの圧縮時に発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以下のものまで観察された。発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以上のものまで観察された。発生したファインの粒径別個数頻度では10m以下のものが大半であった。(6)電子線微小分析装置(Electori Probe Micro Analyzer,EPMA)による観察結果では、ファインは全て酸化物と推定された。(7)ハル中のトリチウムの吸蔵量を、ORIGEN-2コードを用いた計算による燃料中の生成量の60%と仮定した時、ハルの圧縮時に気中に移行するトリチウム量は、圧縮したハルのトリチウムの吸蔵量の10^-3%以下であったが、燃焼度の燃焼度の増加に伴なってわずかに大きくなる傾向が認められた。
