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星野 毅; 小林 剛*; 梨本 誠*; 河村 弘; 土器屋 正之*; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*; 高橋 洋一*
JAERI-Conf 2004-012, p.140 - 147, 2004/07
チタン酸リチウム(LiTiO)は、良好なトリチウム回収特性等の観点より、核融合炉ブランケット用トリチウム増殖材料として期待されている。核融合炉で発生した熱はブランケット内の冷却材へ伝達されることから、トリチウム増殖材料の熱物性を把握することは、核融合炉の設計に必要不可欠である。しかしながら、高温保持による粒成長抑制の面からLiO/TiOの組成比を変化させたLiTiOの使用が検討されているが、この組成の熱容量,熱伝導率等は、正確に確立されていない。本研究では、LiTiOについて、LiO/TiOの組成比(1.000.80)による熱物性への影響について調べた。1100Kまでの熱伝導率を評価した結果、LiO/TiOの組成比の減少とともに熱伝導率が低くなること,700K以上では熱伝導率が理論式から算出した値よりも小さくなることを明らかにした。また、熱天秤を用いた重量変化測定及びX線回折により、LiO/TiO比の減少とともに不定比性化合物へと変化すること,LiTiOの第2相が生成することがわかり、この構造変化がLiTiOの熱物性データに大きく影響を与えることを解明した。
山中 伸介*; 宇埜 正美*; 黒崎 健*; 山本 一也; 滑川 卓志
JNC TY9400 2000-011, 41 Pages, 2000/03
高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の熱物性および機械的性質を評価するための基礎的研究を実施し、以下の結果を得た。高燃焼度時に高速炉用MOX燃料中に生成する核分裂生成物(Fission Product;FP)からなるFP析出相として、FPとアクチニド元素との複合酸化物相を取り上げその基礎物性測定を実施した。酸化物相のうちペロブスカイト型BaUO3の熱伝導率はUO2に比べ約一桁小さい値となり、燃料ペレット全体の熱伝導率を減少させる可能性があることを確認した。またBaUO3の弾性定数はUO2の弾性定数の約30%程度であることが判った。このことから燃焼が進み酸化物相が燃料母材中に析出した場合、特に偏析した場合は、燃料ペレット全体としての応力状態が不均一になり機械的特性が低下する可能性があることが判った。また、燃料母材中に固溶する元素が燃料の物性に及ぼす影響を調査するために分子動力学法(Molecular Dynamics;MD)を用いた物性予測を実施した。計算結果と昨年度実施した実験結果との間で妥当な一致が見られ、分子動力学法がMOX燃料の物性を評価する上で重要なツールと成り得ることが確認できた。
原田 克也; 西野 泰治; 三田 尚亮; 天野 英俊
JAERI-Tech 2000-031, p.27 - 0, 2000/03
軽水炉技術の高度化計画に伴う燃料の高燃焼度化では、高燃焼度燃料の照射挙動を把握する必要がある。中でも燃料ペレットの融点等の熱物性値は通常時及び事故時の安全性評価の観点から、きわめて重要な熱物性値であり、これらのデータを取得する必要がある。このためホット試験室では、高燃焼時における燃料の照射挙動を詳細に調べるための各種照射後試験装置の開発を行ってきているが、そのひとつとして、サーマルアレスト法により照射済二酸化ウランの融点を求めるペレット融点測定装置を開発した。本報は、ペレット融点測定装置の概要、本装置の性能を報告するとともに、本装置の特性を確認するため、標準試料及び照射・未照射二酸化ウランを用いて実施した特性試験結果をまとめたものである。
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。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*
JNC TN9400 2000-004, 38 Pages, 1999/05
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに使用する解析的熱物性モデルを開発した。一般的な関数型を使用した本モデルは、広範囲の温度領域で炉心物質の熱物性の挙動、特に、臨界点近傍での熱伝導率と粘性を正しく表すように設計されている。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムについて、最新でかつ最も信頼できるデータを用いて提案した関数のパラメーターを決定した。本モデルは、SIMMER-IIIコードの炉心物質の熱力学的特性と状態方程式に関するモデルと整合性をもって設計されている。
熊田 俊明*
PNC TJ1600 97-004, 40 Pages, 1997/02
本研究の目的は、高レベル放射性核廃棄物の地層処分に緩衝材として利用されるベントナイトの熱物性値を測定する簡便な方法の開発である。従来、この種の物質の熱伝導率の測定には線熱源法が利用されてきたが、試料が大きくなることや、温度変化を測定する熱電対で一定の起電力を得るため高い温度上昇が必要であり、かつ測定に長い時間を要する。このため含有水分の再分配などの難点があった。本研究では、線熱源をサーミスタ粒子の電気抵抗の温度変化を利用し、これを熱源と温度センサーとして用いて、発熱と同時に温度を測定して、試料の熱物性値を決定する。測定装置は、点熱源として球状の微小サーミスタ、電源として電池および電圧測定系から構成される。一方、解析ではセンサーを中央に挿入した試料部の熱伝導モデルを作成し、熱伝導の線形微分方程式を差分化してこれを数値解析した。試料の寸法はアクリル製容器(内容積、20mm20mm)によって決まる。サーミスター粒子は試料中央部に埋め、これに約0.1Wの発熱を与えて温度上昇測定した。熱物性値の決定は、数値計算による温度変化が測定値に合うように、計算に用いる熱伝導率を求める方法により行った。この測定法では、数秒の測定時間で数度の温度上昇により熱伝導率を決定できる。また、センサーの温度上昇が小さいことにより、サーミスターの電気抵抗の温度係数の変化や湿分の再分配の影響を避けることができる。線熱源法と比較した利点は、試料にセンサーを挿入した状態で、水分含有率を変えることができることである。
武田 哲明; B.Han*; 小川 益郎
JAERI-M 92-131, 125 Pages, 1992/09
一般に伝熱流動現象に関する実験や解析を行うときには、流体の熱物性値を知る必要がある。しかしながら、多成分混合気体の熱物性に関する実験値は非常に少ないため、多成分混合気体を媒体に用いた機器の伝熱流動特性等を解析する場合には、これらの熱物性値を推算しなければならない。数値解析において、系内の温度、圧力、あるいは混合気体の組成によって物性値が変化するような変物性計算を行うときには、これらの物性値を式の形に表しておくと都合がよい。本報告書では、高温ガス炉の配管破断事故時に炉内で発生する混合気体の熱物性値に焦点を合わせ、特に輸送性質に関する熱物性値を理論的あるいは経験的な推算式より求めた。ここで示した推算式の多くは一般化された式であるため、他の気体の物性値についても簡単に推算することができる。
菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清
JAERI-M 84-236, 51 Pages, 1985/01
高温ガス炉用燃料コンパクトの熱伝導率及びコンパクトースリーブ間のギャップコンダクタンスを、700~1500Kの範囲において、中心加熱法により測定した。熱伝導率は、燃料コンパクトの破覆粒子充填率をO、22、30及び35%と変えて測定し、ギャップコンダクタンスは、ギャップ内の充填ガス及びギャップ間隔を変えて調べた。熱伝導率は温度の上昇及び粒子充填率の増加とともに減少し、ギャップコンダクタンスは温度とともに増加し、ギャップ間隔の拡大とともに減少した。さらに、ギャップコンダクタンスは、充填ガスの熱伝導率に支配されることがわかった。
菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市
JAERI-M 82-134, 25 Pages, 1982/10
高温ガス炉用燃料コンパクトの熱伝導率およびコンパクト-スリーブ間の接触熱コンダクタンスを、キャプセル照射により調べた。縮小寸法の燃料棒をキャプセルに封入し、JRR-2、VT-1孔において、700~1400Cで、2サイクル照射し、燃料コンパクトおよびギャップ内に生ずる温度匂配を実測し、これと燃料コンパクトの発熱量とから、これらの熱物性値を求めた。その結果、これらの温度における燃料コンパク卜の熱伝導率は、0.13~0.18(WcmK)、コンパクト-スリーブ間の接触熱コンダクタンスは、0.07~0.120(WcmK)が得られた。一方、コンパクト-スリーブ間の接触熱コンダクタンスを、軽水炉燃料の実験式から推定した結果、よい一致がみられた。
三友 宏志*; 栗山 将
Polymer, 23, p.1377 - 1380, 1982/00
被引用回数:4 パーセンタイル:30.88(Polymer Science)Nylon6,6の高温グリセリン中での熱処理に伴なう構造変化と熱物性(主としてTMAやTSA測定)との関連を明らかにした。
東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 山野 秀将
no journal, ,
原子炉のシビアアクシデント時の炉心損傷メカニズムを理解するためには、溶融ステンレス鋼(SUS316)の熱物性値が必要である。本研究では、電磁浮遊法を用いて、液体SUS316の垂直分光放射率, 熱容量, 熱伝導度を測定した。垂直分光放射率は負の波長依存性があり、温度に対する依存性は無視できる程度であった。熱容量と熱伝導度は非接触レーザー周期加熱を用いて測定した。熱容量は1661K1778Kの温度範囲で一定を示した。熱伝導度は正の温度依存性を示した。
加藤 正人
no journal, ,
Urania-plutonia solid solution is chemically stable compound in both region of hyper- and hypo-stoichiometry, which has been developed as fuels of sodium-cooled fast reactors. In this work, oxygen potential data of (U,Pu)O were evaluated based on defect chemistry. And relationship with other thermal properties was described with using the point defect evaluation result. Brouwer diagram of UO, PuO and (U,Pu)O were illustrated from the oxygen potential data. Relational equations to describe O/M ratio and defect concentrations were derived from Brouwer diagram. Relationship between oxygen potential and other thermal properties was evaluated.
高木 聖也; 高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)を核変換するための燃料として、ZrN母材で希釈した窒化物燃料が研究されている。MA核変換用窒化物燃料では2040mol%のMA窒化物をZrNやTiNの母相材料に固溶あるいは混合させ、MAの核変換処理を行うことを想定している。このことから、燃料の安全裕度の評価の上で重要な熱伝導率の組成依存性や温度依存性が、少量のMAを用いた実験室規模のホット試験により研究されてきた。本研究は、MA窒化物の模擬物質としたDyNをZrNに様々な組成で固溶させ、その熱伝導率と電気伝導率を測定することで、MA含有窒化物燃料の熱伝導率の組成依存性と温度依存性の物理的解釈に対して基礎的知見を与えることを目的としている。また、実規模の燃料サイクル研究を見据えた燃料の安全性挙動評価の一環として、被覆管候補材のT91フェライト鋼とMA含有窒化物模擬燃料の高温反応試験に関する研究について紹介し、平成28年度から採択された文部科学省の受託研究内容の説明も行う。
高木 聖也; 高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料として、ZrNやTiN母材で希釈した窒化物燃料が研究されている。MA核変換用窒化物燃料では2040mol%のMA窒化物を母相材料に固溶あるいは混合させ、MAの核変換処理を行うことを想定している。そのため、燃料の安全裕度の評価の上で重要な熱伝導率の組成依存性や温度依存性が、少量のMAを用いたホット試験により研究されてきた。本研究では、希土類元素であるDyをMAの模擬物質としたDyZrN窒化物の熱伝導率と電気伝導率を、xをパラメーターとして測定することで、MA含有窒化物の熱伝導機構を物理的に解釈することを目的としている。また、燃料の安全性挙動評価の一環として、被覆管候補材料とDyZrN (x=0, 0.3)の高温反応試験に関する研究について紹介し、平成28年度から採択された文部科学省の受託研究内容の説明も行う。
高木 聖也; 高野 公秀
no journal, ,
MA核変換用燃料としてZrNを母材とした窒化物燃料が研究されている。MA核変換用窒化物燃料では20mol%から40mol%の幅広い組成でMA窒化物をZrN母材に固溶させるため、これまでに燃料設計上必要な組成での熱伝導率測定が少量のMAを用いたホット試験により行われてきた。今後、照射試験による物性評価の際、その熱伝導機構を詳細に把握しておくことが重要となるが、MAを用いたパラメトリックな試験は困難である。そこで本研究では、MAの模擬物質としてDy希土類元素を用い、DyZrN模擬窒化物試料の熱-電気伝導相間を明らかにすることで、MA核変換用窒化物燃料の熱伝導機構に関する基礎的な知見を得ることを目的としている。
加藤 正人
no journal, ,
Actinide dioxide having a fluorite structure is one of prospective candidates as a fuel of advanced reactors. Thermal property of nuclear fuels is essential data to evaluate fuel performance. Therefore, great efforts to measure properties and understand their mechanism have been made so far. It is well-known that thermal properties of actinide oxides changes significantly depending on temperature, and their mechanisms is complicated. Author's research group has studied on thermal properties of CeO, UO, PuO and their solid solution. In this work, basic properties of various fluorite-type dioxides were summarized, and temperature dependence of thermal properties were evaluated.
森本 恭一; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MOXの比熱は熱伝導率の評価や原子炉の過渡事象及び過酷事故の評価において重要となる熱物性値の一つである。本試験ではPuOとUOの影響が同程度に現れると考えられるPu含有率が約50%のMOX試料を用いて、エンタルピーの測定と比熱の評価を行った。試料はUとPu濃度をそれぞれ約50%に調整した硝酸溶液をマイクロ波脱硝で転換した粉末を用い、これを焼結してO/Mを2.00に調整したものである。この試料についてドロップカロリーメータを用いて2000K以上の高温領域でのエンタルピー測定を実施した。また、試料とタングステン製容器の反応を抑制するために測定ではレニウム製内容器を使用した。エンタルピーは温度に対し1900K辺りまでは一定の割合で上昇し、これ以上ではその上昇割合が大きくなった。これは比熱が1900K以上では上昇することを示す。
森本 恭一; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MOXの比熱は熱伝導率の評価や原子炉の過渡事象及び過酷事故の評価において重要となる熱物性値の一つである。本試験ではPuOとUOの影響が同程度に現れると考えられるPu含有率が約50%のMOX試料を用いて、エンタルピーの測定と比熱の評価を行った。試料はUとPu濃度をそれぞれ約50%に調整した硝酸溶液をマイクロ波脱硝で転換した粉末を用い、これを焼結してO/Mを2.00に調整したものである。この試料についてドロップカロリーメータを用いて2000K以上の高温領域でエンタルピー測定を実施した。また、試料とタングステン製容器の反応を抑制するために測定ではレニウム製内容器を使用した。エンタルピーは温度に対し1900K辺りまでは一定の割合で上昇し、これ以上ではその上昇割合が大きくなった。これは比熱が1900K以上では上昇することを示す。
加藤 正人; 土持 亮太; 松本 卓; White, J.*; McClellan, K.*
no journal, ,
室温から融点近傍までのCaFの基礎物性について実験的に評価した。特にCaFの高温比熱に着目し、フレンケル欠陥の生成及びブレディック転移の影響について評価した。得られた成果は、計算科学による評価の検証用データとして用いた。
森本 恭一; 小笠原 誠洋*
no journal, ,
MOXの比熱は熱伝導率の評価や原子炉の過渡事象及び過酷事故の評価において重要となる熱物性値の一つである。MOXの比熱はNeumann-Kopp則よりUOとPuOの比熱の組成平均から評価されるケースが多いが、PuOの比熱の測定データは少なく、特に高温領域の比熱の温度依存性については現在も議論されている。本試験ではPuOのエンタルピーの測定と比熱の評価を行った。試料はPuO粉末を焼結してO/Mを2.00に調整したものである。この試料についてドロップカロリーメータを用いて9802160Kの範囲でエンタルピー測定を実施した。また、試料とタングステン製容器の反応を抑制するために測定ではレニウム製内容器を使用した。エンタルピーは温度に対し1900K辺りまでは一定の割合で上昇し、これ以上ではその上昇割合が大きくなった。これは比熱が1900K以上では上昇することを示す。