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論文

Release behavior of metallic fission products from HTGR fuel particles at 1600 to 1900$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 宮西 秀至; 角 重雄; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 202, p.47 - 53, 1993/00

 被引用回数:47 パーセンタイル:3.58

Triso被覆UO$$_{2}$$粒子からの金属核分裂生成物(FP)の放出挙動について、1600から1900$$^{circ}$$Cにおける照射後加熱試験および加熱後試験により調べた。加熱による被覆層の内圧破損は生じなかったことが、FPガスの放出の監視および加熱後試験から確認された。試料研磨面の観察から、SiC層のパラジウムによる腐食および熱解離は生じていないことが明らかになった。照射後加熱により、$$^{137}$$Cs,$$^{134}$$Cs,$$^{110m}$$Ag,$$^{154}$$Euおよび$$^{155}$$Euが被覆層を通して粒子から放出された。一重被覆を仮定した拡散モデルに基づき、$$^{137}$$CsのSiC中の拡散係数を放出曲線から評価した。$$^{110m}$$AgのSiC中の拡散係数は$$^{137}$$Csの拡散係数よりも大きいであろうことが放出率測定から示唆された。

論文

Performance of ZrC-coated particle fuel in irradiation and postirradiation heating tests

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 小林 紀昭; 角 重雄; 宮西 秀至; 高橋 五志生; 菊池 輝男

Journal of the American Ceramic Society, 75(11), p.2985 - 2990, 1992/11

 被引用回数:35 パーセンタイル:16.18(Materials Science, Ceramics)

ZrC被覆UO$$_{2}$$粒子は有望な高温ガス炉用燃料である。熱分解炭素とZrCとによって多層被覆を施した粒子燃料を最高約4%FIMAまで照射した。高速中性子照射量は2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{2}$$を越えた。寿命末期の核分裂生成物放出量は極く僅かであって、黒鉛マトリックスのU汚染で説明できた。照射後の破損率は実質的に0であった。最高2400$$^{circ}$$Cまでの照射後加熱試験では、同温度で約6000秒保持してようやく破損が発生した。

論文

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.6(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

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