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報告書

IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,2; き裂発生試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-012, 36 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-012.pdf:10.09MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂発生試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

報告書

IASCC照射試験にかかわるキャプセルの製作,1; き裂進展試験用キャプセル(共同研究)

井手 広史; 松井 義典; 川又 一夫; 田口 剛俊; 金澤 賢治; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 井上 修一; 出雲 寛互; 石田 卓也; et al.

JAEA-Technology 2008-011, 46 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-011.pdf:19.39MB

軽水炉の炉内構造物材料に使用されているオーステナイト系ステンレス鋼には、高線量の中性子照射を受けると照射誘起応力腐食割れが発生することが知られており、原子力プラントの高経年化対策のためにはその挙動の解明が重要な課題となっている。これまでの研究では中性子照射済試料の照射後試験を行うことにより評価してきたが、IASCCの適切な評価のためには、軽水炉内の環境を模擬した温度,水環境及び照射条件下で試験を行うことが必要である。そこで、照射下での応力腐食割れ試験を行うために、照射下試験用の飽和温度キャプセルを開発した。照射下応力腐食割れ試験には、き裂進展試験,き裂発生試験等があり、本報ではこのうちき裂進展試験を行ったキャプセルについてまとめたものである。

論文

ホットラボの廃止措置と将来計画

海野 明; 斎藤 光男; 金澤 浩之; 高野 利夫; 岡本 久人; 関野 甫*; 西野 泰治

デコミッショニング技報, (32), p.2 - 12, 2005/09

日本原子力研究所(以下、原研という。)のホットラボは、研究炉で照射された燃料及び材料の照射後試験を実施するために、日本初のホットラボ施設として、昭和36年に建設された。施設は、重コンクリートケーブ10基,鉛セル38基(現在:20基)を備える、地上2階,地下1階の鉄筋コンクリート構造であり、原研における研究計画に貢献してきたが、所内の老朽化施設の合理化の目的により、「東海研究所の中期廃止措置計画」に沿って、平成15(2003)年3月をもって全ての照射後試験を終了し、施設の一部解体・撤去を開始した。これまでに鉛セル18基の解体・撤去を完了している。ホットラボで実施されてきた燃料・材料に関する試験は、燃料試験施設及びWASTEFで引続き実施される予定である。さらに建屋の一部は、所内の未照射核燃料や大強度陽子加速器施設の運転によって発生する放射化機器の一時保管施設としての利用が計画されている。

報告書

ワンススルー型微小試料密度測定装置の開発

小野澤 淳; 串田 輝雄; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-061, 39 Pages, 2004/11

JAERI-Tech-2004-061.pdf:8.64MB

照射済み燃料に生じるスエリング(体積膨張)は、照射による核分裂生成物(FP)のペレット内への蓄積によって発生する。スエリング率は、照射中の中性子束密度に依存するため、ペレットの中心部と外周部ではその値が大きく異なる。これらを詳細に比較するためには、ペレットから採取した幾つかの微小試料(数mgから数十mg)の密度を正確に測定する必要があるが、原研・燃料試験施設における現有の放射性試料対応型密度測定装置では、微小試料の密度を高精度で測定するのは困難である。このような背景のもとに、高い放射能を有する微小な試料の密度を、遠隔操作によって高精度かつ容易に測定を可能とするワンススルー型微小試料密度測定装置を開発した。本開発では、$$phi$$3$$times$$1tmmの試料における密度値1%TD以下,標準偏差0.05以内を目標精度とした。形状,重量,密度の異なる金属標準試料及びセラミック標準試料を用いた種々の特性試験の結果において、当該装置に期待される十分な性能を有することが確認できた。また、可動部をモーター駆動することにより測定にかかわる一連の流れを自動化し、遠隔操作にて容易に密度測定が可能となった。今後、本装置をホットセル内に設置する予定である。

報告書

照射済燃料ペレット内FPガス分析技術の開発

畠山 祐一; 須藤 健次; 金澤 浩之

JAERI-Tech 2004-033, 29 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-033.pdf:1.65MB

照射済燃料ペレット内に生成されたKr, Xe等のFPガスは、燃焼度とともに増加し、軽水炉燃料の熱的・機械的特性に大きな影響を与える。このため、軽水炉の高度化計画における燃料の健全性・安全性評価には、FPガス放出に関する基礎的データを蓄積することが重要である。日本原子力研究所・燃料試験施設では、照射済燃料棒のパンクチャー試験により、照射中に燃料棒プレナム部に蓄積したFPガスの測定を実施している。この結果から、FPガスのほとんどは燃料ペレット内に残存しており、より高い燃焼度あるいは事故時に残存しているFPガスが放出されることが予想される。よって照射済燃料からのFPガス放出挙動を調べるため、燃料を段階的に2300$$^{circ}$$Cまで加熱しながら、放出されるFPガスをリアルタイムで測定するアウトガス分析装置(Out Gas Analyzer 以下;OGA)を開発した。

報告書

岩石型燃料照射試料の燃焼率測定

白数 訓子; 山下 利之; 金澤 浩之; 木村 康彦; 須藤 健次; 間柄 正明; 伊奈川 潤; 河野 信昭; 中原 嘉則

JAERI-Research 2001-018, 23 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-018.pdf:1.48MB

JRR-3Mにおいて照射された岩石型プルトニウム燃料の燃焼率を測定することを目的に、当該燃料試料の溶解並びに破壊分析を行った。模擬岩石型燃料試料を用いた溶解方法の検討を行い、ホットセル作業に適した燃料の溶解方法を確立した。本方法により照射済岩石型燃料試料の溶解を行い、試料の破壊分析に供した。分析では、同位体希釈、質量分析法でネオジムとプルトニウムの定量及び同位体組成を測定した。得られた結果より$$^{148}$$Nd法を用いて燃焼率を算出した。また、トリア系燃料については、$$^{233}$$Uを同様に定量した。

論文

Density, porosity and grain size, 2; Irradiated ROX fuels to burn-up of 28%FIMA

柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1153 - 1159, 1999/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JRR-3Mを用いて岩石型(ROX)燃料の照射を燃焼度27MWd/kgPu(28%FIMA)まで実施した。照射後試験より得られた結果は以下のとおり。(1)照射によりROX-SZRの燃料密度は、4.6g/cc(82%TD)から3.4g/cc(61%TD)まで減少した。一方ROX-ThO$$_{2}$$の燃料密度も、5.2g/cc(83%TD)から3.4g/cc(55%TD)まで減少した。(2)ROX-SZRの気孔率は、18から39%に増加した。一方、ROX-ThO$$_{2}$$のそれも17から46%に増加した。本件の場合、気孔率の増加即ち非拘束ガス気泡スエリングは気孔の集塊に起因していると考えられるが、その気孔集塊にはROX燃料成分であるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$及びPuAl$$_{11}$$O$$_{18}$$が重要な役割を果たしていると推察された。(3)無拘束ガス気泡スエリング率は、ROX-SZRについては1%FIMA当たり0.8%$$Delta$$V/V、ROX-ThO$$_{2}$$については同じく1%FIMA当たり1%$$Delta$$V/Vと推定された。UO$$_{2}$$のそれは、1%FIMA当たり1%V/Vである。したがって、無拘束ガス気泡スエリング率に関しては、ROX燃料とUO$$_{2}$$に有意な差はない。

論文

Density, porosity and grain size, 1; Unirradiated ROX fules

柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1052 - 1063, 1999/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.55(Nuclear Science & Technology)

2種類の岩石型燃料(以下、ROX-SZR及びROX-ThO$$_{2}$$)及び9種類の模擬岩石型燃料(PuO$$_{2}$$をUO$$_{2}$$で置き換えたもの)を作製した。これらの密度、気孔率及び結晶粒度を実験因子とした研究を行った。得られた結果は以下のとおり。(1)岩石型燃料の推定理論密度値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThO$$_{2}$$で6.2g/ccであることを見いだした。一方、これに相当する焼結密度値は前者で4.6g/cc、後者で5.2g/ccであった。岩石型燃料の密度はUO$$_{2}$$の約半分であった。岩石型燃料の百分率理論密度(%TD)は比較的低く82-83%TDの範囲にあった。気孔率は大きく(17-18%)、結晶粒径は小さい(2$$mu$$m)ことがわかった。(2)模擬岩石燃料の推定理論密度値は5.0-5.7g/ccの範囲にあった。一方、これに相当する焼結密度値は4.9-5.4g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の密度は岩石燃料とほぼ同じであったが、UO$$_{2}$$の約半分であった。模擬岩石燃料の%TDは比較的大きく94-98%TDだった。気孔率は小さく($$<$$6%)、結晶粒径もまた小さい(3-4$$mu$$m)ことがわかった。

論文

Current status of VEGA program

日高 昭秀; 中村 武彦; 西野 泰治; 金澤 浩之; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 工藤 保; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.211 - 218, 1999/07

日本原子力研究所では、照射済燃料からの核分裂生成物質(FP)の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}$$Cの高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下でのFP放出、低揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。また、事前に試験燃料をNSRR炉内で再照射して短半減期FPを再生させるとともに、燃焼度や酸化還元雰囲気の影響についての研究も行う。試験装置は、水蒸気・ガス供給系、高周波誘導加熱炉、試験燃料を設置するトリア製坩堝、熱勾配管、フィルタ及び$$gamma$$線測定系等から成る。平成7年度に基本設計、8年度に装置の詳細設計、9$$sim$$10年度に製作を行った。10年度後半に燃料試験施設内に装置を設置した後、特性試験を行い、11年度から年に4回の本試験を開始する。

報告書

A Study on density, porosity and grain size of unirradiated ROX fules and simulated ROX fuels

柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 木村 康彦; 小野澤 淳; 長島 久雄; 金澤 浩之; 金井塚 文雄; 天野 英俊

JAERI-Tech 99-044, 46 Pages, 1999/05

JAERI-Tech-99-044.pdf:4.66MB

未照射岩石型(ROX)燃料及び模擬岩石型燃料について、密度、気孔率及び結晶粒度に関する研究を実施し以下の結論を得た。(1)岩石燃料:推定理論密度(TD)値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThO$$_{2}$$で6.2g/ccであった。岩石燃料の理論密度値はUO$$_{2}$$(10.96g/cc)の約半分であった。本研究から得られた焼結(製造)密度は、ROX-SZRで4.6g/cc(82%TD)、ROX-ThO$$_{2}$$で5.2g/cc(83%TD)であった。%TDはUO$$_{2}$$のそれ(通常95%TD)よりかなり小さかった。平均気孔径は約3$$mu$$m、気孔率は17-18%の範囲にあった。結晶粒径は約2$$mu$$mであった。(2)模擬岩石燃料:推定理論密度値は約5.0-5.7g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の理論密度値はUO$$_{2}$$の約半分であった。本研究から得られた焼結密度は約4.5-5.5g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の%TDは94-98%TDと現行のUO$$_{2}$$並になった。平均気孔径は約4-8$$mu$$m、気孔率は6%以下であった。結晶粒径は約1-4$$mu$$mであった。

報告書

Research program (VEGA) on the fission product release from irradiated fuel

中村 武彦; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 西野 泰治; 金澤 浩之; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Tech 99-036, 34 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-036.pdf:1.55MB

原子炉シビアアクシデント時のソースタームを評価するうえでは燃料からのFP放出挙動の評価が重要である。このため欧米で種々の実験が実施されてきた。しかしながら、これらの実験の回数及び実験条件は限られているため、短半減期FP、低揮発性FPの放出、及び燃料溶融を含む高温高圧条件の放出データを中心に大きな不確実性を含んでいる。これらの点を明確にするため、原研では国内の発電用原子炉で照射された燃料を用いてFPの放出挙動を調べるVEGA実験計画を開始した。同実験では、ホットセル内で短尺燃料を事故を模擬した高温まで誘導加熱する。この計画では、燃料を融点を超える高温まで、1.0MPaまでの高圧条件で加熱し、データの少ない低揮発性及び短半減期FPに注目してその放出及び移行挙動を調べる。

論文

Current status of PIE techniques in RFEF

古平 恒夫; 山原 武; 助川 友英; 西野 泰治; 金澤 浩之; 天野 英俊; 仲田 祐仁

HPR-349, 11 Pages, 1998/00

東海研究所の燃料試験施設は、発電炉で使用した照射済燃料集合体の健全性に関する実証試験を行うことを目的として1979年に設立された。近年では、高燃焼度燃料の開発に関する照射後試験を実施しており、ペレット等の熱物性データを取得するため、融点測定装置及びペレット熱拡散率測定装置を整備するとともに比熱測定装置等の新規照射後試験技術開発を継続している。さらにPu添加燃料の研究開発に資するため、$$alpha$$$$gamma$$対応のEPMAを整備するなど軽水炉の高度化研究に対応すべく技術開発を行っており、今回の当該会議において現状を報告する。

報告書

Fission gas release from rock-like fuels, PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$(Y){or ThO$$_{2}$$}-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgO at burn-up of 20 MWd/kg

柳澤 和章; 大道 敏彦; 金澤 浩之; 天野 英俊; 山原 武

JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB

2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuO$$_{2}$$にThO$$_{2}$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuO$$_{2}$$にZrO$$_{2}$$(Y)-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$を混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度($$<$$1000$$^{circ}$$C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。

論文

Fabrication of instrumented capsule with spent fuel for re-irradiation experiments using NSRR and JMTR

市瀬 健一; 仲田 祐仁; 海野 明; 金澤 浩之; 助川 友英

ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 2, p.871 - 875, 1996/00

原研NSRRでは、未照射及び照射済燃料をパルス出力照射することによって、反応度事故時の燃料挙動を調べている。その一環として、負荷追従運転を経験した燃料の反応度事故時の挙動も調べている。実験に使用する照射済燃料は、燃料試験施設において、商用炉で使用された実用燃料(長さ約4m)より、NSRR及びJMTR・BOCA照射設備に装荷可能な形状(長さ約30cm)に短尺加工される。短尺加工は、切断、上下端栓の溶接、ガス封入及び圧力計の計装等である。これら短尺加工時に重要なのは、加工前の燃料状態の保持、溶接部の健全性等である。本報告は、再照射用燃料短尺加工、計装及び検査技術について述べる。

報告書

Thermal durability of modified synroc material as reactor fuel matrix

菊地 章; 金澤 浩之; 冨樫 喜博; 松本 征一郎; 西野 泰治; 大和田 功; 仲田 祐仁; 天野 英俊; 三田村 久吉

JAERI-Research 94-008, 20 Pages, 1994/08

JAERI-Research-94-008.pdf:1.8MB

シンロックはペロブスカイト、ホランダイト及びジルコノライトから成るチタン酸セラミックスで、高レベル放射性廃棄物の閉じ込めに優れた性能を有している。この点に着目し、「廃棄処理可能(WDP)燃料」の開発に当り、改良シンロック材を作製してその熱的耐久性を研究した。改良シンロックを主とし、参照シンロック(シンロックB)を比較試料として、1200$$^{circ}$$Cから1500$$^{circ}$$C、30分間、空気中での熱処理を行った。試料のうち改良シンロックでは予期していなかった球状ボイドの生成をみたが、これは試料作製時に存在した球状析出部とこれが含んでいた高圧潜在ポアーに起因することが判った。また1500$$^{circ}$$Cの熱処理では、ホランダイトの分解による新相の生成、及びこの新相とペロブスカイトとの反応による新相の生成を生じた。なお本報では、付加的な情報及び熱的性質についての実験と結果を付録に述べている。

論文

$$alpha$$-decay damage effects in curium-doped titanate ceramic containing sodium-free high-level nuclear waste

三田村 久吉; 松本 征一郎; M.W.A.Stewart*; 坪井 孝志; 橋本 昌亮*; E.R.Vance*; K.P.Hart*; 冨樫 喜博; 金澤 浩之; C.J.Ball*; et al.

Journal of the American Ceramic Society, 77(9), p.2255 - 2264, 1994/00

 被引用回数:25 パーセンタイル:21.95(Materials Science, Ceramics)

Naを含まない模擬高レベル廃棄物の多相チタン酸セラミック固化体に0.91wt%のCm-244を添加して$$alpha$$崩壊の影響を調べた。1.2$$times$$10$$^{18}$$($$alpha$$崩壊/g)の線量を受けた試料のX線回折結果から、3つの構成主相-ホランダイト、ペロブスカイト、ジルコノライトの単位格子体積がそれぞれ0,2.7,2.6%増加していた。放射線損傷による体積膨張で密度は徐々に減少し、上記の線量を受けた試料の密度減少は1.7%に達した。2$$times$$10$$^{17}$$($$alpha$$崩壊/g)の線量を受けた試料からの浸出率を以前のNaを含んだ試料からの結果と比較したところ、Naを含まない場合にはCsの浸出率が3~8倍低くなった。

論文

Microstructural evolution of austenitic stainless steels irradiated in spectrally tailored experiment in ORR at 400°C

沢井 友次; P.J.Maziasz*; 金澤 浩之; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.712 - 716, 1992/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:36.2

はじき出し損傷と生成ヘリウムのバランスを実際の核融合炉での使用環境にあわせるため、熱中性子と高速中性子の比率を調整するスペクトル調整照射をORRで実施した。試料に用いた6種類のオーステナイトステンレス鋼は、今回の照射条件(400$$^{circ}$$C、7.4dpa)では、溶体化処理材にはスエリング挙動の差が認められたが、冷間加工材では、すべて良好な耐スエリング性を示し、浸漬密度試験においても、電子顕微鏡観察においても、ほとんど差が認められなかった。溶体化処理材の中でも改良ステンレス鋼は最も優れた耐スエリング性を示したが、高純度3元合金の0.86%をはじめ、大きなスエリングを示したものもある。より高照射量では、スエリング率がさらに増加することも大いに考えられ、400$$^{circ}$$Cという比較的低温においても核融合炉材料の選択には、スエリングを考慮すべきであることを示している。

報告書

照射炭化物燃料中でのプルトニウムおよび核分裂生成物の挙動

鈴木 康文; 前多 厚; 岩井 孝; 金澤 浩之; 三村 英明; 荒井 康夫

JAERI-M 91-192, 25 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-192.pdf:1.35MB

高速炉用新型燃料として期待されるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料中のプルトニウムおよび核分裂生成物の燃料内挙動を主にX線微小分析によって調べた。試験対象には、JMTRで約3%FIMAまで照射した燃料を用いた。ウランおよびプルトニウムの他にキセノン、パラジウム、ジルコニウム、セリウム等の核分裂生成物が同定された。ミニ炭化物の析出に起因する微細なプルトニウムの偏析が見られたほか、燃料ペレット周辺部で燃焼に伴うプルトニウム濃度の低下が認められた。キセノンについては、燃料周辺部で生成したキセノンのほとんどが燃料内に拘束されているのに対して、中心部では有意量がプレナム部へ放出されていることを示す試験結果を得た。ネオジム等の多くの固体状核分裂生成物の分布については、燃料内の燃焼度分布に応じたプロフィルが観察された。

報告書

技術報告: NSRRを用いたシリサイド板状燃料実験の技術開発

柳澤 和章; 曽山 和彦; 市川 博喜; 根本 工; 星野 修; 宇野 久男; 梅田 政幸; 鈴木 敏夫; 金澤 浩之; 木村 康彦; et al.

JAERI-M 91-114, 67 Pages, 1991/08

JAERI-M-91-114.pdf:4.28MB

研究炉では、濃縮度低減のため、従来使用して来たアルミナイド板状燃料からシリサイド板状燃料に材質が変更されつつある。NSRRでは安全性の観点から、このシリサイド燃料に係るパルス照射実験を計画したが、実験開始に先立って、幾つかの克服すべき技術的課題に直面した。(1)シリサイドは金属燃料板であるため、照射実験を行っても、十分に安全が担保できる照射カプセルを設計・製作する必要性、(2)熱伝導性の良いアルミ被覆板に熱電対を抵抗溶接する技術の確立、(3)照射後試験については、NSRRでは実施経験がなく、あらたに幾つかの機器の準備、発熱量較正訓練、計量管理等を行うことの必要性、これらの技術的課題を、約4年の歳月をかけて解決したので、その成果を報告する。

報告書

ヨウ素-127を充填した軽水炉型未照射燃料棒の反応度投入事故(RIA)時の挙動に関する研究

笹島 栄夫; 柳澤 和章; 金澤 浩之

JAERI-M 88-139, 51 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-139.pdf:2.58MB

未照射のNSRR標準燃料棒中にヨウ素を1.3mg(33$$times$$10$$^{-6}$$g/cm$$^{2}$$)封入し、パルス照射によって発生された被覆管引張応力で、PCI破損が発生するか否かを確認する分離効果実験を実施した。その結果、以下の知見を得た。(1)ヨウ素封入燃料棒は、発熱量268及び280cal/gUO$$_{2}$$で破損しなかった。一方、ヨウ素を封入しなかったレファレンス棒は、268及び280cal/gUO$$_{2}$$でともに被覆管内厚の減少に起因する破損を生じた。即ち、本実験の条件範囲内では、PCI破損は生じないことが明らかになった。(2)ヨウ素を封入した燃料ペレットの外縁部では、268cal/gUO$$_{2}$$で等軸晶の、また280cal/gUO$$_{2}$$で柱状晶の、円環状集合組織が発達しているのが明らかになった。XMA観察から、微量のヨウ素がその集合組織から検出された。一方、レファレンス棒には、それが観られなかった。

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