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論文

Irradiation behavior of high uranium-density alloys in the plate fuels

宇賀神 光弘; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 大岡 紀一; 中倉 優一

Journal of Nuclear Materials, 254(1), p.78 - 83, 1998/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:89.86(Materials Science, Multidisciplinary)

U$$_{6}$$Me系合金U$$_{6}$$Mn,U$$_{6}$$Fe$$_{0.6}$$Mn$$_{0.4}$$,U$$_{6}$$Ni$$_{0.6}$$Fe$$_{0.4}$$とU$$_{3}$$Si$$_{0.8}$$Ge$$_{0.2}$$とを燃焼度53~57%、燃料温度約190$$^{circ}$$Cで216日間照射した。試料形態は、燃料の粒子分散型と合金箔型のミニプレートである。Mn入りU$$_{6}$$Meの分散型ミニプレートは、この系で唯一報告されているU$$_{6}$$Feミニプレートに比較して、照射による厚み増加が少なく寸法安定性が改善された。一方、合金箔型では分散型よりもFPガス気泡の成長が抑制され燃料のスエリングが少なくなることがわかった。これは前者の方が、被覆材の拘束力による気泡成長に対する抑制効果が大きいためと考えられる。U$$_{6}$$MeとAlとの照射下での反応についても述べた。

論文

Behavior of neutron-irradiated U$$_{3}$$Si

宇賀神 光弘; 赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 大岡 紀一; 中倉 優一

Journal of Nuclear Materials, 248, p.204 - 208, 1997/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:56.36(Materials Science, Multidisciplinary)

ホットプレス法とピクチャーフレーム法とにより調製したU$$_{3}$$Si基燃料をJMTRで照射した。燃焼度は、最高約60%FIFAで照射温度は約190$$^{circ}$$C~280$$^{circ}$$Cであった。照射後試験の結果、次のことが分かった。中性子照射によって燃料は、液体類似の性質を示すことから示唆される非晶質化を起こすとともに塑性変形する。この結果、FPガス気泡が成長・粗大化しスエリングは大きくなる。この燃料スエリングは、被覆材の拘束力により抑制できる。U$$_{3}$$Si-Al反応に関しては、U$$_{3}$$Si表面の酸化前処理によって反応層の厚みは著しく減少する。

報告書

JMTRにおける燃料中心温度測定実験(III) -第1次燃料の照射後試験-

酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.

JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04

JAERI-M-82-034.pdf:4.63MB

軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。

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