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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

https://doi.org/10.3327/jnst.36.1153

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(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%V/V、ROX-ThO $_{2}$ については同じく1%FIMA当たり1%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

ROX-LWR system for almost complete burning of plutonium

山下利之; 秋江拓志; 木村英雄; 高野秀機; 室村忠純

IAEA-TECDOC-1122, p.309 - 320, 1999/11

ほぼ完全にプルトニウムを燃やしきり、使用済燃料を安定な廃棄物としてそのまま直接処分できる岩石型燃料-軽水炉(ROX-LWR)システムの研究で得られた成果の概要を報告する。これにはイナートマトリックス物質の探索、Puの燃焼特性、事故解析、岩石型燃料の照射挙動、環境安全性解析及びROX-LWRシステムの経済性評価等が含まれる。また、これまでに得られた成果をもとに立案した第2期研究計画の概要についても報告する。

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

https://doi.org/10.3327/jnst.36.1052

被引用回数：1 パーセンタイル：13.15(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(2m)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(3-4m)ことがわかった。

論文

日本原子力研究所の環境科学研究

室村忠純

保健物理, 34(2), p.216 - 217, 1999/06

http://ci.nii.ac.jp/naid/10004466577

原研の「環境科学研究部」は平成11年度に発足し、原子力に関し、大気、陸域、海洋における放射性物質移行挙動の解明と予測の研究、環境に関する高度な分析技術の開発及び環境修復・保全技術開発を進める。ここでは、その考え方と当面進める研究の概要を述べる。

報告書

A Study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤和章; 大道敏彦*; 白数訓子; 室村忠純; 松田哲志*

JAERI-Tech 99-032, 65 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-032.pdf:3.23MB

便宜的にPuO $_{2}$ をUO $_{2}$ で代替した模擬岩石型燃料を製造し、炉外試験に供した。得られた主たる知見は以下のとおり。(1)模擬岩石燃料のガス置換密度(GID)は、4.9から5.4g/ccの範囲であり、その値はUO $_{2}$ の47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点(MP)は1,91139 $^{circ}$ Cであり、UO $_{2}$ の融点より30%低かった。(3)線膨張係数(LTE)は、温度1500 $^{circ}$ Cまで模擬岩石燃料とUO $_{2}$ 燃料に差異はなかった。(4)模擬岩石燃料のクリープ速度はMgAl $_{2}$ O $_{4}$ 成分に強く依存した。(5)硬度(Hv)はMgAl $_{2}$ O $_{4}$ の構成成分であるAl $_{2}$ O $_{3}$ に対して敏感で、その量の増加によって模擬岩石燃料はより硬くなった。温度300 $^{circ}$ Cまでの範囲で模擬岩石燃料とUO $_{2}$ の硬度を比較したが、前者は後者に比べ著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUO $_{2}$ との間に大きな差異はない。同様に、模擬岩石燃料とGd $_{2}$ O $_{3}$ を10wt%まで添加したUO $_{2}$ 燃料との間の熱拡散率にも差異はなかった。模擬岩石燃料の熱伝導率とUO $_{2}$ のそれとに差異はなかった。

論文

Out-of-pile tests of simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤和章; 大道敏彦*; 室村忠純; 松田哲志*; 白数訓子

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(2), p.160 - 168, 1999/02

https://doi.org/10.3327/jnst.36.160

被引用回数：4 パーセンタイル：34.88(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は、PuO $_{2}$ 安定化ジルコニウム(SZR)-MgAl $_{2}$ O $_{4}$ からなる新型の燃料すなわち岩石型(ROX)燃料を開発中である。データベース強化のため、PuO $_{2}$ をUO $_{2}$ で置き換えた模擬岩石燃料を製造し炉外試験を実施した。得られた知見は以下の通りである。(1)模擬岩石燃料の密度は、4.9g/ccから5.4g/ccの範囲であり、その値はUO $_{2}$ の47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点は2,18439Kであり、UO $_{2}$ 燃料の融点より約30%低かった。(3)線膨張係数(LTEC)は、模擬岩石燃料とUO $_{2}$ 燃料とで差異はなかった。その値はSZR量の増加とともに大きくなった。(4)模擬岩石燃料とUO $_{2}$ のクリープ特性を応力指数すなわち変形速度と適用応力の対数値とで比べたところ、両者のそれには類似性が見られた。(5)硬度はMgAl $_{2}$ O $_{4}$ に依存した。模擬岩石燃料の硬度はUO $_{2}$ のそれより著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUO $_{2}$ との間に大きな差異はない。同様に、熱伝導率についても両者の差は小さかった。

論文

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村英雄; 高野秀機; 室村忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(99)00045-8

被引用回数：7 パーセンタイル：49.7(Materials Science, Multidisciplinary)

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

報告書

岩石型燃料の熱膨張と熱伝導度

松田哲志*; 小林愼一*; 白数訓子; 山下利之; 大道敏彦; 室村忠純

JAERI-Research 97-083, 21 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-083.pdf:1.23MB

MgAl $_{2}$ O $_{4}$ -SZR(SZR:安定化ジルコニア)系、並びにこれに10モル%UO $_{2}$ を加えた焼結体を作成し、室温から1500 $^{circ}$ Cまでの熱膨張率及び熱拡散率を測定した。MgAl $_{2}$ O $_{4}$ -SZRの熱膨張率はSZRの増加とともに増加し、Turnerの式による測定値に良く合致した。UO $_{2}$ 添加試料の熱膨張率は非添加のものより増加した。熱膨張補正を加えた熱拡散率と比熱推定値等から理論密度95%に規格化した熱伝導度を得た。MgAl $_{2}$ O $_{4}$ -SZRの熱伝導度は、SZR成分とともに減少し、熱伝導度値はおおよそMaxwell-Euchenの式で近似できた。UO $_{2}$ 添加試料の熱伝導度は、MgAl $_{2}$ O $_{4}$ 相とSZR相の体積比が約50%より大きい領域ではUO $_{2}$ 自体のそれより大きな値を示した。

報告書

岩石型及びMOX使用済核燃料地層処分の環境影響評価

木村英雄; 松鶴秀夫; 高野秀機; 室村忠純

JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB

使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

論文

Ion irradiation and annealing effects in Al $_{2}$ O $_{3}$ and MgAl $_{2}$ O $_{4}$

古野茂実; 笹島尚彦*; 北條喜一; 出井数彦*; 大津仁*; 松井恒雄*; 室村忠純

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 127-128, p.181 - 185, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0168-583X(97)00066-9

被引用回数：25 パーセンタイル：85.76(Instruments & Instrumentation)

岩石型プルトニウム燃料の核分裂片や線による損傷及び熱的安定性を調べるため、候補母材であるアルミナとスピネルを対象に、キセノンやヘリウムイオン照射を行った。さらに照射後、焼鈍を行った。照射によって、バブル形成、非晶質化等が起り、これらによって、材料のスエリング率は0.1%のオーダであった。焼鈍では、アルミナは1000 $^{circ}$ Cから、スピネルは900 $^{circ}$ Cから、バブル成長やブリスタリングが起った。この結果、アルミナがスピネルより、いくぶん高温での安定性に優れていることが判った。

論文

A New ceramic fuel for almost complete burning of plutonium in light water reactor

室村忠純; 山下利之; 大道敏彦; 秋江拓志; 高野秀機

Proc. of 14th Int. Japan-Korea Seminar on Ceramics, p.127 - 131, 1997/00

世界的な問題となっている余剰プルトニウムの利用に関し、岩石型燃料(ROX)とその軽水炉(LWR)燃焼技術について述べる。ROXはプルトニウムと核的に安定な添加物から合成された新しい燃料である。この燃料は、化学的に極めて安定であり、軽水炉でのプルトニウムのほぼ完全な燃焼に適する。使用済燃料は地質学的安定性が期待できる。本燃料候補のうち、蛍石型相+スピネル相型の燃料について、熱物性値、燃焼速度等について述べる。

論文

Conceptual core design study of plutonium rock-like oxide fuel PWR

秋江拓志; 高野秀機; 安濃田良成; 室村忠純

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1136 - 1141, 1997/00

余剰のプルトニウムの処分のために、ジルコニア(ZrO $_{2}$ )あるいはトリア(ThO $_{2}$ )をベースとする岩石型酸化物燃料(ROX燃料)の研究を進めている。安全解析の結果からジルコニア型ROX(Zr-ROX)燃料炉心のドップラー反応度係数と出力ピーキングを改善する必要があることがわかったので、Zr-ROX燃料にUO $_{2}$ とEr $_{2}$ O $_{3}$ を添加し、さらにGd $_{2}$ O $_{3}$ の添加割合を減らした。その結果プルトニウム燃焼性能は多少落ちるものの、MOX燃料炉心よりははるかに良い。このようなROX燃料炉心の制御は、 $^{10}$ B濃縮B $_{4}$ C制御棒によって十分行えることもわかった。

論文

Radiation effects in Al $_{2}$ O $_{3}$ single crystals irradiated with He and Xe ions at room temperature

北條喜一; 古野茂実; 出井数彦*; 笹島尚彦*; 大津仁*; 松井恒雄*; 室村忠純

Microstructures and Functions of Materials (ICMFM 96), 0, p.269 - 272, 1996/00

Pu岩石型燃料開発に必要なデータを取得するために、候補母材の一つであるアルミナを対象に、HeおよびXeイオン照射効果を電顕その場観察で調べた。He照射ではバブルが形成され、Xe照射では非晶質化が起こることを明らかにした。またバブル形成によるスエリングを評価し、0.1%になることを示した。

論文

In situ TEM study of radiation effect of spinel (MgAl $_{2}$ O $_{4}$ ) during helium- and xenon-ion irradiations

笹島尚彦*; 松井恒雄*; 古野茂実; 北條喜一; 大津仁*; 室村忠純; 出井数彦*

Proc. of Int. Conf. on Microstructures and Functions of Materials (ICMFM 96), 0, p.265 - 268, 1996/00

Pu岩石型燃料の核分裂片および粒子による損傷挙動を調べるために、候補母材の一つであるスピネルを対象にHeおよびXeイオン照射を行い、損傷挙動をその場観察で調べた。照射により、バブルが形成され、また非晶質化が生じることを明らかにした。さらにバブル形成によるスエリングを評価し、0.06~0.3%になることを示した。

論文

A New fuel material for once-through weapons plutonium burning

秋江拓志; 室村忠純; 高野秀機; 松浦祥次郎

Nuclear Technology, 107, p.182 - 192, 1994/08

https://doi.org/10.13182/NT107-182

被引用回数：101 パーセンタイル：98.68(Nuclear Science & Technology)

核兵器より取り出されるプルトニウムの燃焼のための新しいワンススルー型燃料の概念が、燃料物質の相状態、化学的性質および燃焼特性等の観点から検討された。燃料としては二酸化プルトニウムを固溶した蛍石型結晶構造の相とアルミナ相の二相平衡状態にある化合物が望ましい性質をそなえている。プルトニウムホスト相の蛍石型化合物には、トリア(ThO $_{2}$ )および安定化ジルコニア(ZrO $_{2}$ )が、FPの固溶性、照射安定性および化学安定性の点で優れていると考えられる。これらの燃料の燃焼特性が軽水炉、高速炉および高温ガス炉について検討された。ワンススルー型のプルトニウム燃焼には、現行軽水炉のような減速材/燃料体積比が1.4以上の軽水炉が向いている。このような炉では燃料中のPu-239の約99%を燃焼することができ、使用済燃料中のPu組成は極めて劣化したものとなる。

論文

Phase relations of the uranium-neptunium-oxygen system

山下利之; 二谷訓子; 大内金二; 室村忠純; 辻利秀*; 稲垣博光*; 加藤徹也*

Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.375 - 377, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0925-8388(94)90936-9

被引用回数：12 パーセンタイル：66.82(Chemistry, Physical)

U-Np-O系の相平衡を高温X線回折法および熱重量法で調べた。UO $_{2}$ とNpO $_{2}$ の粉末を所定の割合に混合し、Np(U+Np)比が0.2~1.0の試料を、空気中1300 $^{circ}$ Cで10時間加熱反応させて得た。それらの試料をHe/8%H $_{2}$ 、CO $_{2}$ /1%CO、N $_{2}$ /100ppmO $_{2}$ 、N $_{2}$ /1%O $_{2}$ ならびに空気中において、それぞれ、室温から1000 $^{circ}$ Cまでの温度に加熱し、その温度でX線回折を行った。空気中1000 $^{circ}$ Cでは、Np/(U+Np)比が0.5以下の試料は蛍石型相とU $_{3}$ O $_{8}$ との2相共存であるが、この比が0.6以上の試料は蛍石型相単相であった。蛍石型相の格子定数はウラン量の増加にともないわずかに減少するが、これは結晶半径の小さいU $^{5+}$ ,U $^{6+}$ の生成に起因すると考えられる。He/8%H $_{2}$ 中1000 $^{circ}$ Cでは、すべての試料が蛍石型相単相であった。その格子定数と、Np/(U+Np)比との間に良好な直線関係がみられることから、低酸素ポテンシャル下ではNpO $_{2}$ はUO $_{2}$ 中に全率固溶すると考えられる。

論文

Dissolution study of spent PWR fuel: Dissolution behavior and chemical properties of insoluble residues

安達武雄; 大貫守; 吉田伸彦*; 園部保; 川村亘*; 武石秀世; 郡司勝文; 木村貴海; 鈴木敏夫; 中原嘉則; et al.

Journal of Nuclear Materials, 174, p.60 - 71, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(90)90421-I

被引用回数：40 パーセンタイル：94.49(Materials Science, Multidisciplinary)

燃焼度7000から39000MWd/tの使用済PWR燃料の硝酸溶解挙動と不溶解性残渣の化学的性質について調べた。燃料棒を3~5mmの長さで切断して得た燃焼度の異なる試料片は3M硝酸により100 $^{circ}$ Cにおいて2時間以内で溶解した。不溶解性残渣量は7000~30000MWd/tの範囲では燃焼度に比例して増加し、30000MWd/t以上の燃焼度では増加の比率は上昇した。不溶解性残渣の70%以上は核分裂生成物、即ち、Mo、Tc、Ru、Rh、Pdから構成されている。これらの元素の不溶解性残渣中の相対比は、燃料中に生成した元素の相対比とは異なっていること、X線回折により六方晶系のRu合金相が確認されたことから、不溶解性残渣の主成分はRu、Moなどから成る合金と考えられる。

論文

Metallic phases precipitated in UO $_{2}$ fuel,I; Phases in simulated fuel

室村忠純; 安達武雄; 武石秀世; 吉田善行; 山本忠史; 上野馨

Journal of Nuclear Materials, 151, p.318 - 326, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90026-8

5~30%FIMAに相当する模擬UO $_{2}$ 燃料を種々の酸素ポテンシャルF、1,000~2,000゜Cで熱処理し、その中に生成した種々の酸化物相、金属相をX線回析によって同定した。

論文

Metallic phases precipitated in UO $_{2}$ fuel, 2; Insoluble residue in simulated fuel

安達武雄; 室村忠純; 武石秀世; 山本忠史

Journal of Nuclear Materials, 160, p.81 - 87, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90011-6

被引用回数：21 パーセンタイル：85.65(Materials Science, Multidisciplinary)

5~30%FIMAに相当する模擬UO $_{2}$ ペレットを種々の酸素ポテンシャル下、1000~2000 $^{circ}$ Cで熱処理して調整した。

論文

Fluorite type phase in nuclear waste ceramics with high zirconia and alumina contents

室村忠純; 日夏幸雄

Journal of Nuclear Materials, 151, p.55 - 62, 1987/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(87)90055-9

被引用回数：19 パーセンタイル：84.4(Materials Science, Multidisciplinary)

高ジルコニア-アルミナ系の高レベル廃棄物固化体に於いては、蛍石型相がアクチノイド及び希土類金属元素を結晶格子中にとり込み固化する。本報告では、1,400 $^{circ}$ Cの低酸素圧下におけるCs,Sr、Ce,Nd及びU等の元素の蛍石型相への固溶性を調べた結果を述べる。Cs,Srの固溶性は低い。Nd $_{2}$ O $_{3}$ は30wt%、Ce $_{2}$ O $_{3}$ は15wt%まで固溶する。UO $_{2}$ は全律固溶性を示す。