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阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 田中 宏*; 山口 英信*
no journal, ,
原子力機構では福島第一原子力発電所事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時の炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験の実施を検討している。当該試験では、BWRの基本構成要素(燃料ロッド、チャネルボックス、制御棒ブレード、下部支持構造)を模擬した試験体を製作し、加熱試験を行う計画である。しかし、模擬燃料ペレットでUO
-Zr系と疑似的状態図が類似しているジルコニア(ZrO)を用いるため、移行挙動を評価するには被覆管(Zr)に含まれる酸素量または内包される不純物量を比較する必要がある。そこで、我々はコンクリートの劣化診断などで広く使われている広範囲EPMA(WDX)に着目し、模擬燃料ペレットと被覆管のみを模擬した小規模試験体(Phase I)を対象に、酸素濃度分布及び内包される不純物(Mg, Hf)分布を測定し、その妥当性をXRF及び不活性ガス溶解法を用いた酸素の定量分析によるO/M比で評価した。
阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*
no journal, ,
原子力機構では、加熱技術及び試験後の分析技術の適用性を確認するため、BWR炉心の基本構成要素からなる模擬燃料集合体を製作し、プラズマ加熱試験(Phase II)を実施した。本報では、Phase II試験体のX線CT及び元素分析(EPMA及びLA-ICP-MS)の結果について報告する。
阿部 雄太; 中桐 俊男; 佐藤 一憲; 中野 菜都子*; 山口 英信*; 丸山 信一郎*
no journal, ,
原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体を用いて開発した加工技術とWDXによるB及びOの濃度分布について報告する。