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論文

Modeling and simulation of redistribution of oxygen-to-metal ratio in MOX

廣岡 瞬; 加藤 正人; 渡部 雅

Transactions of the American Nuclear Society, 118, p.1624 - 1626, 2018/06

本研究では酸素/金属比(O/M)再分布の時間発展モデルについて、MOX中の酸素の特性を用いて提案した。また、提案したO/M再分布の計算や、密度再分布の原因となるポアマイグレーションを計算する照射挙動シミュレーションを行った。シミュレーションの結果、O/M再分布は密度再分布よりも低温で起こり、基礎物性である酸素拡散は蒸発・凝縮機構よりも低温で起こることが示された。また、ペレット表面は低温のためO/M再分布が非常に遅いが、表面から少し内側に入った1000Kを超えるところでは、さらに内側から移動してくる酸素の影響を受け、O/M再分布がよく見られた。今後は、シミュレーション結果と照射後試験データとの比較を行っていく計画である。

論文

Sound speeds in and mechanical properties of (U,Pu)O$$_{2-x}$$

廣岡 瞬; 加藤 正人

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(3), p.356 - 362, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

密度, O/MおよびPu含有率をパラメータとして、MOXの音速測定を行った。これらのパラメータの影響はそれぞれ一次関数でよくフィッティングすることができ、MOXの音速を評価するフィッティング式が得られた。得られた音速のデータから機械物性が評価され、例として、密度低下によりヤング率は急激に低下する結果が得られた。また、過去に報告されている熱膨張のデータを用いることにより、ヤング率の温度依存性を評価した。温度上昇によりヤング率が低下し、文献値とよく一致する結果が得られた。

論文

Mechanical and thermal properties of (U,Pu)O$$_{2-x}$$

廣岡 瞬; 加藤 正人

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2017/06

空隙率、酸素金属比(O/M)及びPu含有率をパラメータとしてMOXペレット中の音速測定を行った。空隙率は最も重要な因子であり、O/MやPuがヤング率に与えうる影響は20GPa程度であるが、空隙率が20%増加するとヤング率は100GPaも低下することが明らかとなった。取得した音速のデータと、デバイモデル及び熱膨張の文献データを用いることにより、ヤング率の温度依存性及び比熱の評価を行った。高温になるほどヤング率が低下する傾向に関して文献データとよい一致を示す結果が得られ、また、比熱に関してもショットキー項と高温項を考慮することで文献データとよく一致する結果が得られた。

論文

Oxygen potentials, oxygen diffusion coefficients and defect equilibria of nonstoichiometric (U,Pu)O$$_{2pm x}$$

加藤 正人; 渡部 雅; 松本 卓; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊

Journal of Nuclear Materials, 487, p.424 - 432, 2017/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:64.68(Materials Science, Multidisciplinary)

(U,Pu)O$$_{2pm x}$$の酸素ポテンシャルについて、最新の実験データベースを用い、欠陥化学に基づいて評価した。酸素分圧と定比組成からのずれxを解析し、点欠陥の生成エネルギを評価した。得られた欠陥反応の平衡定数を用いて、欠陥濃度、酸素ポテンシャル及び拡散係数の間の関係を記述した。

論文

The Influences of Pu and Zr on the melting temperatures of the UO$$_{2}$$-PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ pseudo-ternary system

森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅; 菅田 博正*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1247 - 1252, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の事故に対する廃炉計画の一環として、損傷炉心からのデブリの取出しやその後の保管の検討が進められている。これらの検討にはデブリの熱特性や機械特性を評価し理論的な根拠に基づいた事故シナリオにおける燃料の溶融過程の予測が必要である。本研究では模擬デブリ試料としてU, Pu, Zrの混合酸化物を作製し、燃料の溶融過程を検討する上で重要な熱特性の一つである融点についてサーマルアレスト法によって測定した。得られた結果から模擬デブリ試料の融点に対するPu及びZrの影響について評価した。

論文

Sintering behavior of (U,Ce)O$$_{2}$$ and (U,Pu)O$$_{2}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; Nelson, A.*; McClellan, K.*

Transactions of the American Nuclear Society, 113(1), p.617 - 618, 2015/10

CeO$$_{2}$$はPuO$$_{2}$$の模擬物質として多くの研究が行われている。Dorrは(U,Ce)O$$_{2}$$の焼結に関して、ハイパーストイキオメトリ領域では還元雰囲気と比べて低温で焼結が進むことを報告している。しかし、試料の酸素/金属比は正確にはコントロールされておらず、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の類似性について定量的な議論はされていない。よって本研究では、(U,Ce)O$$_{2}$$と(U,Pu)O$$_{2}$$の焼結挙動について調べ、酸素欠陥の影響について評価を行った。

論文

Development of science-based fuel technologies for Japan's Sodium-Cooled Fast Reactors

加藤 正人; 廣岡 瞬; 生澤 佳久; 武内 健太郎; 赤司 雅俊; 前田 宏治; 渡部 雅; 米野 憲; 森本 恭一

Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/08

ウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)はナトリウム冷却高速炉の燃料として開発が進められている。MOXペレットの焼結挙動や照射挙動を解析するために、サイエンスベース燃料技術の開発を進めてきた。この技術は、適切な燃料製造条件や照射挙動解析結果について、機構論的なモデルを用いて計算し、供給することができる。

論文

Property measurements and inner state estimation of simulated fuel debris

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 鷲谷 忠博

Proceedings of 19th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/08

福島第一原子力発電所におけるシビアアクシデント以来、炉心から溶融燃料を取り出すための技術開発が行われているが、炉心へのアクセス、燃料デブリの切断、臨界安全管理、フィッサイルの推定、取り出し後の保管等の課題が残っている。本研究では、模擬燃料デブリを用いた解析から燃料デブリの物性を評価し、温度分布や密度分布のような事故後経時変化するデブリの内部状況の推定を行った。融点,熱伝導率,熱膨張等の物性は、UO$$_2$$及びジルカロイから製作した模擬デブリによって取得した。

論文

Development and verification of the thermal behavior analysis code for MA containing MOX fuels

生澤 佳久; 小澤 隆之; 廣岡 瞬; 前田 宏治; 加藤 正人; 前田 誠一郎

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

MA-MOX燃料の設計技術開発のためには、MA-MOX燃料の照射挙動評価モデルを開発し、PIE結果を用いて解析コードの精度を確認する必要がある。本研究では、MA-MOX燃料の熱伝導度、融点及び蒸気圧の評価が可能な熱物性評価解析モジュール「TRANSIT」を開発し、更にMA-MOX燃料の照射挙動を解析するために、このモジュールと燃料ピン挙動解析コード「DIRAD」を組合せた「DIRAD-TRANSIコードシステム」を開発した。更に、常陽で実施されたMOX燃料及びMA-MOX燃料の照射後試験結果を用いて、このコードシステムの検証を行った。検証の結果、DIRAD-TRANSIコードシステムは、数%のアクチニドを含むMOX燃料に対して、燃料温度及び組織変化といった照射挙動を再現できることを確認した。

論文

Melting temperatures of the ZrO$$_{2}$$-MOX system

内田 哲平; 廣岡 瞬; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 佐藤 大介*; 加藤 正人; 森本 恭一

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1549 - 1553, 2013/09

Severe accidents occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant of Unit 1-3 on March 11, 2011, where the MOX fuels were loaded in the Unit 3. For thermal analysis of the severe accident, melting temperature and phase state of MOX corium were investigated. The simulated coria were prepared from 4%Pu-containing MOX, 8%Pu-containing MOX and ZrO$$_{2}$$. Then X-ray diffraction, density and melting temperature measurements were carried out as a function of zirconium and plutonium contents. The cubic phase was observed in the 25%Zr-containing corium and the tetragonal phase was observed in the 50% and 75%Zr-containing coria. The lattice parameter and density monotonically changed with Pu content. Melting temperature increased with increasing Pu content; melting temperature were estimated to be 2932K for 4%Pu MOX corium and 3012K for 8%Pu MOX corium in the 25%ZrO$$_{2}$$-MOX system. The lowest melting temperature was observed for 50%Zr-containing corium.

論文

Effect of oxygen-to-metal ratio on properties of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊

Journal of Nuclear Materials, 437(1-3), p.130 - 134, 2013/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.81(Materials Science, Multidisciplinary)

In order to evaluate the method to clean up molten corium generated in the severe accident of reactor melt down, physical properties such as melting temperature and thermal conductivity are necessary. In this study, corium which simulates the molten core of a BWR was prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.

論文

Oxidation and reduction behaviors of plutonium and uranium mixed oxide powders

廣岡 瞬; 加藤 正人; 田村 哲也*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*; 鈴木 紀一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2013/03

MOX燃料ペレット製造工程の研究開発として、熱天秤とX線回折によってMOX粉末の酸化還元挙動を調べた。酸化限界は温度やPu含有量とともに低くなることが観察された。酸化は2段階のステップで起こることが確認され、酸素不定比性としての安定性が観察された。等温酸化から、酸化速度が評価された。還元について、M$$_{4}$$O$$_{9}$$+M$$_{3}$$O$$_{8}$$相の還元が起こる温度は、M$$_{4}$$O$$_{9}$$相の還元が起こる温度より高いことが確認され、M$$_{4}$$O$$_{9}$$の還元はM$$_{3}$$O$$_{8}$$の存在により妨げられることが確認された。また、昇温による還元の結果から、活性化エネルギーが評価された。これらのデータは、MOX粉末の貯蔵やペレット製造におけるO/M比調整技術に貢献される。

論文

Melting temperature and thermal conductivities of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircalloy-2

加藤 正人; 内田 哲平; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.91 - 96, 2012/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:100

Pellets of UO$$_{2}$$ react with zircalloy (Zry) cladding to form corium in severe accident of LWRs. It is important to know thermal and chemical properties of corium to analyze fuel behavior in severe accident and to treat corium in post-accident. However, their data are limited. In this work, corium was prepared from UO$$_{2}$$ and Zry-2, and its melting temperature and thermal conductivity were investigated as a parameter of U content. In the heating curves in the melting temperature measurement, thermal arrests were clearly observed. The solidus temperatures of 75%U, 50%U and 25%U-sample were determined to be 2622$$^{circ}$$C, 2509$$^{circ}$$C and 2540$$^{circ}$$C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ system. The melted samples were taken from W-capsule and sliced in a plate. Thermal diffusivity of the plate sample was measured. The data were lower than that of UO$$_{2}$$.

論文

Thermal expansion of corium prepared from UO$$_2$$ and zircalloy-2

廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 内田 哲平; 森本 恭一; 加藤 正人

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.97 - 101, 2012/09

 パーセンタイル:100

As a part of severe accident research in LWRs, physical and chemical properties of corium formed by meltdown of the reactor core have been studied. The corium consists of two kinds of phases, Zr-rich phase and U-rich phase. The U-rich phase has fluorite structure and Zr-rich phase has monoclinic structure which transforms to tetragonal and fluorite structure with temperature. These phase transformations with temperature change cause volume change and cracks. In this study, the corium was prepared from Zry-2 and UO$$_2$$, and thermal expansion was measured. Then, volume change with phase transformation was analyzed from the results.

論文

Oxygen potentials of PuO$$_{2-x}$$

米野 憲; 加藤 正人; 廣岡 瞬; 砂押 剛雄*

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.85 - 89, 2012/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:5.19

Oxygen potentials of PuO$$_{2-x}$$ were measured at temperatures of 1473-1873 K by thermo-gravimetry. The oxygen potentials were determined by ${it in-situ}$ analysis as functions of oxygen-to-metal ratio and temperature. The measurement data were analyzed on the basis of defect chemistry and an approximate equation was derived to represent the relationship among temperature, oxygen partial pressure, and deviation $$x$$ in PuO$$_{2-x}$$.

論文

Oxide fuel fabrication technology development of the FaCT project, 3; Analysis of sintering behavior for MOX pellet production

廣岡 瞬; 加藤 正人; 武内 健太郎; 高野 龍雄

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

MOX燃料ペレットの焼結工程における密度変化とO/M変化を、ディラトメータと熱天秤によって測定し、焼結挙動を表す式を作成した。得られた式は、熱処理中の温度パターンと雰囲気中の水素水分比をパラメータとして表した。これらの結果は、焼結工程におけるMOXペレットの密度変化とO/M変化を正確に表現するための重要なデータとなる。

口頭

(U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2+x}$$原料粉の還元速度の評価

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 田村 哲也*

no journal, , 

本研究では(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2+x}$$の原料粉を還元させたときの相状態や速度論について調べ、熱処理時のO/M変化を評価した。マイクロ波脱硝によって得られた30%Pu富化度,比表面積6.51m$$^{2}$$/g,平均粒径0.391$$mu$$mのMOX原料粉末を用いた。まず、O/M=2.00に調整した試料を空気中で等速度昇温して酸化させ、TG-DTAを用いて重量変化を測定した。次に、O/M=2.43及びO/M=2.28に調整した試料を、5%H$$_{2}$$/95%Ar雰囲気で等速度昇温して還元させ重量変化を測定した。還元においては速度論の解析のため4通りの昇温速度で還元し測定を行った。XRD測定結果から、O/M=2.43の試料はM$$_{3}$$O$$_{8}$$とM$$_{4}$$O$$_{9}$$で、O/M=2.28の試料はおもにM$$_{4}$$O$$_{9}$$であった。MO$$_{2}$$の酸化はMO$$_{2}$$$$rightarrow$$M$$_{4}$$O$$_{9}$$とM$$_{4}$$O$$_{9}$$$$rightarrow$$M$$_{4}$$O$$_{9}$$+M$$_{3}$$O$$_{8}$$の2回のステップで進んだが、MO2.43及びMO2.28の還元はどちらも1回のステップでO/M=2.00まで還元した。また、昇温速度によって反応が進行する温度が異なり、その結果を元に還元の速度論について調べた。

口頭

MOXペレットの焼結過程におけるO/M評価技術の開発

廣岡 瞬; 加藤 正人; 武内 健太郎; 砂押 剛雄*

no journal, , 

MOX燃料の焼結過程において、焼結中のO/Mはペレットの均質性,結晶粒径及び密度に密接に関係する。本研究では、焼結中のO/M変化を熱分析装置により測定し、酸素ポテンシャル,酸素相互拡散係数,MOX粉末の還元速度の測定データをもとに、焼結中のO/M変化を評価した。

口頭

ウラン燃料の模擬デブリの特性評価,4; 熱膨張率測定と相変態温度の評価

廣岡 瞬; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 田村 哲也*

no journal, , 

UO$$_2$$粉末とジルカロイ-2粉末から焼結ペレットを作製し、熱膨張率を測定した。UとZrの混合比を変えた試料を製作して測定を行った結果、Zrの含有率が大きいほど、相変態の影響を受けて熱膨張量は小さくなった。また、加湿によって雰囲気の酸素ポテンシャルを高くして測定した結果、熱膨張量は大きくなった。

口頭

UO$$_2$$-被覆管模擬デブリの特性に及ぼす酸素・金属比の影響

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊

no journal, , 

軽水炉のシビアアクシンデントで生成したと考えられるUO$$_2$$及び水蒸気酸化した被覆管から成るデブリは、炉内の高温水蒸気により、定比組成の酸素含有率より高い酸素量を含んだ状態になっている。このデブリの特性把握や事故進展挙動を解析するためには融点や熱伝導率等のデータが重要となる。本研究では、Zr含有率が49.0at%となるよう秤量したUO$$_2$$及びジルカロイ-2粉末から模擬デブリを作製し、O/M比を調整した試料において融点や熱伝導率等の熱物性について調べた。酸素・金属比が2.00, 2.01, 2.04の試料について、融点は2509$$^{circ}$$C, 2495$$^{circ}$$C, 2519$$^{circ}$$Cとなった。熱伝導率においては、UとZrの固溶によってかなり低下しているため、酸素・金属比や温度により大きく変化せず、最高でも3W/Km以下のような低い値となった。

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