High temperature physicochemical properties of irradiated fuels

石川 高史; 大西 貴士; 廣沢 孝志; 田中 康介; 勝山 幸三

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 10 Pages, 2017/00

http://hotlab.sckcen.be/proceedings

Research and development (R&D) of high temperature behavior of irradiated fuels have been conducted for many years in the Alpha-Gamma Facility (AGF) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). An apparatus for measuring melting temperatures for irradiated fuels and an apparatus for the evaluation of radionuclides (fission products; FPs and actinides) release behavior from the irradiated fuels were installed in hot cells in AGF. In this paper, the activities of the R&D of the high temperature behavior of irradiated fuels are reviewed and detailed descriptions of the apparatuses are provided.

Research program for the evaluation of fission product release and transport behavior focusing on FP chemistry

佐藤 勇; 三輪 周平; 田中 康介; 中島 邦久; 廣沢 孝志; 岩崎 真歩; 大西 貴士; 逢坂 正彦; 高井 俊秀; 天谷 政樹; et al.

Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

シビアアクシデントに関する新たな研究計画を遂行し、BWRシステムにおけるFP放出及び移行挙動の評価を行う。この計画の目的は、CsとIに焦点を絞ったFP化学に関する実験データベースを用いて、FP放出・移行モデルの改良を行うことにある。この計画では、CsとIの化学という観点で制御棒材料であるBCに含まれているBの影響に注目した。モデル改良に用いられる実験データベースは、BWRの雰囲気をシミュレーションした幅広い酸素分圧及び水蒸気分圧用に新たに用意した試験機を用いて得られる結果から構成される予定である。これらの実験的研究・分析の準備状況が紹介される。加えて、一部の試験が実行に移され、こちらで想定した移行過程のひとつでCsとI移行に対するBの化学的影響を確認することができた。ここでは、Cs化合物とB蒸気またはエアロゾルの反応が生じていると考えられる。すなわち、この実験では析出したCsIに対するBの剥ぎ取り効果が観察された。

化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価; 溶融被覆管と照射済MOX燃料の反応による相状態とFP放出挙動

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-022, 62 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-022.pdf:33.64MB

原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所14号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動に及ぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価するための加熱試験手法を確立するとともに、核分裂生成物放出に関するデータの取得を目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。ジルコニアるつぼを用いて、溶融ジルカロイと照射済MOX燃料を最高温度2100Cまで加熱して反応させる試験を実施し、核分裂生成物であるCsの放出速度を評価した。また、放出挙動評価に資する基礎データ取得の一環として、加熱後試料の組織観察や元素分布測定等を行った。試験結果を先行研究の結果と比較・検討した結果、本試験手法を用いることにより、溶融被覆管と照射済燃料が反応する体系における核分裂生成物の放出試験が実施できることを確認した。また、FP放出の基礎データに加え、溶融被覆管と照射済燃料との反応挙動及び反応時におけるUとPu及びFPの随伴性に関する基礎データを得た。

Thermophysical properties of perovskite type alkaline-earth metals and plutonium complex oxides

田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 黒崎 健*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*

Journal of Nuclear Materials, 422(1-3), p.163 - 166, 2012/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.12.036

SrPuOを調製し、結晶構造を確認するとともに、音速測定により弾性率及びデバイ温度を求めた。また、熱伝導率を評価し、マトリクスと比較してきわめて小さい値を示すことがわかった。

MgO-based inert matrix fuels for a minor actinides recycling in a fast reactor cycle

三輪 周平; 逢坂 正彦; 臼杵 俊之; 佐藤 勇; 田中 康介; 廣沢 孝志; 吉持 宏; 小野瀬 庄二

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

マイナーアクチニドの早期燃焼を目的として、既存のサイクルシステム技術に適応したイナートマトリックス燃料を含む高速炉サイクル概念を構築した。MgOを母材としたマイナーアクチニド含有イナートマトリックス燃料について、基礎的作製技術の開発,燃料特性評価,現行再処理への適用性評価を実施し、既存サイクルシステム技術のイナートマトリックス燃料への適用性について技術的な成立性に見通しを得た。

Burnup dependence of melting temperature of FBR mixed oxide fuels irradiated to high burnup

廣沢 孝志; 佐藤 勇

Journal of Nuclear Materials, 418(1-3), p.207 - 214, 2011/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.07.001

最大112.5GWd/tまで照射したFBR用MOX燃料の融点測定を、レニウム内容器を用いたカプセル封入式サーマルアレスト法により実施した。測定の結果、これまで実施してきたタングステンカプセル封入法による測定結果と比較して、融点は約30C程度高い傾向が得られた。一方、融点の燃焼度依存性については、従来の測定結果とほぼ同様な傾向となった。従来値との融点の差異は、照射された混合酸化物燃料とカプセル材料であるタングステンとの反応の影響と考えられる。

Melting behavior of MgO-based inert matrix fuels containing (Pu,Am)O

三輪 周平; 佐藤 勇; 田中 康介; 廣沢 孝志; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 400(1), p.32 - 36, 2010/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.02.006

MgOを母材とした(Pu,Am)O含有イナートマトリックス燃料の溶融挙動を調べた。試料の熱処理は2173K, 2373K及び2573Kで行った。2573Kで共晶反応により試料は溶融した。温度上昇とともに(Pu,Am)O相,MgO相,ポアが成長した。また、熱処理を行った試料の(Pu,Am)O相の中にAmが多く含む相が析出した。PuO-MgO燃料とAmO-MgO燃料と比較を行うことで、(Pu,Am)O-MgO燃料の溶融挙動について評価を行った。

Microstructure and elemental distribution of americium-containing uranium plutonium mixed oxide fuel under a short-term irradiation test in a fast reactor

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 吉持 宏; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 385(2), p.407 - 412, 2009/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.028

MOX燃料の照射挙動に及ぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験は終了し、照射後試験を進めている。本報告では、10分間照射したAm-MOX燃料ペレットの照射後試験結果について述べる。3%及び5%のAmを含有するMOX燃料ペレットを遠隔操作技術を用いて製造した。燃料ペレットのO/M比は1.98である。この燃料を軸方向最大線出力約43kW/mで照射した。金相試験結果から、10分間の照射期間においても、レンズ状ボイドや中心空孔の形成などの組織変化が生じることがわかった。また、EPMA分析によりAmの再分布の発現が認められた。

High temperature behavior of irradiated mixed nitride fuel during heating tests

佐藤 勇; 田中 康介; 廣沢 孝志; 三輪 周平; 田中 健哉

Journal of Alloys and Compounds, 444-445, p.580 - 583, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2007.02.157

JAEAでは、高速実験炉「常陽」で照射した混合窒化物燃料を用いて、窒化物燃料の高速炉への適用性について研究を行っている。この研究では照射済混合窒化物燃料に対して加熱試験を行い、鉛ビスマス冷却高速炉の安全研究に資するためFPガス放出挙動及び解離挙動を評価した。FPガス放出挙動は、窒化物燃料の解離挙動と独立に進行することがわかった。加熱後の観察では燃料の密度が変化している可能性を示した。また、燃料の解離後にPu-Rh系の合金が観察された。

照射済窒化物燃料の熱安定性評価; Nifti-1試験結果とその評価

佐藤 勇; 廣沢 孝志; 石田 貴志*; 三輪 周平; 田中 健哉

JNC TN9400 2005-007, 62 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2005-007.pdf:6.37MB

高速実験炉「常陽」で照射された混合窒化物燃料を用いて、FP放出挙動試験装置において緩やかな昇温速度での加熱試験を行った。本試験では燃料の解離挙動及びFPガス・放射性FPの放出挙動を観察し、その結果をもとに窒化物燃料の熱安定性及びソースタームに関する評価を行った。本試験及び解析により明らかとなった点をまとめると以下のとおりとなる。(1)照射済窒化物燃料の著しい解離挙動は、1900以上で生じる。1000以下の低温度領域では、Ba窒化物が解離することにより、窒素が放出すると推測される。(2)FPガスの放出は、1400付近から開始し、一旦終了するが、1700以上でバースト状の放出が起こっている。前者の放出は解離挙動と若干の相関があるが、後者の方とは相関はまったく認められない。したがって、FPガス放出に伴うインターコネクティッドトンネルの生成により窒素解離が促進されるという現象は生じない。一方、Csの放出と解離挙動との相関はない。(3)加熱により、燃料のスウエリングが生じており、径方向のどの位置においても気孔率40%程度に達していた。これは照射された段階での燃料に対する評価で得られている燃料中心付近で見られた40%の気孔率と同程度であり、加熱により気孔率が40%に飽和している。(4)ほとんどのCsやSbは加熱により、燃料外部に放出した。Csの放出化学形は主に単体のCsと推測されるが、CsIの形態も一部含まれると考えられる。Sbの場合は、単体のSbである可能性が高い。(5)Ruはほとんど放出されない一方で、ほとんどのEuは燃料外部へ放出されていた。(6)Nifti-1で得られた解離挙動及びFPの放出挙動をもとに次回の過渡加熱試験(Nifti-2)の昇温パターン等の試験内容を提案した。