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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

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:37.15(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

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:60.76

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

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:5 パーセンタイル:93.95

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

Phase separation behaviour of (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$ (1.92$$<$$x$$<$$2.00) based fuels containing actinides and/or lanthanides

米野 憲; 加藤 正人; 宇野 弘樹*; 武内 健太郎; 森本 恭一; 鹿志村 元明

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012016_1 - 012016_7, 2010/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:94.94

相分離挙動の評価は高速炉用燃料の設計において重要なデータである。30%Pu含有MOX及びMA(Np, Am)含有MOXにおいて、相分離温度について既報データと新たに取得したデータを合わせ、燃料組成と相分離温度との関係を評価した。その結果、O/M比が1.92から1.95の範囲においてマイナーアクチニドの含有率が多いほど相分離温度は低下する傾向を示した。

論文

Experimental evaluation of Am-and Np-bearing mixed-oxide fuel properties

加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.201 - 209, 2010/00

JAEAでは、マイナーアクチニドを含有したMOX燃料の開発を進めている。そのような新しい燃料の物性を測定することは燃料開発を進めるうえで不可欠である。本報告では、これまで得られた燃料の融点,熱伝導率,格子定数,酸素ポテンシャル,相分離挙動に関するデータをレビューし、Np及びAmの各特性に与える影響を評価した。得られたデータは、JSFRの燃料の挙動評価に反映した。

論文

Self-radiation damage in plutonium and uranium mixed dioxide

加藤 正人; 米野 憲; 宇野 弘樹*; 菅田 博正*; 中江 延男; 小無 健司*; 鹿志村 元明

Journal of Nuclear Materials, 393(1), p.134 - 140, 2009/08

 被引用回数:33 パーセンタイル:91.29(Materials Science, Multidisciplinary)

プルトニウム化合物は、プルトニウムの$$alpha$$崩壊による自己照射損傷により格子定数が増加する。本研究では、MOX燃料の自己照射による格子膨張とその熱回復について調べた。最大32年間、空気中で保管されたMOX粉末とペレットの格子定数が測定され、保管時間とともに増加した。また、格子定数は0.29%の増加で飽和した。格子膨張率は、自己照射量の関数として式が導かれた。自己照射による格子膨張の回復が調べられ、3段階の温度領域で回復が起こることを確認した。それらは、それぞれ酸素のフレンケル欠陥の回復,金属イオンのフレンケル欠陥の回復及びHeに起因する格子欠陥の回復に相当すると考えられる。

論文

Evaluation of thermal conductivity of (U, Pu, Am)O$$_{2-x}$$

森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明

Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.618 - 619, 2007/11

高速炉燃料として、高いPu含有率を持つMOX燃料の開発が進められている。MOX燃料の熱伝導率は燃料ロッドの設計や照射挙動評価のために重要な熱物性値の一つである。高Pu含有率のMOX燃料の熱伝導率評価は少なく、Amを含有したMOX燃料の熱伝導率の研究は以前にわれわれが行った研究以外にはない。本研究ではJAEAにて取得されたPu含有率: 30%のMOX燃料の熱伝導率データを用いて、熱伝導率に対する密度,O/M,Am含有率の影響を考慮した熱伝導率評価式を導出した。

論文

Measurement of thermal conductivity of (U$$_{0.68}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.02}$$)O$$_{2-x}$$ in high temperature region

米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*

Transactions of the American Nuclear Society, 97(1), p.616 - 617, 2007/11

MOX燃料の熱伝導率は照射挙動評価のために重要な熱物性の一つである。熱伝導率は温度,O/M比,組成などによる影響を受ける。以前、900Kから1770Kの温度範囲におけるMOX燃料の熱伝導率に及ぼすO/M比の影響を報告したが、高温域までの測定は行ってはおらず、ほかの報告例は少ない。本報告では、Pu含有率約30%,Am含有率(Am/Metal)約2%のMOX試料を用い、最高温度2200Kまでの高温度域にて熱拡散率測定を行い、O/M比及び温度をパラメータとする高温領域での熱伝導率について評価した。

報告書

高速炉燃料の熱物性評価; 融点と熱伝導率

加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.

JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10

JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MB
JAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB

本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900$$^{circ}$$C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。

口頭

MOX燃料の熱物性測定,3; (U$$_{0.68}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.02}$$)O$$_{x}$$ (x=1.90$$sim$$2.00)の熱拡散率測定

森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明; 安部 智之; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

MOX燃料の熱伝導率評価として、Pu含有率(Pu/Metal):約30%,酸素・金属比(O/M比)を約1.90$$sim$$2.00に調製した試料についてレーザーフラッシュ法による熱拡散率測定を行い、MOXの熱伝導率におけるO/M比ごとの温度依存性について評価した。

口頭

MOX燃料の熱物性測定,2; (U,Pu,Am)O$$_{2.00}$$の熱拡散率測定

米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 安部 智之; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

MOX燃料の熱伝導率評価として、Pu含有率:30%,O/M=2.00の試料について密度及びAm含有率をパラメータとしてレーザーフラッシュ法による熱拡散率測定を行い、MOX燃料の熱伝導率に関する密度依存性及びAm含有率ごとの温度依存性について評価した。

口頭

(U, Pu, Am)O$$_{2}$$のエンタルピー測定と比熱評価

米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 安部 智之; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

MOX燃料の比熱は融点,熱伝導率に次いで燃料設計上重要な熱物性値の一つである。また最近の熱伝導率測定ではレーザーフラッシュ法にて熱拡散率を測定しこれと密度,比熱の積から熱伝導率を評価する方法が主流となっている。MOX燃料の比熱に関しては、UO$$_{2}$$について多く報告されているが、MOX燃料についての報告は少なく、Am含有率に関する報告はない。本報告ではAm含有率の異なるPu含有率が約30%のMOX試料を作製し、ドロップカロリーメトリ法によるエンタルピー測定を行い、これらの比熱について評価した。

口頭

(U$$_{0.68}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.02}$$)O$$_{2-x}$$の高温領域における熱伝導率評価

森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明; 安部 智之; 小笠原 誠洋*; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

MOX燃料の熱伝導率評価として、Pu含有率(Pu/Metal):約30%、酸素・金属比(O/M比)を調製した試料について約900-2200Kの範囲で熱拡散率測定を行い、MOX燃料の熱伝導率における高温領域の温度依存性について評価した。

口頭

長期保管MOX燃料における自己照射の影響

米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 安部 智之; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

プルトニウムを含む化合物は自己照射の影響により格子欠陥とHeが蓄積され、物性データに影響を与える。しかし、実際に長期保管されたMOX燃料を用いて自己照射の影響についての評価した報告は少ない。本研究では製造後15年から32年間保管したMOX燃料を用い、自己照射によるMOXペレットの変化について調査した。その結果、保管による格子膨張の飽和量が0.29%であることを明らかにした。

口頭

(U$$_{0.7-y}$$Pu$$_{0.3}$$Np$$_{y}$$)O$$_{2}$$の熱伝導率評価

森本 恭一; 加藤 正人; 米野 憲; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

MA含有MOX燃料は環境負荷の低減や核拡散抵抗性の観点から次世代の燃料サイクルにおける燃料として研究開発が進められており、MAとしてはAm, Np等が考えられている。MOX燃料の熱物性として重要となる熱伝導率に関して、これまでにAmの含有による影響について評価を行ってきた。一方でNpの含有による影響についての評価は行われていない。本報告では、Pu含有率:約30%,Np含有率(Np/Metal):約6及び12%のMOX試料について900から1770Kの熱拡散率測定を行い、熱伝導率のNp含有率依存性について評価した。

口頭

長期保管MOXペレットの熱処理による密度と組織の変化

米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*

no journal, , 

高速炉用MOX燃料は自己照射の影響により格子欠陥とHeが蓄積され、長期保管したMOXペレットを燃料として用いる場合、結晶内に蓄積した格子欠陥の回復とHeの放出による照射挙動へ影響することが懸念される。本研究では製造後15年から32年間保管したMOX燃料について、熱処理を行い、熱処理前後の密度及び組織について調査した。

口頭

プルトニウム・ウラン混合酸化物の$$alpha$$線自己照射による特性変化とその熱回復

米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 田村 哲也*; 宇野 弘樹*

no journal, , 

長期保管燃料が$$alpha$$崩壊に伴う自己照射が燃料の格子定数に及ぼす影響と自己照射された長期保管燃料の高温での変化について評価した。格子定数に関しては、崩壊数の増加に伴い拡大を示し、0.29%まで拡大し飽和に達したことを確認した。この変化は燃料ペレットの密度 約1%TDの低下に相当する。また、高温における燃料の変化については、熱処理により密度において約1%という微小変化を確認したが、燃料ペレット自体に大きな変化は確認されなかった。

口頭

簡素化ペレット法による燃料製造技術開発,8; MA-MOX燃料物性研究

瀬川 智臣; 中道 晋哉; 米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 鈴木 政浩; 木原 義之

no journal, , 

マイナーアクチニド元素(Am, Np)を含有したMOX燃料の基礎物性の研究を進めている。本報告では、(Am, Np, Pu, U)O$$_{2}$$の融点,熱伝導率,酸素ポテンシャル,格子定数等の研究成果について紹介する。

口頭

長期保管MOXペレットにおける熱伝導率の熱回復

米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 小笠原 誠洋*

no journal, , 

長期保管されたMOXぺレットは自己照射により格子欠陥が蓄積し、熱伝導率が低下することが報告されている。また、格子欠陥の蓄積したMOX燃料が1273K以上の熱処理を行うことにより欠陥が回復し、熱伝導率が回復することが報告されている。本試験では、製造後約15年間保管したPu含有率が約28%のMOX燃料を用い、熱処理温度をパラメータとして熱伝導率の熱回復挙動について評価した。

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