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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。
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：5 パーセンタイル：36.52(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 and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.
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：54.99(Materials Science, Multidisciplinary)Pellets of UO 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 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
C, 2509C and 2540C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO-ZrO 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.
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：10 パーセンタイル：97.04(Materials Science, Multidisciplinary)Oxygen potentials of PuO were measured at temperatures of 1473-1873 K by thermo-gravimetry. The oxygen potentials were determined by 
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 
in PuO.
Pu
)O (1.92
x2.00) 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：10 パーセンタイル：94.82(Chemistry, Inorganic & Nuclear)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。
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。
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：44 パーセンタイル：92.80(Materials Science, Multidisciplinary)プルトニウム化合物は、プルトニウムの
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。
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。
PuAm
)O 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。
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:19.46MBJAEA-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、900C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。
中道 晋哉; 米野 憲
no journal, ,
原子力機構において次世代高速炉燃料の候補としてMA含有MOX燃料の研究開発を行っている。MA含有MOX燃料において酸素ポテンシャルは製造時のO/M調整及び炉内におけるFCCIの評価に必要なパラメーターの一つである。本研究において、MAとしてAmとNpに注目し、約2.4%Am含有MOX及び(Am1%,Np12%)含有MOXにおいて、MAがMOXの酸素ポテンシャルに与える影響を評価した。その結果、MAを含まないMOXの酸素ポテンシャルと比較して、約2.4%Am含有MOXではわずかに高い値を示したが、(Am1%,Np12%)含有MOXではほぼ同値であった。これらの結果から、MA含有MOXの酸素ポテンシャルに対するMAの影響は、NpよりAmの影響が大きく、酸素ポテンシャルをわずかに上昇させる傾向を示すことを明らかにした。
, MOX, PuOの機械特性と熱特性加藤 正人; 松本 卓; 宇野 弘樹*; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 米野 憲
no journal, ,
UO, MOX及びPuOについて、超音波法による弾性率測定を実施した。弾性定数と熱膨張率の測定結果をもとに、デバイ温度,グリューナイゼン定数を求めた。さらに、比熱及び熱伝導率などの熱特性を評価し、各特性に及ぼすPu含有率の影響について評価した。熱伝導率は、UOと比べMOXはわずかに低く、PuOは高いことが報告されている。Slackの式を用いて、フォノン伝導による熱伝導率を評価した。計算結果は実験結果と同様に、PuOの熱伝導率が高いことを示した。UO-PuO系において、機械物性と熱物性の関係を評価することができた。
廣岡 瞬; 加藤 正人; 米野 憲; 砂押 剛雄*
no journal, ,
アルファ崩壊により格子欠陥が蓄積したMA含有MOXペレットを熱処理した結果、格子欠陥による密度低下は昇温に伴い回復したが、約1300C以上では再び密度低下が起こった。熱処理後の試料の観察の結果、この密度低下は粒界に析出したHeポアが原因であることが分かった。
廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉心溶融事故で生成した燃料デブリに関する物性データの把握を目的として、模擬デブリを用いて酸化試験や熱伝導率測定を行った。これらの物性データを用いて、炉内における燃料デブリの様子の推定を行った。
岡田 豊史; 堀井 雄太; 坪田 陽一; 米野 憲; 菊野 浩
no journal, ,
本研究では、
Puの
崩壊に伴い生成したAmを含有するMOX及びPuOを線源としたガンマ線線量率を測定し、その結果を利用し、遮蔽材の遮蔽性能を考慮した作業員の被ばく線量を、遮蔽解析コードで精度良く評価することを目的とする。線量率の測定に用いたMOXは気密構造のグローブボックス内で取り扱われるため散乱線の影響が大きく、また、近隣の設備の影響からバックグラウンドが高い測定環境であり、これが実測値と解析コードによる計算値に差が生じる一因となっていた。このため、測定方法を改善(線源の配置見直し、シャドーシールド法による散乱線の除去)し、従来の評価に比べ実測値と計算値(解析コード: ANISN)の差が小さい測定データを取得することができた。更に、同測定値を用いて、放射線挙動を模擬するモンテカルロ計算コードPHITSによる解析でも同様の評価ができることを確認し、PHITS導入の見通しを得た。
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。
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。
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。
の相分離挙動米野 憲; 加藤 正人; 武内 健太郎; 鹿志村 元明; 宇野 弘樹*
no journal, ,
30%Pu含有MOX, MA(Np,Am)含有MOX及び模擬FP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から、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。
米野 憲; 内田 哲平; 小笠原 誠洋*; 森本 恭一
no journal, ,
デブリの熱伝導率は、炉内又はデブリの保管時における温度解析行ううえで、不可欠なデータである。本研究では、調製した模擬デブリ(U/Zr混合酸化物)を、1600Cまでの温度範囲において熱拡散率の測定を行った。また、熱膨張率データに基づく密度変化、及びZrOとUOの比熱から模擬デブリの比熱を求め、模擬デブリの組成と熱伝導率の温度依存性を評価した。その結果、模擬デブリの熱伝導率はUOと比べ低く、温度に対する熱伝導率の変化が小さい傾向を示した。これはUOの熱伝導のメカニズムと異なるためと考えられる。また、溶融試料は、密度に依存して焼結試料より高い熱伝導率を示した。すべての模擬デブリにおいて、約1100Cを境に温度に対する熱伝導率の傾向に変化が確認された。これはU/Zr酸化物系の相変態温度と同じ温度であることがわかった。
