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論文

Vaporization properties of SrUO$$_{3}$$ and BaUO$$_{3}$$ in atmospheres simulating accident conditions

Huang, J.*; 山脇 道夫*; 山口 憲司*; 安本 勝*; 桜井 博司*; 鈴木 康文

Journal of Nuclear Materials, 248, p.257 - 261, 1997/09

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00202-X

クヌーセンセルを用いた高温質量分析法によりストロンチウムあるいはバリウムとウランとの複合酸化物の蒸発挙動を調べた。セルの材質として白金の代わりに黒鉛を用いた場合、バリウムの複合酸化物でバリウム分圧が大幅に増加した。また、重水あるいは重水素を導入した場合、一酸化物分圧の低下が見られ、雰囲気条件が複合酸化物の蒸発に大きな影響を与えることが確認された。

論文

Isotope exchange capacity of solid breeder materials

馬場 淳史*; 西川 正史*; 河村 繕範; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 248, p.106 - 110, 1997/09

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00167-0
 被引用回数：4 パーセンタイル：36.72(Materials Science, Multidisciplinary)

リチウムセラミックスからの増殖トリチウム放出挙動はまだ完全に理解されておらず、多くのin-situ実験結果が、トリチウムの結晶内拡散過程を律速して解析されているものの、表面反応の寄与が無視できないことも指摘されている。筆者らはリチウムセラミックス結晶表面の吸着水量を報告してきたが、今回、同位体交換反応を介して捕捉されるトリチウム量を吸着容量と区別し、交換容量として測定した。交換反応は、結晶表面に強力に吸着した化学吸着水あるいは結晶水中の水酸基を介して生じると考えられ、リチウムジルコネートでは交換容量が観測されなかった。また、トリチウムの結晶内拡散係数,吸着容量、そして今回求めた交換容量から、ブランケット内トリチウムインベントリーを推算し、同位体交換容量が与える影響について検討した。

論文

Vaporization properties of SrUO$$_{3}$$ and BaUO$$_{3}$$ in atmospheres simulating accident conditions

Huang, J.*; 山脇 道夫*; 山口 憲司*; 安本 勝*; 桜井 聰*; 鈴木 康文

Journal of Nuclear Materials, 248, p.257 - 261, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00202-X
 被引用回数：6 パーセンタイル：47.47(Materials Science, Multidisciplinary)

黒鉛セルを用いたクヌセン・セル質量分析法により複合酸化物SrUO$$_{3}$$及びBaUO$$_{3}$$の蒸発挙動を観察した。この結果、BaUO$$_{3}$$では白金セルを用いた場合と比べてBa分圧が4~5桁増加することが認められたほか、SrUO$$_{3}$$では大きな影響を受けないことがわかった。D$$_{2}$$及びD$$_{2}$$Oを雰囲気に導入した試験についても述べるほか、熱力学関数の評価結果を紹介する。

論文

Nitridation of uranium and rare-earth metals in liquid Cd

赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 小川 徹

Journal of Nuclear Materials, 248, p.338 - 342, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00133-5
 被引用回数：3 パーセンタイル：30.09(Materials Science, Multidisciplinary)

窒化物/高温化学再処理燃料サイクルではアクチノイド金属・合金/窒化物転換プロセスとして、溶融金属の窒化反応の利用が提案されている。本研究では、希土類元素を含んだ溶融Cd-U合金の窒化反応について調べた。約1wt%以下のCe及びGdを含んだCd-3wt%U合金を約700ton窒素圧、600$$^{circ}$$Cの条件で窒化させた結果、UはU$$_{2}$$N$$_{3}$$及び(U,Gd)N相として析出した。一方、希土類元素のほとんどではCd中にCeCd$$_{11}$$及びGdCd$$_{6}$$の金属間化合物相として保持されることが解った。これは、希土類元素のCd中での活量係数がUに比べて非常に小さいことに起因する。

論文

Effects of humic acid on the sorption of neptunium(V) on kaolinite

新津 好伸*; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*; 坂本 義昭; 大貫 敏彦; 長尾 誠也; 村岡 進

Journal of Nuclear Materials, 248, p.328 - 332, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00131-1
 被引用回数：37 パーセンタイル：91.15(Materials Science, Multidisciplinary)

放射性核種の地層中での吸着挙動は、地下水組成、特に有機物の存在により影響を受ける。そこで本研究ではフミン酸がNp(V)のカオリナイトへの吸着に及ぼす影響について調べた。その結果、pH8以下ではNp(V)の分配係数はフミン酸濃度とともに増加するが、pH8以上では逆に低下することがわかった。この現象は、フミン酸がカオリナイトへ吸着することによるNp(V)-humateのカオリナイト表面での形成反応と、溶液中でのNp(V)-humateの形成によるNp(V)の吸着の低下による結果であることを明らかにし、これらの反応がpHとフミン酸濃度により大きく支配されていることを示した。

論文

Behavior of neutron-irradiated U$$_{3}$$Si

宇賀神 光弘; 赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 大岡 紀一; 中倉 優一

Journal of Nuclear Materials, 248, p.204 - 208, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00199-2
 被引用回数：8 パーセンタイル：55.80(Materials Science, Multidisciplinary)

ホットプレス法とピクチャーフレーム法とにより調製したU$$_{3}$$Si基燃料をJMTRで照射した。燃焼度は、最高約60%FIFAで照射温度は約190$$^{circ}$$C~280$$^{circ}$$Cであった。照射後試験の結果、次のことが分かった。中性子照射によって燃料は、液体類似の性質を示すことから示唆される非晶質化を起こすとともに塑性変形する。この結果、FPガス気泡が成長・粗大化しスエリングは大きくなる。この燃料スエリングは、被覆材の拘束力により抑制できる。U$$_{3}$$Si-Al反応に関しては、U$$_{3}$$Si表面の酸化前処理によって反応層の厚みは著しく減少する。

論文

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00173-6
 被引用回数：47 パーセンタイル：93.67(Materials Science, Multidisciplinary)

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。

論文

Radiation damage of UO$$_{2}$$ by high-energy heavy ions

林 君夫; 菊地 啓修; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Materials, 248, p.191 - 195, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00119-0
 被引用回数：22 パーセンタイル：82.79(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉燃料の高燃焼度照射時に観察されるリム効果は、低温領域における核分裂片損傷効果によるものと考えられている。この照射損傷プロセスを解明するため、原研タンデム加速器で高エネルギーの重イオンをUO$$_{2}$$に照射して、表面構造変化(SEM)および格子定数変化(X線回折)を調べた。100MeVヨウ素イオン照射では、製造時の気孔の消滅、溶融に似た状態が観察された。100MeVのヨウ素とニッケルの照射効果を比較すると、核的エネルギー付与のみから求めたdpaで規格化した格子定数変化率は、表面での電子的エネルギー付与がより大きいヨウ素イオン照射のほうが大きかった。そのほか、表面での格子定数変化率の入射イオンエネルギー依存性などにおいても、電子的エネルギー付与による格子欠陥生成を示唆する結果が得られた。

論文

Vaporization behavior of SrPuO$$_{3}$$

中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文; 山脇 道夫*

Journal of Nuclear Materials, 248, p.233 - 237, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00197-9
 被引用回数：4 パーセンタイル：36.72(Materials Science, Multidisciplinary)

核分裂生成物を含有するPu化合物の熱力学データは、高温、かつ高温度勾配環境下におかれるMOX燃料のふるまいを予測する上で重要である。ここでは、主要な核分裂生成物の一つであるSrとのペロブスカイト型複合酸化物SrPuO$$_{3}$$の熱力学データを取得するため、高温質量分析計を用いてその蒸発挙動を調べた。Sr分圧値は白金製クヌーセンセルを用いた場合よりもグラファイト製セルを用いた時の方が高くなることから、SrPuO$$_{3}$$の蒸発挙動には系内の酸素ポテンシャルが影響すると考えられた。また、SrPuO$$_{3}$$の自由エネルギー関数を推定し、第3法則処理によるSrPuO$$_{3}$$の標準生成エンタルピーを導出した。

論文

Experimental analyses of iodine behavior under severe accident conditions with ART

日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 吉野 丈人*; 杉本 純

Journal of Nuclear Materials, 248, p.226 - 232, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00207-9
 被引用回数：1 パーセンタイル：14.26(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時の原子炉冷却系及び格納容器内のヨウ素挙動を予測するため、原研ではリスク評価用ソースターム解析コードTHALES-2の1モジュールであるARTコードの開発を行っている。同コードのヨウ素挙動モデルの検証の一環として、配管内CsI挙動に関して原研のWAVE実験解析、及びヨウ素化学に関してACE/RTF 3B実験解析を実施した。その結果、ヨウ素の配管内挙動を精度良く評価するためには、CsIの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する凝縮または熱泳動であることから、熱水力とCsIガス/エアロゾル挙動解析を密接に接合する必要があること、キャリアガスとして水蒸気を注入した場合には窒素の場合と比べてCsIエアロゾルの粒径は成長するが、既存の解析モデルでは適切に予測できないこと、またpH変化に伴うプール水中のヨウ素濃度の変化は、簡易は加水分解モデルを用いて適切に再現されることを明らかにした。

論文

Permeation behavior of deuterium implanted into Ti-6Al-4V alloy

有田 誠*; 林 巧; 奥野 健二; 林 安徳*

Journal of Nuclear Materials, 248, p.60 - 63, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00116-5
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

原研の定常炉心試験装置計画における真空容器材料候補の1つであるTi-6Al-4V合金について、そのトリチウム透過量評価の観点から、500eVD$$^{+}$$イオンビームを用いて、323~753Kの温度条件で重水素透過挙動を調べた。合金試料は$$phi$$34mm$$times$$0.1mm$$^{t}$$(及び0.25mm$$^{t}$$)を用いた。600K以上の温度領域では、明らかなイオン駆動透過挙動が観測でき、24時間以内に定常透過に達した。入射イオン粒子束6.4$$times$$10$$^{18}$$D$$^{+}$$/m$$^{2}$$・sに対して、透過/入射粒子束比で3.3$$times$$10$$^{-3}$$(633K)~4.8$$times$$10$$^{-3}$$(753K)であり、イオン駆動透過の活性化エネルギーは約0.12eVであった。600K以下では透過粒子束は顕著に減少し、重水素イオン注入後の昇温放出実験から、大部分の重水素は合金中に滞在していることが伺えた。厚さの違う試料の結果から、透過は合金内部の透過側への拡散が律速であり、その拡散係数はD=2.0$$times$$10$$^{-10}$$exp(-0.32eV/kT)m$$^{2}$$/sと計算できた。

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