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論文

Thermodynamic analysis for solidification path of simulated ex-vessel corium

佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; Quaini, A.*; Gu$'e$neau, C.*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry, 79, p.102481_1 - 102481_11, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.calphad.2022.102481
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Thermodynamics)

Investigation of the primary containment vessel inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station showed that a significant amount of the molten corium reached the bottom of the pedestal region. The molten corium and concrete likely caused a complex interaction called Molten Corium Concrete Interaction. The solidification hysteresis of these ex-vessel debris significantly influences its properties. We performed a thermodynamic analysis using the TAF-ID database to infer the solidification path of U-Zr-Al-Ca-Si-O molten corium, which was chosen for a prototypic system of ex-vessel debris. The solidification path for the CaO-rich sim-corium showed that (i) melting as a single liquid phase above 2430 K, (ii) selective solidification of the oxide-rich corium mainly consisted of fuel materials, and (iii) solidification of the remaining materials as a silicate matrix. In contrast, the solidification path for the SiO$$_{2}$$-rich corium indicated that (i) formation of liquid miscibility gap above 2200 K between U-rich and Zr-rich oxidic melts, (ii) individual precipitation of solid phases in each liquid phase.

論文

Measurement of oxygen potential of (U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$ at 1773 and 1873 K, and its analysis based on point defect chemistry

加藤 正人; 中道 晋哉; 武内 健太郎; 砂押 剛雄*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry, 35(4), p.623 - 626, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.calphad.2011.02.007
 被引用回数：12 パーセンタイル：54.39(Thermodynamics)

ウラン・プルトニウム混合酸化物は、高速炉の燃料として用いられる。MOXは、蛍石構造を持つ酸素不定比性化合物であり、ハイパー,ハイポストイキオメトリの両方の組成で安定な酸化物である。MOXの酸素量は、基礎特性に大きく影響するため、酸素量と酸素ポテンシャルの関係を評価することは大変重要である。本研究では、(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)O$$_{2pm x}$$の酸素ポテンシャル測定を1773K及び1873Kで行った。測定は熱重量計を用いて気相平衡法で行った。酸素ポテンシャルを温度,O/Mの関数として決定し、点欠陥モデル用いて定比組成の酸素ポテンシャルを1773K及び1873Kにおいて、それぞれ-311kJ/mol及び-299kJ/molと得た。

論文

Influences of Am and Np on oxygen potentials of MOX fuels

中道 晋哉; 加藤 正人; 田村 哲也*

CALPHAD; Computer Coupling of Phase Diagrams and Thermochemistry, 35(4), p.648 - 651, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.calphad.2011.06.002
 被引用回数：11 パーセンタイル：52.07(Thermodynamics)

原子力機構ではAmやNpのようなMAを含有したMOX燃料の開発を行っている。本研究では特に、MAを微量に添加した場合におけるMOX燃料の酸素ポテンシャルに着目した。1473, 1573及び1623Kにおける(Am$$_{0.024}$$Pu$$_{0.311}$$U$$_{0.665}$$)O$$_{2-x}$$及び(Am$$_{0.01}$$Np$$_{0.12}$$Pu$$_{0.29}$$U$$_{0.58}$$)O$$_{2-x}$$の定比組成近傍の酸素ポテンシャルについて熱重量法により測定した。(Am$$_{0.024}$$Pu$$_{0.311}$$U$$_{0.665}$$)O$$_{2-x}$$及び(Am$$_{0.01}$$Np$$_{0.12}$$Pu$$_{0.29}$$U$$_{0.58}$$)O$$_{2-x}$$はMAを含まない(Pu$$_{0.30}$$U$$_{0.70}$$)O$$_{2-x}$$の酸素ポテンシャルに比べてわずかに高くなった。本研究から、MOXの酸素ポテンシャルはAmの影響によりわずかに高くなり、Npの影響はほとんど受けないことがわかった。

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