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論文

High-temperature heating experiments on unirradiated ZrC-coated fuel particles

小川 徹; 井川 勝市

Journal of Nuclear Materials, 99(1), p.85 - 93, 1981/00

 被引用回数:22 パーセンタイル:90.03(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrCを第3層としたTriso被覆UO$$_{2}$$粒子を、2173~2773Kで加熱した。同粒子は2723Kl,1hの加熱には耐えたが、半数以上の粒子は2773K,1h以内で破損した。結果を、通常のSiC被覆Triso型粒子についての結果と比較した。ZrC-Triso型被覆燃料粒子内部の系について熱力学的考察を行い、高温でのCO圧を評価した。既存の(ZrC)-ZrO$$_{2}$$-Cおよび、(UC$$_{2}$$)-UO$$_{2}$$-C系についての熱力学データを評価した。前者の系上でのCO分圧についてのOuensangaとDodeの実測は極めて信頼性が高いと考えられる。また、CVD・ZrC中の不純物分析結果を載せた。

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