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堀井 雄太; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 山田 忠久*; 古澤 尚也*; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154799_1 - 154799_20, 2024/01
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Materials Science, Multidisciplinary)MOX燃料の照射により生成する主要なFPであるNd
O
及びSmO、模擬FPとして添加したMOXの熱伝導率を評価した。MOX中の模擬FPの均質性の観点から熱伝導率を評価するため、ボールミル法及び溶融法で作製した2種類の粉末を用いて、Nd及びSmの均質性が異なる試料を作製した。模擬FPが均質に固溶した試料では含有量が増加するにしたがってMOXの熱伝導率が低下するが、不均質な模擬FPは影響を及ぼさないことが分かった。熱伝導率に対するNd及びSmの影響を古典的フォノン輸送モデル
=(A+BT)
を用いてNd/Sm依存性を定量的に評価した結果、A(mK/W)=1.70
10
+ 0.93C
+ 1.20C
, B(m/W)=2.3910
と表された。
Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*
Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03
原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。
原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治
JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB
燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。
木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB
本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。
柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 室村 忠純; 松田 哲志*
JAERI-Tech 99-032, 65 Pages, 1999/03
便宜的にPuOをUOで代替した模擬岩石型燃料を製造し、炉外試験に供した。得られた主たる知見は以下のとおり。(1)模擬岩石燃料のガス置換密度(GID)は、4.9から5.4g/ccの範囲であり、その値はUOの47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点(MP)は1,911
39
Cであり、UOの融点より30%低かった。(3)線膨張係数(LTE)は、温度1500Cまで模擬岩石燃料とUO燃料に差異はなかった。(4)模擬岩石燃料のクリープ速度はMgAlO
成分に強く依存した。(5)硬度(Hv)はMgAlOの構成成分であるAlOに対して敏感で、その量の増加によって模擬岩石燃料はより硬くなった。温度300Cまでの範囲で模擬岩石燃料とUOの硬度を比較したが、前者は後者に比べ著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUOとの間に大きな差異はない。同様に、模擬岩石燃料とGdOを10wt%まで添加したUO燃料との間の熱拡散率にも差異はなかった。模擬岩石燃料の熱伝導率とUOのそれとに差異はなかった。
更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10
JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB
燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・USiで、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではUSi燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・USi以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・USiで、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。
傍島 眞; 片西 昌司; 藤城 俊夫
SMiRT 11 Transactions,Vol. C, p.191 - 194, 1991/08
高速炉の想定事故の一つである流量喪失時の出力過渡において、燃料棒がボイド中にあって出力上昇した場合の挙動を可視観察した。NSRRの可視カプセル中にSUS被覆の燃料棒を装着し、Heガス雰囲気としてパルス照射した。1回目の実験では250cal/g・UOの発熱量を与えた結果、0.8秒までに被覆管が溶融落下した。2回目の実験では340cal/g・UOを与えた結果、燃料が溶融噴出し、飛び散った。これらの様子は中速度フィルムに撮影され、分析された。観察結果から、急過出力時の燃料破損挙動が理解された。
塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(12), p.1051 - 1063, 1986/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下でのステンレス鋼被覆燃料棒の破損挙動を究明するため、NSRRにおいて炉内実験を実施した。その結果、燃料棒の破損機構は被覆管の溶融であり、破損しきい値は、ほぼ同寸法のジルカロイ被覆燃料棒と比較して約20cal/giUOであることが分かった。また、燃料棒破損に伴って発生する機械的エネルギーの発生しきい値は約380cal/giUOであることが明らかになった。さらに、ジルカロイ被覆燃料棒と異なり、燃料棒が破損しても必ずしも燃料棒は分断しないこと、被覆管温度は同一発熱量でジルカロイ被覆燃料棒より低いこと等が明らかになった。
-HO系武田 常夫; 平野 見明
JAERI-M 8035, 94 Pages, 1979/01
PCM関連実験の中で、FCI(溶融燃料-冷却材反応)試験は炉内PCM実験の際に生ずる諸現象の一部を予測するために必要とされ、また興味をもたれている。FCI実験に用いられる加熱法は直接通電加熱法であるが、この方法はペレット温度約1000C以上で有効である。したがって、1000Cまで予熱が必要である。また、ペレットを含む燃料体は典型的な軽水炉燃料体であり、周囲を冷却水で囲まれている。予熱に際して、冷却水を加熱することは望ましくない。本実験では、ペレットとしてUO2と物性の良く似たZrOペレットを用いることにし、独自の方法で予熱し、直接通電加熱を達成した。溶融した燃料は、冷却材と反応し、一部は微細化した。そのときに発生した圧力波は最大35気圧程度であった。本報には、計測された冷却水の温度ぷよび圧力の変化、解体後の試験体内部の様子・微細化した溶融燃料粒子などの様子を示した。
Pellet Melting柳澤 和章
JAERI-M 7503, 10 Pages, 1978/01
縦駆動照射装置の特性を利用してUOペレット溶融時の燃料ピンの挙動を金相観察によって調べた。得た結論は以下の通りであった。(1)UOペレットの溶融は約630W/cmで生じ溶融域は同心円状に試料全体の約1/3まで広がった。(2)典型的なぺレットの横断面形態を金属写真により観察した。その結果ぺレット中心部では粒界が見られず、中間および外線部で非等粒が生じていた。(3)殆んどの気孔は粒界内側でなく粒界上に集積していた。(4)ペレットの割れは粒内割れてあった。
塩沢 周策
JAERI-M 7267, 36 Pages, 1977/09
本稿は、1975年10月~76年6月に実施されたNSRR実験における未照射健全燃料の挙動・破損機構について考察したものである。考察は主として被覆管の温度挙動、照射後外観・寸法・X腺検査の結果に基づいて行った。燃料はパルス照射によって瞬間的に加熱される。燃料に投入されたエネルギー発熱量が120cal/g・UO以下では何の変化もないが、約180cal/g・UOでは酸化・変形が起こる。更に、約270cal/g・UOではクラックが発生し、290cal/g・UO以上では破断に至った。この原因は、高温時におけるペレットと被覆管の反応・酸化による被覆管の脆化であると考えられる。また、発熱量が約340cal/g・UO以上では燃料はペレット溶融の膨張圧によって破裂し、ペレットは微粒子化する。
as simulated corium debris森本 恭一; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 渡部 雅
no journal, ,
福島第一原子力発電所の炉心にはGdOを含むUO燃料が装荷されていることから、デブリに係る一連の評価の中ではGdの影響について評価しておく必要がある。同時に、炉心からのデブリ取出し作業において溶融燃料の再配置による再臨界への懸念から、炉内のGdの分布状態を把握することも極めて重要な課題となっている。本研究ではGd含有模擬デブリ試料:(U
Gd
Zr
)O (y=0,0.5, 2-x=1.989-2.000)を調製して融点を測定し、溶融固化した試料のGdの分布状態の観察や熱伝導率の測定を行うことにより、模擬デブリ中のGdの状態や基礎特性について評価した。
甲斐 哲也; 阿部 雄太; 松本 吉弘*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 大石 佑治*; 永江 勇二; 佐藤 一憲
no journal, ,
The energy resolved neutron imaging system RADEN, installed at the Japan Proton Accelerator Complex (J-PARC), utilizes short-pulsed neutrons in the energy range from meV to keV by means of the time-of-flight method. The wide neutron energy range makes it possible to adjust neutron attenuation of a sample to suit a particular measurement by selecting the neutron energy range. The Core Material Melting and Relocation (CMMR) experiments have been performed to investigate core melt accidents in the Fukushima-Daiichi (1F) Nuclear Power Plant. Some amount of boride was found to be contained in simulated melted core material. The authors show the status of the development of a method utilizing energy-resolved neutrons, and demonstrate some measurements of boron-containing samples, including simulated melted core material.
