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論文

Irradiation behavior of high uranium-density alloys in the plate fuels

宇賀神光弘; 伊藤昭憲; 赤堀光雄; 大岡紀一; 中倉優一

Journal of Nuclear Materials, 254(1), p.78 - 83, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00347-4

被引用回数：22 パーセンタイル：89.86(Materials Science, Multidisciplinary)

U $_{6}$ Me系合金U $_{6}$ Mn,U $_{6}$ Fe $_{0.6}$ Mn $_{0.4}$ ,U $_{6}$ Ni $_{0.6}$ Fe $_{0.4}$ とU $_{3}$ Si $_{0.8}$ Ge $_{0.2}$ とを燃焼度53~57%、燃料温度約190 $^{circ}$ Cで216日間照射した。試料形態は、燃料の粒子分散型と合金箔型のミニプレートである。Mn入りU $_{6}$ Meの分散型ミニプレートは、この系で唯一報告されているU $_{6}$ Feミニプレートに比較して、照射による厚み増加が少なく寸法安定性が改善された。一方、合金箔型では分散型よりもFPガス気泡の成長が抑制され燃料のスエリングが少なくなることがわかった。これは前者の方が、被覆材の拘束力による気泡成長に対する抑制効果が大きいためと考えられる。U $_{6}$ MeとAlとの照射下での反応についても述べた。

論文

Transient behavior of low enriched uranium silicide miniplate fuel under a triplet configuration

柳澤和章; 藤城俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10

https://doi.org/10.3327/jnst.32.981

被引用回数：1 パーセンタイル：17.52(Nuclear Science & Technology)

本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508 $^{circ}$ Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400 $^{circ}$ C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508 $^{circ}$ Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230 $^{circ}$ Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150 $^{circ}$ Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。

論文

Release of fission products from silicide fuel at elevated temperatures

二村嘉明; 斎藤実; 小山田六郎; 桜井文雄; 小森芳廣; 齋藤順市; 岩井孝; 清水道雄; 中川哲也

Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07

JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600 $^{circ}$ C~1100 $^{circ}$ Cまで100 $^{circ}$ C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。