Thermal conductivity measurement of uranium-plutonium mixed oxide doped with Nd/Sm as simulated fission products

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154799

MOX燃料の照射により生成する主要なFPであるNdO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)=1.7010 + 0.93C + 1.20C, B(m/W)=2.3910と表された。

Fission gas release from irradiated mixed-oxide fuel pellet during simulated reactivity-initiated accident conditions; Results of BZ-3 and BZ-4 tests

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108171

In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.

Transient response of LWR fuels (RIA)

宇田川 豊; 更田 豊志*

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11682-0

This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.

中性子多重相関計数法の数理的基礎; ウラン・プルトニウム混合二酸化物の例

細馬 隆

JAEA-Research 2015-009, 162 Pages, 2015/08

JAEA-Research-2015-009.pdf:22.3MB

プルトニウム転換技術開発施設では、米国エネルギー省の支援を受けて中性子同時計数法による計量装置の開発・設置・改良を行い、20年にわたり計量管理と保障措置対応に用いてきた。中性子計数による測定の対象は今後、従来とは異なる自発核分裂性核種を含む高質量のウラン・プルトニウム混合二酸化物に拡がると思われる。そこで、中性子多重相関計数法の数理的基礎について現場での経験を含めて再考するとともに、次の点について基礎を拡充した; (a)確率母関数を用いた七重相関までの多重相関分布式の代数的導出; (b)モンテカルロ法に代えて試料内部の任意の点から表面の任意の点までの平均距離とこの間での誘導核分裂反応の確率を用いた漏れ増倍率の評価; (c)Poisson過程が持つ2つの異なる時間軸と同時計数の仕組みの関連付け、結果として確率過程に由来するほぼ同時中性子の導出と評価。分布式については「組合せ」に基づく新しい表現を併記し、実際に取り扱ったウラン・プルトニウム混合二酸化物をスペクトルや平均自由行程の例とした。

Measurement of vaccuum occluded gases released from uranium-plutonium mixed carbide and uranium carbide fuels

岩井 孝; 高橋 一郎; 半田 宗男

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(5), p.456 - 463, 1988/05

https://doi.org/10.3327/jnst.25.456

新設計のプルトニウム粒子除去用円筒フィルターを備えた、放出ガス測定装置を用いて、ウラン・プルトニウム混合炭化物およびウラン炭化物燃料の放出ガスを1473、1673,1873Kで測定した。保管中、燃料表面に吸着した水分は、1473Kでほとんど反応し、HとCOを生じた。さらに高温では炭化物中に固溶した酸素が、その固溶体と平衡するCO圧に応じてCOを放出することが判った。また、平衡CO圧は超化学量論組成の燃料が、化学量論組成より高いことを明らかにした。これらの放出ガスは、燃料ピンの健全性の点から考えると、量的には少なく内圧の上昇には大きな寄与をしないが、ガス相を介したFCCIに影響を与えるかもしれない。

NSRRにおける混合酸化物燃料予備実験の結果

稲辺 輝雄; 斎藤 伸三; 柳原 敏

JAERI-M 9178, 23 Pages, 1980/11

JAERI-M-9178.pdf:1.52MB

NSRRにおいては、これまで軽水炉用酸化ウラン燃料の反応度事故時における破損挙動を調べるための実験研究を進めてきたが、これに加えて、昭和54年度から動燃事業団との共同研究として、熱中性子炉用プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の破損挙動に関する実験研究を実施することとし、昭和55年度末の実験開始を目標に準備作業を進めてきた。この作業の一環として、混合酸化物燃料実験用に開発・試作したカプセルを用い、UO燃料を試験燃料としてNSRRの炉内実験に供し、実験物の核特性、燃料破損に対するカプセルの健全性ならびにジルカロイ-水反応による発生水素圧の影響等を確認した。本稿ではこの予備実験の結果について述べる。