Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
成川 隆文; 天谷 政樹
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.912 - 921, 2019/09
To evaluate behavior of high-burnup advanced light-water-reactor fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale isothermal oxidation tests and integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73-85 GWd/t: M-MDA
, low-tin ZIRLO, M5textregistered, and Zircaloy-2 (LK3). The isothermal oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube and was slower than that given by the Baker-Just oxidation rate equation. Therefore, the oxidation kinetics is considered to be not significantly accelerated by extending the burnup and changing the alloy composition. During the integral thermal shock tests, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture under the oxidation condition equivalent to or lower than the fracture limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube. Therefore, the fracture limit of fuel cladding tubes is considered to be not significantly reduced by extending the burnup and changing the alloy composition, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration.
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07
被引用回数：11 パーセンタイル：76.81(Nuclear Science & Technology)To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA, low-tin ZIRLO, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1143 - 1155, 2017/10
被引用回数：6 パーセンタイル：50.9(Nuclear Science & Technology)This paper deals with the oxidation behavior of Zry-4 nuclear fuel cladding tubes in mixed steam_air atmospheres at temperatures of 1273 and 1473 K. The main goal is to study the oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in dependence on the air fraction in steam in the range from 0 up to 100%. The purpose of this study is to provide experimental data suitable for an oxidation correlation applicable for thermomechanical analysis codes of nuclear power reactor under severe accidents. The influence of the air addition in steam on parameters of Zry-4 kinetic equation has been quantified using the results of weight gain measurements. At 1273 K, both pre-transient and post-transient regimes were treated. The results of weight gain measurements showed a strong dependence of the Zry-4 oxidation kinetics on the air fraction in steam, especially at 1473 and at 1273 K in the post-transient regime.
molecular beam岡田 美智雄*; 盛谷 浩右; 後藤 征士郎*; 笠井 俊夫*; 吉越 章隆; 寺岡 有殿
Journal of Chemical Physics, 119(14), p.6994 - 6997, 2003/10
被引用回数：42 パーセンタイル：78.19(Chemistry, Physical)超熱エネルギーの酸素分子ビームを用いたCu(001)の酸化反応が放射光によるX線光電子分光法で研究された。酸化の効率は酸素ガスを用いた場合よりも大きい。2.3eVの酸素ビームを用いると0.5MLよりもさらに酸化は進むが、その効率は非常に小さい。そのような遅い酸化は表面と分子の衝突によって誘起される吸着機構によって起こる。その解離吸着反応の反応速度はラングミュア型吸着における一次の速度論で記述される。
吉越 章隆; 盛谷 浩右; 寺岡 有殿
Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 42(6B), p.3976 - 3982, 2003/06
被引用回数：6 パーセンタイル：28.14(Physics, Applied)Si(001)表面の熱酸化過程は、MOSFETのゲート絶縁膜形成において重要な反応系であり、ULSIの微細化により、酸化膜厚を数nmまで制御することが、ますます重要になっている。Oガス圧を1
10
Pa,表面温度を870Kから1120Kと変えたときの酸化反応を放射光Si2p及びO1s光電子分光法を用いて調べた。酸素吸着量の時間発展とその際のSi酸化状態の関係が明らかとなった。酸素吸着量の時間変化は、表面温度によりLangmuirタイプと自己触媒反応モデルという反応速度論に基づいた吸着特性で説明ができることがわかった。一方、Si2p光電子スペクトルから、この2つの酸化モデルにおけるSiの酸化状態の時間発展において、反応初期にSi
の構造が観測されないことが明らかとなった。固定したエネルギーで光電子強度を測定したこれまでの研究では明らかにできなかった情報を、今回、リアルタイム光電子分光測定により初めて明らかにすることができた。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.213 - 219, 2003/04
被引用回数：69 パーセンタイル：96.6(Nuclear Science & Technology)さまざまな冷却材喪失事故条件に適用できる酸化速度式を評価するため、773
1573Kという広い温度範囲において低スズ・ジルカロイ-4被覆管の等温酸化試験を行った。12731573Kでは調べた時間範囲について、773~1253Kでは900sまでの時間範囲について、酸化は2乗則に従った。一方、1253K以下での長時間酸化は、3乗則でよりよく表されることが明らかになった。重量増加に関し2乗則あるいは3乗則定数を評価し、それらの温度依存性を表すアレニウスタイプの式を求めた。3乗則から2乗則への変化及び酸化速度定数の温度依存性に見られる不連続性は、ZrOの相変態によるものであることが示された。
木田 孝; 梅田 幹; 杉川 進
JAERI-Data/Code 2003-001, 29 Pages, 2003/03
JAERI-Data-Code-2003-001.pdf:6.34MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、臨界実験で使用する硝酸プルトニウム溶液を調製するために、銀媒体電解酸化法によるウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)粉末の溶解を計画している。この溶解運転の支援のために、MOX溶解シミュレーションコードの開発を行なった。本報は、開発したシミュレーションコードの概要、実験データとの比較及び溶解速度に及ぼすMOX粉末溶解パラメータについてまとめたものである。本コードは、Ag
によるPuO粉末溶解に対するZundelevichのモデルに基づいて作成し、Agの収支式に亜硝酸による影響を加えるとともに、MOX粉末の表面積は粒径分布により算出する方式を採用した。また、コードの妥当性を確認するために、実験データとの比較を行なった。この結果、本コードにおいて溶解速度定数等のパラメータに適切な値を用いることで、溶解挙動を良く模擬できることを確認した。また、溶解速度に及ぼす影響が最も大きいパラメータは、MOX粉末粒径であることが判明した。
C上塚 寛; 大友 隆; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(10), p.928 - 930, 1986/00
被引用回数：5 パーセンタイル：65.85(Nuclear Science & Technology)軽水炉の炉心損傷事故時におけるジルカロイ被覆管の酸化挙動を明らかにするために、微量の水蒸気供給条件(0.136mg/cm
・min)の下でジルカロイ-4の酸化試験を実施した。各試験温度に対して、明らかな供給水蒸気速度の臨界値が認められ、それ以上の供給速度では反応量(酸化重量増)が一定値となった。この結果から水蒸気欠乏(steam starvation)の影響が見られる水蒸気供給速度範囲を各試験温度に対して決定した。その値は1000Cにおける酸化の場合約1.0mg/cm・min、1400Cの場合には約4mg/cm・minであった。又、従来のジルカロイ-水蒸気酸化試験における水蒸気供給速度条件より12オーダー小さい条件(30mg/cm・min)で得た試験結果から反応速度定数の温度依存式を決定した。この結果は文献値と極めて良い一致を示した。したがって、本実験で求めた臨界値以上の水蒸気供給速度条件では通常の酸化が生じると結論できる。
鈴木 富男; 新藤 雅美; 近藤 達男
JAERI-M 83-093, 16 Pages, 1983/07
高温ガス炉冷却材近似ヘリウムのような微量の不純物を含む雰囲気で腐食試験を行うのに適した試験装置を開発した。この試験装置の特徴は以下の通りである。1)反応容器は透明石英製である。2)4つの試験片が各々独立した容器に納められ、同時に同じ雰囲気中で試験がてきる。3)熱サイクル、恒温のいづれでも酸化試験ができる。4)定量的な重量増加量の測定と腐食生成物の放射化分析のためにはく離酸化物が回収可能な構造になっている。この装置は精製、不純物添加の機能を有し、高温ガス炉近似ヘリウムを連続的に供給できるヘリウムガスループに接続されている。熱サイクル腐食試験装置を使用した長時間酸化試験の代表的な実験結果の一例として、はく離酸化物を回収して重量変化を求めた結果および腐食生成物の放射化分析を行った分析例を示した。
野村 末雄; 圷 長
Electrochem.Technol., 4(3-4), p.93 - 99, 1966/00
抄録なし
C/SS/Zry mixed melts phasesDi Lemma, F. G.; 三輪 周平; 高田 準太郎; 高野 公秀; 逢坂 正彦
no journal, ,
This work describes the oxidation and vaporization behaviors from simple Fe-B phases (FeB, FeB) under steam conditions, which contributes to the experimental determination of boron (B) release kinetics from complex B-containing complex melts (BC/SS/Zry) during a severe accident. The oxidation and vaporization behavior of these samples was found to be influenced by their B/Fe ratio and by the formation of Fe-B-O compounds.
