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植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02
被引用回数:1 パーセンタイル:11.8(Nuclear Science & Technology)固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。
大道 敏彦; 鈴木 康文; 荒井 康夫; 笹山 竜男; 前多 厚
Journal of Nuclear Materials, 139, p.253 - 260, 1986/00
被引用回数:5 パーセンタイル:54.53(Materials Science, Multidisciplinary)初期組成PuO+3Cの混合物を含むクヌンセン・セルから蒸発するアクチニド種の質量分析による測定を1593Kから1673Kの温度で行った。PおよびPOの炭素熱還元反応の進行に伴う変化は、反応がPu-C-O状態図の各相領域を通り、最終生成物、PuCxOy+PuCに至る経路をとることに対応した。反応過程中のPがPとPO値を用いて熱力学的に計算された。PuCxOy+PuC領域上で、PはPより大きくなり、PuCと平衡した組成一定のプルトニウム炭酸化物が得られることを確認した。
大道 敏彦; 鈴木 康文; 前多 厚; 塩沢 憲一; 半田 宗男
JAERI-M 84-161, 30 Pages, 1984/09
核分裂生成物元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物を炭素熱還元して、亜化学量論的、ほぼ化学量論的ならびに超化学量論的とし、炭素含量の異なる三種の燃焼度模擬混合炭化物を調整した。これらにはUMC、URuC型の相およびRE/C~(RE:布土類)などの核分裂生成物相が含まれていた。核分裂生成物相およびUC、UC型相の存在比率と密度とから、混合相の理論的密度を求め、想定される照射前との比較により、混合炭化物燃料の周体状核分裂生成物によるスエリング率はat.%燃焼度当り0.4~0.5%であると評価した。
矢幡 胤昭; 大内 金二
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(2), p.115 - 119, 1975/02
被引用回数:5PuOと黒鉛を真空中1000C-1350Cの間で反応させた場合のプルトニウム炭化物生成状況を重量変化、X線回折および化学分析から調べた。1000C以下では反応はほとんど進行しなかった。1350C以上ではCOの理論減量位以上に重量が減少する。これは生成した炭化物からプルトニウムが蒸発すると考えられる。PuC、PuCの反応速度は表面反応則に従い、生成の見掛けの活性化エネルギーはそれぞれ102、105Kcal/moleであった。PuOと黒鉛の反応ではPuCがまず生成し、次にPuCが残りのPuOと反応しPuOが生成することをX線回折によって見出した。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 栗田 勉; 小松崎 舞*; 大高 昭博*; 中道 英男*
no journal, ,
簡素化ペレット法開発のうち、ペレット製造過程で発生するスクラップの再利用を図るため、MOX粉末中の難溶解性Puを溶解するための研究を行っている。MOX中のPu溶解方法として、MOX粉末を1600C以上で焼結ペレットにし硝酸で溶解する方法があるが、沸騰硝酸でもMOX中のPu溶解性は約50%の難溶解性である。これに対し、Puの硝酸への溶解性向上を目的として、SiCとPu反応物である珪酸塩の硝酸溶解性に着目し、SiCとMOX粉末の混合粉を1300C, 1400Cで加熱した粉末試料の溶解性を調査した結果、1300Cで加熱した試料では約70%のPuが20C硝酸に溶解することが分かった。