Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
, Zr, and stainless steel and leaching behavior of the fission products and matrix elements頓名 龍太郎*; 佐々木 隆之*; 児玉 雄二*; 小林 大志*; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 熊谷 友多; 日下 良二; 渡邉 雅之
Nuclear Engineering and Technology, 55(4), p.1300 - 1309, 2023/04
被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)UO・Zr・ステンレス鋼を出発物質として模擬デブリを合成し、形成された固相の分析と浸漬試験を行った。主要なU含有相は合成条件に依存し、不活性雰囲気下・1473KではUO相が維持されていた。1873Kでは(U,Zr)O固溶体相の形成が観測された。酸化性雰囲気では、1473Kの場合にはU
O
と(Fe,Cr)UO
相の混合物が得られ、1873Kでは(U,Zr)Oが形成された。浸漬試験により金属イオンの溶出挙動を調べるため、中性子照射により核分裂生成物を導入する、もしくは出発物質への添加によりその安定同位体を導入する処理を行った。試験の結果、Uの溶出挙動は、模擬デブリの性状や浸漬液の液性に依存することが確認された。CsやSr, Baは模擬デブリの固相組成に依存せず顕著な溶出を示した。一方で、多価イオンとなるEuとRuの溶出は抑制されることが観測され、模擬デブリ中でウラン相に固溶ないしは包含されたことによる影響が推察される。
米田 安宏; 原田 誠; 高野 公秀
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(2), p.61 - 64, 2019/04
Computed Tomography(CT)を用いて、模擬燃料デブリの3次元観察を行った。CTを使用して得られた模擬燃料デブリの内部は、ジルコニアリッチ部分およびコンクリートリッチ部分における明確なコントラストを示した。溶融状態からまず融点の高いジルコニアが析出する。コンクリートより重いジルコニアは結晶が析出すると下部へ移動し底面付近に凝集するため相分離が生じる。相分離はジルコニアの組成比の違いによって生じているが、組成比による結晶モードの違いも観察することができた。
を母材とするCsI含有模擬燃料の作製と性状評価高松 佑気*; 石井 大翔*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 鈴木 恵理子; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 黒崎 健*
日本原子力学会和文論文誌, 17(3/4), p.106 - 110, 2018/12
揮発性核分裂生成物(FP)であるセシウム(Cs)の燃料中の物理化学状態や燃料からの放出挙動を評価するために必要なCs含有模擬燃料の調製技術を確立することを目的として、放電プラズマ焼結(SPS)法を用いてウランの模擬物質であるセリウム化合物(CeO)にヨウ化セシウム(CsI)を含有させた模擬燃料の作製試験を実施した。SPSの条件を最適化することで、CsIが直径数マイクロメートルの球状析出物としてCeO母相内に分散する焼結体が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。
柳澤 和章; 山下 利之; 金澤 浩之; 天野 英俊; 室村 忠純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1052 - 1063, 1999/11
被引用回数：1 パーセンタイル：13.15(Nuclear Science & Technology)2種類の岩石型燃料(以下、ROX-SZR及びROX-ThO)及び9種類の模擬岩石型燃料(PuOをUOで置き換えたもの)を作製した。これらの密度、気孔率及び結晶粒度を実験因子とした研究を行った。得られた結果は以下のとおり。(1)岩石型燃料の推定理論密度値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThOで6.2g/ccであることを見いだした。一方、これに相当する焼結密度値は前者で4.6g/cc、後者で5.2g/ccであった。岩石型燃料の密度はUOの約半分であった。岩石型燃料の百分率理論密度(%TD)は比較的低く82-83%TDの範囲にあった。気孔率は大きく(17-18%)、結晶粒径は小さい(2
m)ことがわかった。(2)模擬岩石燃料の推定理論密度値は5.0-5.7g/ccの範囲にあった。一方、これに相当する焼結密度値は4.9-5.4g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の密度は岩石燃料とほぼ同じであったが、UOの約半分であった。模擬岩石燃料の%TDは比較的大きく94-98%TDだった。気孔率は小さく(
6%)、結晶粒径もまた小さい(3-4m)ことがわかった。
柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 木村 康彦; 小野澤 淳; 長島 久雄; 金澤 浩之; 金井塚 文雄; 天野 英俊
JAERI-Tech 99-044, 46 Pages, 1999/05
未照射岩石型(ROX)燃料及び模擬岩石型燃料について、密度、気孔率及び結晶粒度に関する研究を実施し以下の結論を得た。(1)岩石燃料:推定理論密度(TD)値は、ROX-SZRで5.6g/cc、ROX-ThOで6.2g/ccであった。岩石燃料の理論密度値はUO(10.96g/cc)の約半分であった。本研究から得られた焼結(製造)密度は、ROX-SZRで4.6g/cc(82%TD)、ROX-ThOで5.2g/cc(83%TD)であった。%TDはUOのそれ(通常95%TD)よりかなり小さかった。平均気孔径は約3m、気孔率は17-18%の範囲にあった。結晶粒径は約2mであった。(2)模擬岩石燃料:推定理論密度値は約5.0-5.7g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の理論密度値はUOの約半分であった。本研究から得られた焼結密度は約4.5-5.5g/ccの範囲にあった。模擬岩石燃料の%TDは94-98%TDと現行のUO並になった。平均気孔径は約4-8m、気孔率は6%以下であった。結晶粒径は約1-4mであった。
ROSA-IVグループ
JAERI-M 90-176, 341 Pages, 1990/10
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSTF)を用いてPWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行っている。本装置では、PWRの炉心を電気ヒータ(模擬燃料集合体)により模擬しているが、1988年装置完成以来使用してきた第1次模擬燃料体を交換し、1988年12月15日に行われたSB-CL-20実験から、第2次模擬燃料集合体の使用を開始した。また、模擬燃料体の交換とあわせて、数々の部分的な装置改造を行なった。本報は、第2次模擬燃料体使用開始時点におけるLSTFに関する最新の情報を提供し、実験結果の解析に役立てることを目的としている。
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。
堀井 雄太; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 林崎 康平; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 砂押 剛雄*; 大和田 英明*; 山田 忠久*; 村上 龍敏
no journal, ,
核分裂生成物(FP: Fission Product)は、照射された燃料中に生成・蓄積し、燃料の熱物性に影響を与える。照射挙動のシミュレーションの精度を高めるため、FPを含む燃料の物性に関する研究が必要である。しかし、照射燃料の取り扱いの困難さから、照射燃料特性、特にMOX燃料に関する報告は世界的に少ない。また、照射済燃料には数多くのFPが含まれているため、個々のFPの影響を評価することができない。そのため、燃料特性に及ぼすFPの影響を簡便に評価できる手法を提案する必要がある。本研究では、模擬燃焼燃料として模擬FPを添加した試料を作製し、その燃料物性を測定した。評価に当たっては、ウランやプルトニウムと同様に試料中のFPの均質性が重要である。均質な試料を得るために焼結ペレットの粉砕と再焼結の工程を繰り返し、焼結するごとにEPMAとXRDにより均質性を確認した。一連の工程を3回繰り返すことで、測定に適した均質性の高い試料を作製した。模擬FPとしては、照射後のMOX燃料中で主要な固溶性FPであるSmO、GdO、ZrOを使用し、個々のFPが熱伝導率や熱膨張率などの物性に及ぼす影響を評価した。また、複数のランタノイドを含有する際の影響も評価し、比較するため、NdO、SmO、GdOを含むMOXも作製した。
