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論文

Internal release of metallic fission products in (Th,U)O$$_{2}$$ coated particle fuel

赤堀 光雄; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Materials, 183, p.70 - 75, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(91)90472-J
 被引用回数：5 パーセンタイル：53.89(Materials Science, Multidisciplinary)

(Th,U)O$$_{2}$$からの金属FP放出挙動をTRISO被覆燃料粒子を用いて照射後加熱法により調べた。揮発性FP(Cs,Te,I)とBaは似た放出挙動を示すとともに、強い結晶粒径依存性をもつことが判った。また、Zr及びCeは結晶粒径と加熱温度に依存せず、そして、ほぼ完全に(Th,U)O$$_{2}$$燃料核中に保持されることが明らかとなった。

論文

High-temperature heating experiments on unirradiated ZrC-coated fuel particles

小川 徹; 井川 勝市

Journal of Nuclear Materials, 99(1), p.85 - 93, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90141-0
 被引用回数：22 パーセンタイル：90.03(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrCを第3層としたTriso被覆UO$$_{2}$$粒子を、2173~2773Kで加熱した。同粒子は2723Kl,1hの加熱には耐えたが、半数以上の粒子は2773K,1h以内で破損した。結果を、通常のSiC被覆Triso型粒子についての結果と比較した。ZrC-Triso型被覆燃料粒子内部の系について熱力学的考察を行い、高温でのCO圧を評価した。既存の(ZrC)-ZrO$$_{2}$$-Cおよび、(UC$$_{2}$$)-UO$$_{2}$$-C系についての熱力学データを評価した。前者の系上でのCO分圧についてのOuensangaとDodeの実測は極めて信頼性が高いと考えられる。また、CVD・ZrC中の不純物分析結果を載せた。

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