Post-irradiation examination of uranium-based rock-like oxide fuels

蔵本 賢一; 山下 利之; 白鳥 徹雄

Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.423 - 426, 2001/02

https://doi.org/10.1016/S0149-1970(00)00150-5

プルトニウム(Pu)の需給状況に柔軟に対応できる利用法の一つのオプションとして、現行の軽水炉中でPuをほぼ完全に燃焼でき、使用済み燃料を安定な廃棄物として直接処分できる岩石型燃料とその軽水炉燃焼技術の開発を進めている。この岩石型燃料の照射挙動及び照射後の地質学的安定性を評価するためにJRR-3で照射を行い、浸出試験を含めた照射後試験を行っている。今回は照射後試験のうち非破壊試験に関して報告する。燃料ピンの外観検査、寸法測定及びX線透過撮影の結果、ピン表面には破損、伸び及び顕著なスエリングは認められなかったこと、ペレットの多くには軽水炉燃料と同様に亀裂が発生しているもののペレット形状を保っていること等を確認した。線スキャニングの結果、Zr等の不揮発性核種はペレット内部に一様に分布していること及び揮発可能核種であるCsは多くはペレット内部に留まっているものの、一部は燃料の照射時温度に相関してペレット外部に移動していること等が明らかとなった。

Rock-like oxide fuels for burning excess plutonium in LWRs

山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 二谷 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*

Proceedings of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels (ARWIF 2001) (CD-ROM), 10 Pages, 2001/00

軽水炉で余剰Puを燃焼させる岩石型燃料軽水炉燃焼システムは、Puのほぼ完全な燃焼と使用済燃料の直接処分を特徴とする。岩石型燃料は安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルまたはアルミナから構成される燃料で、PuはYSZ中に固溶させる。YSZは不活性マトリクスとして優れた特性を有するが、熱伝導率が低い。これを補うためスピネルやアルミナとの混合物を用いる。照射損傷領域を低減させるためYSZ粒子をスピネルまたはアルミナマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。粉末混合型及び粒子分散型燃料の照射結果を概括・報告する。また、岩石型燃料は高いPu消滅率を達成できる反面,燃料温度係数が極端に小さい。これを改善する方法としてU,Th,Er等の共鳴核種の添加が有効であることを示した。反応度事故条件下での燃料破損しきい値はNSRR実験より、現行のUO燃料と同等以上であることがわかった。

ウランシリサイド-アルミニウム分散型燃料の熱伝導率測定

齋藤 順市; 小森 芳廣; 桜井 文雄; 安藤 弘栄

JAERI-M 91-065, 42 Pages, 1991/04

JAERI-M-91-065.pdf:1.31MB

JMTRでは、濃縮度低減化計画の一環として低濃縮燃料の安全評価に資するため、ウランシリサイド-アルミニウム(USi-Al)分散型燃料の熱伝導率を室温から400C近傍まで測定した。熱伝導率は、熱拡散率、熱容量及び密度の積として求めることができる。従って、熱伝導率はこれら3つの物性を個々に測定して決定した。試料の熱拡散率及び熱容量は、レーザーフラッシュ法により測定した。また、温度に依存する密度は、示差熱膨張計により測定した線膨張率から求めた。USi-Al分散型燃料の熱伝導率は、温度上昇とともに僅かに大きくなり、300C近傍で最大となる傾向が認められた。