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論文

高温ガス炉用耐酸化燃料要素の製造技術開発

相原 純; 本田 真樹*; 植田 祥平; 小河 浩晃; 大平 幸一*; 橘 幸男

日本原子力学会和文論文誌, 18(1), p.29 - 36, 2019/03

原子力機構は深刻な酸化事故時の高温ガス炉の安全性向上のため、日本原子力研究所(現・原子力機構)で行われた先行研究に基づき耐酸化燃料要素の製造技術開発を行った。模擬被覆燃料粒子(アルミナ粒子)をSi及びC及び少量の樹脂の混合粉末でオーバーコートし、型に詰めて熱間加圧しSiC/C混合母材を持つ耐酸化燃料要素(模擬)を焼成した。母材のSi/C比が先行研究の3倍(約0.551)である耐酸化燃料要素(模擬)を試作し、母材のX線回折を行ったところSiのピークは検出されなかった。一軸圧縮破壊応力は高温工学試験研究炉(HTTR)の規格の3倍以上と評価された。20%酸素中1673Kで10h酸化試験させたところ全ての模擬被覆燃料粒子が保持されており、従来の黒鉛/炭素母材を持つ通常の燃料コンパクトよりも優れた耐酸化性が確認された。

論文

Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts

相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.814 - 822, 2016/11

原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。

報告書

JRR-3中性子導管ガラス母材の機械的強度に関する検討

小林 哲也

JAERI-Tech 2003-001, 21 Pages, 2003/02

JAERI-Tech-2003-001.pdf:1.12MB

JRR-3に設置されている熱中性子導管は、設置後6年を経過した際に寿命評価が実施され鏡管ユニット側面のガラス母材に内部まで貫通するクラックの発生が確認された。そして、その原因について検討が行われた結果、$$gamma$$線照射によるガラス母材の脆化に加え、中性子導管を直接真空引きする方式による鏡管ユニットの静的疲労が主たる原因であるという結論が得られた。本報告書はこのような結果をもとにガラス母材の機械的強度について定量的に評価し、さらに疲労破壊に達するまでの時期について予測するものである。なお、この予測に基づき中性子導管の寿命評価を行い、2000年及び2001年に行われた熱中性子導管T1及びT2のスーパーミラーへの更新時期について、その妥当性を確認した。

論文

Preparation and characterization of PuN pellets containing ZrN and TiN

荒井 康夫; 中島 邦久

Journal of Nuclear Materials, 281(2-3), p.244 - 247, 2000/10

 被引用回数:40 パーセンタイル:92.08(Materials Science, Multidisciplinary)

不活性母材としてZrN及びTiNを含有したPuNペレットを調製するとともに、その確性試験を行った。ZrNを含有したペレットについては、ほぼ単相の(Pu,Zr)N固溶体の形成が確認されるとともに、焼結密度も90%理論密度を越えた。一方、TiNを含有したペレットについては、今回の実験条件においてはPuNとTiNの固溶はほとんどみとめられず、また焼結密度も80%理論密度未満であった。両者とも、通常のPuNペレットに比較して、試料調製中の不活性母材窒化物粉末の酸化に起因すると思われる酸素含有量の増加が見られた。

報告書

FINASによる溶接残留応力解析法の検討(その1)

加藤 猛彦*; 浅山 泰

JNC TN9400 2000-047, 114 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-047.pdf:8.25MB

溶接時に生じる残留応力を、汎用有限要素コードにより予測することができれば、FBRプラントの強度評価、余寿命評価の信頼性の向上に大きく寄与することができる。本研究では、FINASを用いて残留応力解析を行う手法を検討した。まず、簡易モデルを用いてパラメータを振って予備解析を行い、基本的な手法を提案した。本手法の要点は以下の通りである。(1)熱伝導解析は、予め層数分のモデルを作成しておき、順次データを受け渡す。(2)母材および溶接金属の構成則は多直線近似を用い、硬化則は等方硬化則とする。(3)金属の溶融状態は、応力が発生しないようにユーザサブルーチンで制御する。(4)入熱時の溶接金属の線膨張率は、零と置く。次に、本手法を用いて、狭開先TIG溶接を想定した5層の平板突合せ継手および管の突合せ継手の残留応力を予測し、既往研究結果と比較した。両者は良く一致し、本提案手法の妥当性を確認することができた。

報告書

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,1; タングステンと無酸素銅の接合

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人

JAERI-Research 99-049, 36 Pages, 1999/08

JAERI-Research-99-049.pdf:3.81MB

現在、ITER/EDAをはじめJT-60SU等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材として高融点タングステン合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。そこでわれわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing: HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手した。本研究ではHIP法を用いたタングステンと無酸素銅の接合試験を行い、硬さ試験、組織観察及びSEM/EPMA分析や曲げ試験等による最適なHIP条件の選択と、引張り試験等による接合強度の評価を行った。その結果、最適接合条件は1000$$^{circ}$$C・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しいことがわかった。

論文

Experimental research on nitride fuel cycle in JAERI

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 白井 理; 鈴木 康文

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

原研における窒化物燃料サイクルに関する実験研究の最近の成果を紹介するものである。照射挙動に関しては、JMTRにおける照射試験により基礎的な燃料挙動を把握したのに引き続き、2本の(U,Pu)N燃料ピンが高速実験炉常陽で現在照射中である。約4.7%FIMAの燃焼度達成後、11年度後半からは照射後試験の開始が予定されている。高温特性に関しては、アクチニド窒化物相互の固溶体以外に、ZrNあるいはTiN等の不活性母材を含む窒化物燃料の調製条件の確立及び熱伝導度の評価等が行われた。また、新規装置を用いた熱容量及び熱膨張の測定に着手した。溶融塩電解に関しては、塩化物共晶塩中におけるNpN及びPuNの電解試験が行われ、電気化学測定により陽極溶解機構を調べるとともに固体陰極においてアクチノイド金属の回収に成功した。

報告書

低レベル放射性廃棄物の水熱固化に関する研究

福本 雅弘; 飯島 和毅; 牧野 鉄也; 林 晋一郎; 宮本 陽一; 中西 芳雄

PNC TN8410 96-055, 147 Pages, 1998/02

PNC-TN8410-96-055.pdf:4.96MB

再処理施設から発生する低レベル放射性廃棄物を対象に、模擬廃棄物を用いた水熱固化試験を平成3年度から7年度にかけて実施した。本研究は、低レベル放射性廃棄物を減容性に優れ、所定の強度を有した安定な固化体とするために、固化母材を加えないか出来る限り少なくした水熱固化法の適用可能性を評価することを目的とする。試験は、 1)「廃シリカゲル」への適用を考えた、100mm$$phi$$の固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法によるシリカゲルの固化試験、 2)「低レベル濃縮廃液核種去スラッジ」への適用を考えた、100mm$$phi$$及び30mm$$phi$$の固化体作製用水熱固化装置を用いた水熱ホットプレス法による模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの固化試験及び低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの主要成分である酸化鉄(Fe2O3)及びヨウ化銀(AgI)を対象にHIP装置を用いた水熱HIP法にようる固化試験、 3)「廃ヨウ素フィルター」への適用を考えた、30mm$$phi$$の固化体作製用装置を用いた水熱ホットプレス法にようるAgX、AgZ、AgSの固化試験等を行った。 1)シリカゲルの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、添加剤としてBa(OH)2が有効であり、減容係数は1.32、一軸圧縮強度は105kg/cm2であった。 2)模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの水熱ホットプレス法による固化試験の結果、可溶性成分(NaNO3、NaNO2)のほとんどを絞り出し水側に分離でき、ヨウ化銀の絞り出し水への移行割合は0.2wt%未満であった。模擬低レベル濃縮廃液核種除去スラッジの減容係数は3.3、一軸圧縮強度は1014kg/cm2であった。また、酸化鉄及びヨウ化銀の水熱HIP法による固化試験の結果、酸化鉄の場合減容係数は5.2(固化体のかさ密度は3.7$$times$$10$$^{3}$$kg/m3)、ヨウ化銀の場合減容係数は1.4(固化体のかさ密度は4.9$$times$$10^3kg/m3)であった。 3)AgX、AgZ、AgSは、水のみ添加で水熱ホットプレス法により固化体を得られた。減容係数はそれぞれ3.08、1.78、2.03、一軸圧縮強度はそれぞれ944kg/cm2、208kg/cm2、533kg/cm2が得られた。AgXは水熱ホットプレス固化によって非晶質化した。

報告書

HTTR実機用ハステロイXRの総合特性評価,6; 伝熱管母材および溶接継手の引張特性およびクリープ特性

渡辺 勝利; 新藤 雅美; 中島 甫; 小池上 一*; 樋口 洵*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 丸七 香樹*; 竹入 俊樹*; 斉藤 貞一郎*; et al.

JAERI-Research 97-009, 62 Pages, 1997/02

JAERI-Research-97-009.pdf:4.82MB

HTTR実機用ハステロイXR伝熱管材および実機用溶加材を用いて、伝熱管母材および溶接継手の引張特性およびクリープ特性を検討し、次のような結果を得た。引張特性に関しては、時効後の室温における強度変化は母材および溶接継手材ともに比較的少なかったが、著しい延性低下が両者ともに観測された。一方、クリープ特性に関しては、母材と溶接継手材について、900$$^{circ}$$Cおよび950$$^{circ}$$Cのいずれの場合にも、クリープ破断強度に関する差異は比較的少なかった。他方、板材と伝熱管材のクリープ特性について見ると、母材および溶接継手材ともに、管材は低応力・長時間側で板材よりもクリープ破断時間が若干低下する傾向が見られたが、管材のクリープ破断時間は、ハステロイXR母材のマスターカーブと同等以上であり、設計破断応力強さ[S$$_{R}$$]よりも充分に長いことから、実用上は特に問題ないと判断される。

報告書

MAターゲット燃料に関する研究 不活性母材及び模擬ターゲット燃料の試作・評価

加藤 正人; 上村 勝一郎; 高橋 邦明

PNC TN8410 96-247, 97 Pages, 1996/08

PNC-TN8410-96-247.pdf:37.06MB

先進燃料の一つに、マイナーアクチナイドを消滅する燃料としてターゲット燃料が考えられている。ターゲット燃料は、それ自身の発熱による発電を目的としていないことから、燃料にマイナーアクチナイド以外の核分裂性物質を含む必要はなく、酸化物、窒化物、金属など様々なタイプの燃料が考えられる。本研究は、ターゲット燃料及びその不活性母材としての材料科学の基礎研究のひとつとして、代表的な化合物をサーベイし、不活性母材及びターゲット候補材の選定、及び試作材のキャラクタリゼーションを行った。不活性母材の試験を行うにあたり、各特性の調査を行った。調査は、(1)Puを含む酸化物、窒化物及び金属燃料、(2)Amを含む複合金属酸化物、(3)酸化物及び窒化物の熱特性、(4)全元素の高速中性子断面積について行った。調査結果をもとにスクリーニングを行い、不活性母材として酸化物及び窒化物、模擬ターゲット燃料として分散型、固溶型及び化合物型について選定した。また、Amの代わりの模擬材として、電子状態、イオン半径が似た元素であり、同じ結晶構造の酸化物を形成するNd2O3及びCeO2を選んだ。不活性母材として、Al2O3、MgO、MgAl2O4、ZrN、TiN、AlNを、模擬ターゲットとしてAl2O3-Nd2O3、MgO-Nd2O3、MgAl2O4-Nd2O3、Al2O3-CeO2、MgO-CeO2、MgAl2O4-CeO2、ZrO2-Nd2O3、Y2O3-Nd2O3、V2O3-Nd2O3を選定した。これら15種類の物質について実際に試作し、外観観察、密度測定、光学顕微鏡観察、EPMA分析、X線回折測定、熱伝導率測定、3点曲げ試験、硝酸中溶解試験、Na反応試験を実施し、各燃料形態について評価検討を行い、各燃料形態の特徴を整理し、Pu燃焼燃料についても評価した。Amターゲット燃料の形態を考えると、窒化物が熱特性の点から優れた材料であると言える。酸 化物系は、分散型は照射挙動上の問題と不活性母材選択の導率の低下とAm含有率を低くする必要があること、そして、化合物型は物質探索の必要があるなどの問題があり、いずれもターゲット燃料としては充分な材料を得ることはできなかった。Pu燃焼の燃料形態は、現在の湿式再処理をすることを考えるのであれば、PuO2が不溶解であることから、分散型の酸化物燃料はその適用が難しいと思われる

論文

面内及び面外曲げ荷重下における曲がり管のクリープ疲労変形

加治 芳行; 菊地 賢司; 武藤 康

日本機械学会論文集,A, 61(586), p.1145 - 1152, 1995/06

空気中900$$^{circ}$$Cで母材及び溶接部を有する試験体について、完全両張り変位制御の面内及び面外曲げ疲労試験を行い、破損サイクル数に及ぼす保持時間及び変位速度の影響について実験的に調べた。また有限要素法を用いた弾性クリープ解析を行い、破損寿命の予測を行った。その結果、以下の結論を得た。(1)最大変位で保持時間を挿入することにより破損サイクル数は急速に小さくなる。(2)溶接部の健全性は確保されている。(3)クリープ構成として2次クリープのみのNorton型の構成式を用いた方が、1次+2次クリープを考慮したGarofalo型の構成式を用いた場合に比べて安全側の破損寿命予測結果となる。(4)解析に用いる要素として、梁要素と厚肉シェル要素を用いた場合とでほぼ同等の破損寿命を予測する。

報告書

HTTR実機用ハステロイXRの総合特性評価,その4; 母材および溶接部材の引張特性

渡辺 勝利; 中島 甫; 斉藤 貞一郎*; 高津 玉男*; 小池上 一*; 樋口 洵*

JAERI-M 94-081, 24 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-081.pdf:0.74MB

HTTR実機用ハステロイXRの総合特性評価の一環として、母材および溶接継手の時効に基づく引張特性変化を検討した。800、900および1000$$^{circ}$$Cにおいて1000hの時効を施した後、室温および時効温度と同一の試験温度における大気中引張特性試験を行った。得られた結果は従来材と較べて、強度特性に関しては著しい差異は見られず、また延性に関しては、従来材のデータバンドの中に位置していた。これらのことから、実機用母材および溶加材は優れた引張特性を有していると言える。

報告書

構造物強度データベースシステム"STAR"デジタイザ入力システム取扱説明書

石川 昌幸*; 笠原 直人

PNC TN9520 93-003, 57 Pages, 1993/03

PNC-TN9520-93-003.pdf:2.08MB

高速炉特有の熱荷重である熱応力を主体とした構造物強度データを蓄積し、高速炉用構造設計基準の基礎となる強度評価法(クリープ疲労損傷等)開発を支援するために、構造物強度データベースシステム"STAR"を開発した。 本報告書は、構造物強度データベースシステム"STAR"において、損傷値とき裂長さ等の比較に使用するき裂データ、形状データに関する入力システムの取扱説明書である。 以下に主な機能を示す。 (1)デジタイザによる供試体形状データ(R部、溶接部位等)のオンライン入力 (2)デジタイザによるき裂位置、深さの正確な入力 (3)き裂データの属性(破面状態、母材、溶金等)も容易に入力 上記の機能により、構造物強度データベースシステム"STAR"で重要なき裂データ等が正確かつ容易に入力が出来、作業の効率が図られた。

報告書

高速炉用構造材料の高温き裂進展特性

小井 衛

PNC TN9410 90-105, 163 Pages, 1990/07

PNC-TN9410-90-105.pdf:2.32MB

これまでに取得してきたSUS304,2.25Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼の母材や溶接部の、高温疲労およびクリープき裂進展データをとりまとめ、指数関係を仮定して平均線の定式化を行うとともに、進展速度の確率論的評価を実施した。また実機のき裂進展評価上重要な修正J積分評価に関する知見を得る目的で、2次元貫通き裂の有限要素法解析を実施し、試験結果と比較して評価精度の検討を行った。得られた結論は以下の通りである。(1) いずれの鋼種においても、疲労き裂進展速度は繰返しJ積分範囲をパラメータとして、またクリープき裂進展速度は修正J積分をパラメータとして、評価できることが明らかとなった。(2) いずれの鋼種においても、疲労き裂進展速度、クリープき裂進展速度とも、圧延材と鍛造材、母材と溶接部(溶接金属,ボンド部,HAZ部)の間に有意差は認められなかった。(3) SUS304,2.25Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼の疲労およびクリープき裂進展速度の平均傾向を、繰返しJ積分範囲および修正J積分をパラメータとした指数則により定式化した。(4) 上記の指数則の係数と指数が同時正規確率関数に従うと仮定して、き裂進展速度の確率的評価を行い、平均傾向からのバラツキを定式化した。(5) 2次元貫通き裂の有限要素法解析結果から、修正J積分の時間積分であるクリープJ積分範囲の簡易予測式を開発した。この式による予測結果を試験結果と比較した結果、良好な一致を示すことが明らかとなり、これまでに動燃事業団が開発してきた3次元表面き裂のJ積分評価法の妥当性が確認された。

論文

Observation of surface composition during ECR discharge cleaning JFT-2M

松崎 誼; 大塚 英男; 谷 孝志

Japanese Journal of Applied Physics, 25(3), p.L209 - L211, 1986/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:46.68(Physics, Applied)

JFT-2Mトカマクにおいて電子サイクロトロン共鳴プラズマによる放電洗浄(ECR-DC)を行った。ECR-DCの装置として2.45GHz,5kW CWの高周波発振装置とヘリカルアンテナ付ランチャーを製作・据付けた。ECR-DCの洗浄効果を直接観察するため、Moサンプルをリミタ位置まで挿入・照射し,その場でオージェ電子分光器(AES)で表面成分を観察した。その結果、酸素成分は照射前の28at.%から9at.%と約1/3に減少した。母材であるMoでは12at.%から34at.%となり、照射前より約3倍露出した。炭素成分は一旦減少するが、その後徐々に増加する。増加した炭素のオージェ電子ラインの形は、純粋なカーボンに似ている。120$$^{circ}$$Cベーキング中での放電洗浄ではイオウが現われる。これはステンレス鋼中のイオウが、ベーキングによって表面へ露出し、それがプラズマによりサンプル表面へ移送・堆積したものである。

報告書

SUS304鋼溶接部の疲労き裂伝播に関する研究; 溶接残留応力下でのき裂伝播挙動の予測

柴田 勝之; 川村 隆一

JAERI-M 82-049, 27 Pages, 1982/05

JAERI-M-82-049.pdf:0.92MB

構造物の溶接部では、しばしば高い残留応力が発生し、これに基因したき裂の発生および伝播による破損が多く起っている。溶接残留応力がき裂発生が伝播に多くの影響を持つことは従来から指摘されているが、残留応力を定量的に把握することやき裂伝播との相互作用の解析が困難であることから、き裂伝播におよぼす残留応力の影響に関してはあまり明らかにされていない。残留応力中を疲労き裂が伝播するとき、き裂伝播にともなって残留応力の解放・再分配が起こる。また、残留応力と疲労荷重の重畳効果も発生する。本報では以上のようなッ残留応力中のき裂伝播挙動予測に関して簡易解析法を提案するとともに、予測結果と実験結果の比較を行った。

口頭

「もんじゅ」データを活用したマイナーアクチニド核変換の研究,11; UO$$_{2}$$母材MAターゲット燃料を分散装荷する非均質装荷炉心

藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*

no journal, , 

核変換量と安全性に係わる反応度係数の調和を考慮したMA核変換炉心概念を開発している。前報では、MAを炉心燃料の軸方向下部に装荷する炉心概念、およびMOX母材のMAターゲット燃料を内側炉心と外側炉心領域の境界にリング状に装荷する炉心概念を報告した。引き続き本報では、UO$$_2$$母材のMAターゲット燃料を炉心領域に分散装荷する非均質装荷炉心の核的な検討結果を報告する。高含有率のMA燃料を局在化できる非均質装荷法の利点を確保しつつ、減速材の利用やターゲット燃料の炉内滞在期間の最適化により、他の非均質装荷炉心と同等のMA核変換量を達成できる見通しを得た。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験

三島 理愛; 柴田 裕樹; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の燃焼により生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物に関する知見を得るため、単相固溶体型MA窒化物燃料の模擬物質であるGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を実施した。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPd金属を混合成型し、Ar気流中1323Kで加熱して得られた反応後試料について、SEM-EDS測定より、Gd, Zr, Pdからなる反応生成物と、未反応で残存したGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$Nが確認された。XRD測定結果より、試料は未反応のGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$N,ZrN、及びGdPd$$_{3}$$と同じ結晶系で格子定数が小さい物質(a=0.40212 $$pm$$ 0.00004 nm)からなることがわかった。これらの結果から、1323KでのGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの反応によって立方晶系(AuCu$$_{3}$$型)のGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$が生成することが示された。また、生成したGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$中のGdとZrのモル比はおよそ1:2で、反応前の窒化物固溶体中と比べてZrの比率が小さいことから、本実験条件ではZrよりもGdの方がPdと金属間化合物を生成しやすいことが示唆された。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験,2; 生成物組成の反応温度依存性

三島 理愛; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材としたMA核変換用窒化物燃料の燃焼で生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物の研究は、この燃料の再処理方法を検討する上で重要である。われわれはこれまでに、アクチノイド模擬物質Gdを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験(1323K)において立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$ (x=0.4)が生成することを報告した。一方でDy$$_{0.3}$$Zr$$_{0.7}$$NとMo-Ru-Rh-Pd合金の高温反応試験(1623K)ではZrを含まないDyPd$$_{3}$$が生成したという報告がある。本研究では生成物組成の反応温度依存性についての知見を得るため、Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を1418-1623Kにおいて行った。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdをモル比4:3.1で混合成型しAr気流中で加熱した試料のXRD及びSEM-EDS測定結果から、(1)本温度範囲においても立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$が生成し、(2)反応温度の上昇に伴いGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$のGd比は増加して1623Kでx=0.6となることがわかった。

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