平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

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NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

凸型炉心形状による再臨界防止固有安全高速炉に関する研究開発,3; 軸芯燃料用中性子吸収材の検討

舘 義昭; 高木 直行*; 若林 利男*; 高橋 信*

no journal, , 

高速炉炉心の損傷事故時の再臨界防止のため、通常運転時にはMOX燃料の軸芯部(12mm)に留まりMOX燃料の燃焼を妨げず、燃料溶融時に溶融燃料中に分散する中性子吸収材を包含した軸芯燃料の開発を進めている。今回、中性子捕獲断面積の大きいホウ素(B), サマリウム(Sm), ユーロピウム(Eu), ガドリニウム(Gd), ジスプロシウム(Dy)について、融点、沸点などの物性調査とともに燃料溶融時の分散性を模擬物質で検討し、軸芯燃料用中性子吸収材としての適用性を検討した。物性調査からいずれの元素の単体及び酸化物においても融点がMOX燃料の通常運転時の中心温度よりも低く固相が維持できないため、単一構造で適用することが困難なことが判明した。また、Sm, Eu, Dyの単体及びBOは沸点がMOX燃料融点よりも低いため適用自体が困難であることが判明した。分散性の評価結果も含めて検討すると、中性子吸収材としては、B, BC, Gd, GdO, SmO, DyOをWやReなどの高融点金属で被覆したものとすることが必要となることが明らかとなった。