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論文

Chemisorption behavior of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ under high temperatures and various water vapor concentrations

Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 井元 純平*; 高野 公秀

Journal of Nuclear Materials, 631, p.156826_1 - 156826_12, 2026/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156826
 被引用回数：0

It is estimated that considerable amounts of Cs remain in the reactors at the Fukushima Daiichi nuclear power plant and may react with the reactor materials such as UO$$_{2}$$ fuel as reported by our previous paper. In order to understand the chemisorption behavior of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ fuel, chemisorption tests between CsOH vapor on UO$$_{2}$$ under different water vapor concentrations and temperatures were performed. As predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the poor water vapor condition, chemisorption to form Cs$$_{2}$$UO$$_{4}$$ occurred even at 1273 K. On the other hand, as predicted by the thermodynamic analysis, the experimental result indicated that, under the rich water vapor condition, chemisorption to form Cs$$_{2}$$U$$_{4}$$O$$_{12}$$ occurred at 1273 K and 1473 K. Therefore, this study demonstrates the crucial role of thermodynamics in predicting the conditions under which chemisorption occurs. In addition, it was suggested that the chemisorption rate of CsOH vapor on UO$$_{2}$$ pellet was considerably higher than that onto type 304 stainless steel.

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.03.005
 被引用回数：6 パーセンタイル：41.57(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Thermal expansion and thermal conductivity of cesium uranates

高野 公秀; 湊 和生; 福田 幸朔; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(7), p.485 - 493, 1998/07

https://doi.org/10.3327/jnst.35.485
 被引用回数：4 パーセンタイル：37.83(Nuclear Science & Technology)

酸素ポテンシャルの高い酸化物燃料中において生成することが熱力学的に予測されているCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$とCs$$_{2}$$U$$_{2}$$O$$_{7}$$を、U$$_{3}$$O$$_{8}$$とCs$$_{2}$$CO$$_{3}$$から調整し、熱膨張率及び熱伝導率を測定した。高温X線回折法による格子定数の温度依存性から求めたCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$の線熱膨張は、室温から973Kまでで1.2%であり、Cs$$_{2}$$U$$_{2}$$O$$_{7}$$については1073Kまでで1%であった。CS$$_{2}$$UO$$_{4}$$とCs$$_{2}$$U$$_{2}$$O$$_{7}$$のディスク状試料を作製し、レーザーフラッシュ法により熱拡散率を測定した。測定値に密度と比熱を掛け、熱伝導率を温度の関数として決定した。100%理論密度に換算したCs$$_{2}$$UO$$_{4}$$の熱伝導率は980Kで1.18W/mKでありUO$$_{2}$$の約30%であった。Cs$$_{2}$$U$$_{2}$$O$$_{7}$$については1093Kで0.94W/mKであり、UO$$_{2}$$の約27%であった。

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