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論文

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW$$>$$SR$$>$$RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

Hydrogenation of $$L$$1$$_{2}$$-type AlNi$$_{3}$$ alloy at high pressure and temperature

遠藤 成輝*; 齋藤 寛之; 町田 晃彦; 片山 芳則

Journal of Alloys and Compounds, 645(Suppl.1), p.S61 - S63, 2015/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

We investigated the hydrogenation of the $$L$$1$$_{2}$$-type AlNi$$_{3}$$ alloy at 3 GPa and 500$$^{circ}$$C using in situ synchrotron radiation X-ray diffraction measurements. An isotropic lattice expansion was observed to have occurred owing to the hydrogenation, and a novel hydride (AlNi$$_{3}$$H$$_{x}$$) was formed. Because of such isotropic lattice expansion, the hydrogen-occupied sites were the body-center sites of the $$L$$1$$_{2}$$ structure (P$$m$$-3$$m$$). In this case, the hydrogen content was calculated to be $$x$$ = 1.0, which is consistent with the experimental results. The AlNi$$_{3}$$H$$_{x}$$ hydride was stable under ambient conditions.

論文

Hydrogenation of a TiFe-based alloy at high pressures and temperatures

遠藤 成輝*; 斉田 愛子*; 中村 優美子*; 齋藤 寛之; 町田 晃彦

International Journal of Hydrogen Energy, 40(8), p.3283 - 3287, 2015/03

 被引用回数:10 パーセンタイル:63.58(Chemistry, Physical)

We investigated the hydrogenation of a ternary TiFe$$_{0.8}$$Mn$$_{0.2}$$ alloy under high pressure (up to 6.5 GPa) and at high temperature (up to 600 $$^{circ}$$C) by in situ synchrotron radiation X-ray diffraction measurements. A chemical order-disorder phase transition and the formation of body-centered cubic (BCC) hydride were observed. The phase-transition temperature was 400 $$^{circ}$$C, which is 200 $$^{circ}$$C lower than that of a binary TiFe alloy. A disproportionation reaction, which was observed for the binary TiFe alloy, did not occur at this temperature. The BCC hydride existed stably, and new hydrides were not formed after the BCC hydride became a single phase. Since the unit cell volume of the BCC hydride was almost equal to that of the hydride, TiFe$$_{0.8}$$Mn$$_{0.2}$$H$$_{1.8}$$, under the same pressure-temperature conditions, the hydrogen content of the former was roughly estimated as the same as that of the latter (hydrogen to metal atom ratio = 0.9).

論文

Phase diagram of the Eu-H system at high temperatures and high hydrogen pressures

齋藤 寛之; 町田 晃彦; 松岡 岳洋*; 青木 勝敏*

Solid State Communications, 205, p.24 - 27, 2015/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:73.73(Physics, Condensed Matter)

The phase boundary between the hydrogen rich phases EuH$$_{it{x}}$$-III and EuH$$_{it{x}}$$-IV is determined by X-ray diffraction and infrared absorption measurements. Phase IV is characterized as a high temperature phase of phase III over an investigated pressure range of 4 - 10 GPa. The transition temperature exhibits a maximum value of 550 K at 7 GPa, where the slope of the boundary switches from positive to negative.

報告書

EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価

篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB

EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。

論文

Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$; Iron-containing complex hydride with high gravimetric hydrogen density

齋藤 寛之; 高木 成幸*; 松尾 元彰*; 飯島 祐樹*; 遠藤 成輝*; 青木 勝敏*; 折茂 慎一*

APL Materials (Internet), 2(7), p.076103_1 - 076103_7, 2014/07

 被引用回数:15 パーセンタイル:35.4(Nanoscience & Nanotechnology)

Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$, which has the highest gravimetric hydrogen density of iron-containing complex hydrides reported so far, is synthesized by hydrogenation of a powder mixture of iron and LiH above 6.1 GPa at 900 $$^{circ}$$C. ${it In situ}$ synchrotron radiation X-ray diffraction measurements reveal that while kinetics require high temperature and thus high pressure for the synthesis, Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$ is expected to be thermodynamically stable slightly below room temperature at ambient pressure; further synthetic studies to suppress the kinetic effects may enable us to synthesize Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$ at moderate pressures. Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$ can be recovered at ambient conditions where Li$$_{4}$$FeH$$_{6}$$ is metastable.

論文

Neutronics assessment of advanced shield materials using metal hydride and borohydride for fusion reactors

林 孝夫; 飛田 健次; 西尾 敏; 池田 一貴*; 中森 裕子*; 折茂 慎一*; 発電実証プラント検討チーム

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1285 - 1290, 2006/02

 被引用回数:18 パーセンタイル:20.22(Nuclear Science & Technology)

核融合炉先進遮蔽材料としての金属水素化物及びホウ化水素の中性子遮蔽性能を評価するために中性子輸送計算を行った。これらの水素化物はポリエチレンや液体水素よりも水素含有密度が高く、一般的な遮蔽材よりも優れた遮蔽性能を示した。水素解離圧の温度依存性からZrH$$_{2}$$とTiH$$_{2}$$は1気圧において640$$^{circ}$$C以下で水素を放出することなく使用可能である。ZrH$$_{2}$$とMg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$は、鉄水混合材料よりも遮蔽体の厚さをそれぞれ30%と20%減らすことができる。水素化物とF82Hとの混合により$$gamma$$線の遮蔽性能が高くなる。中性子及び$$gamma$$線の遮蔽性能は以下の順で小さくなる:ZrH$$_{2}$$$$>$$Mg(BH$$_{4}$$)$$_{2}$$ and F82H$$>$$TiH$$_{2}$$ and F82H$$>$$water and F82H。

報告書

反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力及び破損限界に及ぼす被覆管水素脆化の影響

富安 邦彦; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-022, 128 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-022.pdf:16.11MB

高燃焼度燃料の反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力を明らかにし、また破損限界に対する被覆管水素脆化の影響を検討するため、高燃焼度PWR燃料を模擬した未照射燃料棒を対象とする反応度事故模擬実験をNSRRにおいて実施した。未照射ペレットを用いることでPCMI駆動力をペレット熱膨張に限定し、あらかじめ水素を吸収させた被覆管を用いることにより、燃焼の進行に伴う被覆管の機械的性質劣化のうち水素脆化の影響を抽出した。計14回の実験を行い、7実験において被覆管が破損した。燃料過渡挙動及び破損形態の点で、高燃焼度PWR燃料と同様のPCMI破損が生じた。これは高燃焼度燃料のPCMI破損における駆動力はペレット熱膨張で説明でき、FPガスの寄与は小さいことを示す。破損しなかった燃料棒においても、被覆管外周部の水素化物析出層(水素化物リム)とその内側の金属層との境界でとどまる多数の径方向亀裂が生じていたことから、金属層の強度が破損限界に対して重要であることが示唆される。破損時燃料エンタルピは水素化物リム厚さとよい相関があり、リム厚さの増大に伴い低下する傾向を示した。

論文

Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.58 - 65, 2005/01

 被引用回数:35 パーセンタイル:8.15(Nuclear Science & Technology)

水素添加ジルカロイ-4被覆管に対し室温及び620Kにおいてバースト試験を行った。NSRRでのパルス照射時に高燃焼度燃料で起こる急激なPCMIを模擬し、加圧速度は最高3.4MPa/msまで高めた。被覆管中の水素濃度範囲は150$$sim$$1050ppmであり、高燃焼度PWR燃料被覆管と同様に被覆管外周部に水素化物を集積させ、「水素化物リム」を形成させた。室温試験で、水素吸収被覆管は軸方向に長い亀裂を呈して破損した。水素化物リムでは、脆性的な破壊が見られ、破損形態はNSRR実験で観察されたものと同じであった。また、水素化物リムにより、破裂圧力や周方向残留ひずみは明確に低下した。水素化物リムの厚さが被覆管肉厚の18%を超える場合、620Kにおいても周方向ひずみは非常に小さかった。本研究の結果は、RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損において水素化物集積層が重要な役割を果たすことを示している。

論文

Behavior of uranium-zirconium hydride fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志; 上塚 寛

Proceedings of 7th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (ENS RRFM2003), p.109 - 113, 2003/03

TRIGA炉燃料として世界的に使用されているウラン水素化物ジルコニウム燃料(U-ZrHx)について、事故条件下での燃料挙動データを得ることを目的とし、NSRR実験を行った。これまでに5回のパルス実験をピーク燃料エンタルピ187$$sim$$483J/gの範囲で実施した。483J/gの実験で被覆管表面最高温度は約840Kに達した。被覆管表面温度は、パルス出力とともに急激に高くなり、187J/g以上の実験でDNBが生じた。DNBは、UO$$_{2}$$燃料棒を用いたNSRR実験と比べ、より低い燃料エンタルピで生じていた。燃料棒内圧は最高1MPaまで上昇した。これは、燃料から解離した水素の放出を示唆している。予備解析によると、480J/gの燃料エンタルピで、平均温度は約1300Kであり、過渡加熱条件での水素の解離圧は平衡圧に比べ十分小さい結果となった。U-ZrHx燃料ではペレットと被覆管のギャップが小さいため、比較的低いエンタルピからペレット/被覆管機械的相互作用による被覆管変形が生じ、過渡変形が最高約3%に達した。試験燃料棒は、これまでの実験範囲では破損は生じず、また337J/g以下の実験では、燃料溶融及びマイクロクラックの発生等の燃料ペレットミクロ組織の変化は観察されていない。

報告書

温度遷移による高燃焼度PWR燃料被覆管の機械特性変化

永瀬 文久; 上塚 寛

JAERI-Research 2002-023, 23 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-023.pdf:1.94MB

軽水炉の異常過渡や事故時の燃料棒健全性を評価するための基礎データを得ることを目的に高燃焼度PWR燃料被覆管を673~1173Kで0~600s間加熱し、室温においてリング引張試験を実施した。試験の結果から、加熱温度と加熱時間に依存した被覆管強度と延性の変化が明らかになった。温度遷移による機械特性の変化は、主に、照射欠陥の回復,ジルカロイの再結晶,相変態,それらに伴う水素化物析出形態の変化に対応しているものと考えられる。また、未照射被覆管との比較により、高温においても短時間では照射の影響が消失しない可能性が示された。合わせて、高燃焼度PWR被覆管の半径方向水素濃度分布を測定し、被覆管外表面部で約2400wtppmという高濃度の水素を検出した。このような高濃度の水素集積は、高燃焼度PWR燃料被覆管の延性低下や加熱後の延性変化と密接に関連すると考えられる。

論文

Design, fabrication and irradiation experience of actinide-hydride fuel capsule in the JMTR

小森 芳廣; 雨澤 博男; 小向 文作; 鳴井 実*; 小無 健司*

KAERI/GP-195/2002, p.3 - 10, 2002/00

アクチニド水素化物燃料は高レベル廃棄物に含まれる長寿命アクチニドの核変換への応用を目的に研究されており、初めての照射試験がJMTRにて実施された。本報告ではこの照射試験のためのキャプセルの設計,製作及び照射結果についてまとめた。U/Th/Zr/Hの複合組成を有する燃料ペレットは合金化,水素化の過程を経て製作されたが、寸法誤差は予想範囲内であった。燃料ペレットからの水素の解離を防ぐため、照射温度は燃料ペレット表面で873K以下になるよう設計した。燃料ペレットはJMTRにて2サイクル照射され、測定された照射温度は設計値と良く一致した。また、燃料ペレットの燃焼度は0.2%FIMAに達した。

報告書

水素添加ジルカロイ-4燃料被覆管の620Kにおける高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 2000-046, 31 Pages, 2000/12

JAERI-Research-2000-046.pdf:3.72MB

RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損挙動を調べるために、水素を添加した被覆管に対する高速加圧バースト試験を620Kで実施した。本試験は、NSRRパルス照射時に高燃焼度燃料棒で生じる急激なPCMIを模擬するものである。水素濃度と半径方向の水素化物分布を変えた非照射Zry-4管を、最大加圧速度0.2MPa/msで加圧し破裂させた。試験の結果、被覆管は昇圧開始後400ms以内に破裂した。高燃焼度燃料被覆管を模擬し被覆管外面に水素化物を集積させた被覆管は、試験の比較的早い段階に破裂し、破裂圧力は相対的に低下した。また、水素化物集積する領域の厚さが100$$mu$$mを超える被覆管では、周方向残留ひずみは非常に小さく、1.1~2.8%であった。本試験の結果は、620Kにおいても、被覆管外面への水素化物集積が、パルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損挙動に重要な役割を果たすことを示している。

報告書

室温における水素吸収ジルカロイ-4燃料被覆管の高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB

高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。

論文

Hydride morphology and hydrogen embrittlement of Zircaloy fuel cladding used in NSRR/HBO experiment

永瀬 文久; 上塚 寛

Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.677 - 684, 1997/03

NSRRにおける、PWR高燃焼度燃料に対するパルス照射実験(HBO実験)の結果を評価することを目的に、同じ燃料集合体(大飯1号炉、4サイクル照射)から引き抜いた燃料棒(47GWd/t)に対する照射後試験を行った。燃料棒軸方向10ヶ所における水素分析結果から、水素濃度分布は第2スピン内にピーク濃度(約380ppm)を持ち、燃料棒内で軸方向で大きく変化することが分かった。NSRRで照射されるセグメント燃料は異なるスパンから採取されるため、水素濃度の差がパルス照射時のセグメント燃料の挙動に影響を与えたかもしれない。また、被覆肉厚内で半径方向に水素化物密度の大きな変化が見られ、外面近傍で水素化物の顕著な偏析が認められた。画像解析装置を用いた解析から外面近傍は平均よりもかなり高い水素濃度を持つことが推定される。この水素化物の偏在は運転時の被覆肉厚中の温度分布によって生じるが、パルス照射時にはクラック発生源となる。

報告書

ジルコニウム合金の水素脆化に関する研究の現状と課題

永瀬 文久; 清野 俊*; 小松 和志*; 古田 照夫

JAERI-Review 95-012, 122 Pages, 1995/08

JAERI-Review-95-012.pdf:4.42MB

軽水炉燃料の高燃焼度化に伴い、ジルカロイ燃料被覆管の水側腐食量と水素吸収量が増加する。そのため、ジルカロイの水素脆化が燃料棒の寿命を決定する主な要因のひとつになると考えられる。本報告では、照射材を含むジルコニウムとその合金の水素脆化に関するこれまでの研究をレビューし、高燃焼度燃料被覆材の延性低下に関する研究課題を検討した。ジルコニウム合金の水素脆化に関してこれまでに多くの基礎的な研究がなされてきた。しかし、高燃焼度燃料被覆管の脆化機構は複雑であり、特に、水素化物と照射欠陥が複合的に大きな効果を及ぼすと考えられる。更に高い燃焼度まで燃焼させた被覆管の延性低下を適切に評価するためには、系統的な試験によりこれら2つの因子による複合的な影響を把握する必要がある。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

論文

Study on the formation of $$alpha$$-U$$_{2}$$N$$_{3+x}$$ using unstable ammonia; Reaction sequence and control of nitrogen activity

芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 桂 正弘*

Journal of Alloys and Compounds, 223, p.39 - 44, 1995/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.08(Chemistry, Physical)

解離平衡が成立していないアンモニアを用いて、ウラン窒化物生成反応実験を行い、その生成プロセス及び気相の窒素活量制御について調べた。アンモニアは、その化学式から推測されるように、反応条件によっては、窒化作用と水素化作用を有する。平衡状態にあるアンモニアと比較して、非平衡状態にあるアンモニアの窒素及び水素活量は、極めて高くなることが理論的に示されており、金属との反応では、300$$^{circ}$$C程度の低温でも速やかに窒化反応が進行することが知られている。反応実験の結果、アンモニアとウラン金属との反応による窒化物生成過程では、中間生成物であるウラン水素化物の窒化物への転換反応が律速段階になっていることがわかった。また、アンモニアに水素を添加することによって、気相の窒素活量を制御できることがわかった。

報告書

NSRR実験におけるポリエチレンおよび水素化ジルコニウムの減速材としての特性

中村 武彦; 山崎 利; 傍島 眞

JAERI-M 94-029, 99 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-029.pdf:3.49MB

原研では、NSRRを用いた第I期および第II期実験として軽水発電炉の燃料棒の反応度事故時の挙動を調べる実験を行っている。この実験に続き、高速炉燃料をナトリウム冷却条件でパルス照射する第III期実験を計画し、現在、ナトリウムを実験用カプセルに充填するためのナトリウム純化ループの建設および試作実験カプセルの製作を行っている。NSRRでは実験燃料を破損させるに十分な高い過出力を実験燃料に与えるためには、NSRR炉心からの中性子を十分に減速させる必要がある。従来の軽水炉燃料実験では、軽水を冷却材/減速材として利用して来たが、ナトリウム冷却条件で行う高速炉燃料実験ではポリエチレンあるいは水素化ジルコニウムを使う必要がある。これらの減速材の性能を炉内実験で調べ、軽水と同等の能力がある事を確認した。また、温度特性実験ではいずれの減速材も300$$^{circ}$$Cまでは分解等によるガス発生も小さく問題なく使用出来る事が分った。

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