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論文

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
 被引用回数：6 パーセンタイル：43.30(Nuclear Science & Technology)

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。$$gamma$$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。

報告書

A Study on density, melting point, thermal expansion, creep, thermal diffusivity and thermal conductivity of the simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤 和章; 大道 敏彦*; 白数 訓子; 室村 忠純; 松田 哲志*

JAERI-Tech 99-032, 65 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-032.pdf:3.23MB

便宜的にPuO$$_{2}$$をUO$$_{2}$$で代替した模擬岩石型燃料を製造し、炉外試験に供した。得られた主たる知見は以下のとおり。(1)模擬岩石燃料のガス置換密度(GID)は、4.9から5.4g/ccの範囲であり、その値はUO$$_{2}$$の47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点(MP)は1,911$$pm$$39$$^{circ}$$Cであり、UO$$_{2}$$の融点より30%低かった。(3)線膨張係数(LTE)は、温度1500$$^{circ}$$Cまで模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$燃料に差異はなかった。(4)模擬岩石燃料のクリープ速度はMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$成分に強く依存した。(5)硬度(Hv)はMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$の構成成分であるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$に対して敏感で、その量の増加によって模擬岩石燃料はより硬くなった。温度300$$^{circ}$$Cまでの範囲で模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$の硬度を比較したが、前者は後者に比べ著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$との間に大きな差異はない。同様に、模擬岩石燃料とGd$$_{2}$$O$$_{3}$$を10wt%まで添加したUO$$_{2}$$燃料との間の熱拡散率にも差異はなかった。模擬岩石燃料の熱伝導率とUO$$_{2}$$のそれとに差異はなかった。

論文

Out-of-pile tests of simulated rock-like oxide (ROX) fuels

柳澤 和章; 大道 敏彦*; 室村 忠純; 松田 哲志*; 白数 訓子

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(2), p.160 - 168, 1999/02

https://doi.org/10.3327/jnst.36.160
 被引用回数：4 パーセンタイル：34.88(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所は、PuO$$_{2}$$安定化ジルコニウム(SZR)-MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$からなる新型の燃料すなわち岩石型(ROX)燃料を開発中である。データベース強化のため、PuO$$_{2}$$をUO$$_{2}$$で置き換えた模擬岩石燃料を製造し炉外試験を実施した。得られた知見は以下の通りである。(1)模擬岩石燃料の密度は、4.9g/ccから5.4g/ccの範囲であり、その値はUO$$_{2}$$の47-52%であった。(2)模擬岩石燃料の融点は2,184$$pm$$39Kであり、UO$$_{2}$$燃料の融点より約30%低かった。(3)線膨張係数(LTEC)は、模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$燃料とで差異はなかった。その値はSZR量の増加とともに大きくなった。(4)模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$のクリープ特性を応力指数すなわち変形速度と適用応力の対数値とで比べたところ、両者のそれには類似性が見られた。(5)硬度はMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$に依存した。模擬岩石燃料の硬度はUO$$_{2}$$のそれより著しく大きかった。(6)熱拡散率に関して、模擬岩石燃料とUO$$_{2}$$との間に大きな差異はない。同様に、熱伝導率についても両者の差は小さかった。

論文

Effects of concurrent irradiation with ions and electrons on the formation process of defect clusters in covalent and ionic crystals

木下 智見*; 阿部 弘亨; 前田 真一*; 福元 謙一*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.152 - 160, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)00389-0
 被引用回数：13 パーセンタイル：75.66(Materials Science, Multidisciplinary)

共有結合性およびイオン結合性結晶中の照射欠陥形成過程に対する、カスケード、点欠陥、イオン化の相乗効果について理解するために、イオン・電子同時照射実験を行い、解析した。共有結合性結晶では、イオン照射に伴いカスケードのコントラストが電子顕微鏡にて観察された。そして同時照射によるコントラストの消滅がみられ、点欠陥の照射誘起または励起拡散によるものであることが判った。一方、イオン結晶ではカスケードのコントラストは観察されなかったが、重照射により転位ループが観察された。転位ループ形成過程に対するイオン・電子同時照射効果はみられず、材料内に均一にイオン化を引き起こすような照射は、転位ループの核形成・成長過程に重要ではないことが解った。

論文

Defect formation in ion-irradiated Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ and MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$; Effects of grain boundaries and fusion transmutation products

山田 礼司; S.J.Zinkle*; G.P.Pells*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.640 - 644, 1992/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(09)80125-6
 被引用回数：21 パーセンタイル：85.18(Materials Science, Multidisciplinary)

多結晶MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$とAl$$_{2}$$O$$_{3}$$にイオン照射を行い、キャビティーと転位ループ形成におよぼすはじき出し損傷効果と核融合変異生成物効果を調べた。Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の場合、Ar$$^{+}$$イオン照射のみ、H、He、Cイオン予注入後Ar$$^{+}$$イオン照射の両方のケースでキャビティーが生成した。また、高温高照射量のときに粒界近傍に大きなキャビティーが優先的に形成すること、粒の結晶方向にも依存することがわかった。一方、MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$の場合、高温または高照射のときにH、He、Cイオンを予注入した試料のみにキャビティーが生成されたこと、照射欠陥の無い領域が粒界近傍にあり、ある条件下でその領域が増加することが見い出された。

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