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論文

Irradiation experiment of ZrC-coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 石川 明義; 冨田 健; 飯田 省三; 関野 甫

Nuclear Technology, 130(3), p.272 - 281, 2000/06

 被引用回数:59 パーセンタイル:4.19(Nuclear Science & Technology)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補の一つである。ZrC被覆燃料粒子とSiC被覆燃料粒子の高温における照射性能を比較するために、同一条件の下で、キャプセル照射試験を実施した。照射温度は1400-1650$$^{circ}$$C、燃焼率は4.5%FIMAであった。照射後試験の粒子断面観察において、ZrC被覆層にはパラジウムによる腐食は観察されなかったが、SiC被覆層にはパラジウム腐食が認められた。被覆層の貫通破損率の検査では、ZrC被覆燃料粒子には有意な破損は認められなかったが、SiC被覆燃料粒子には照射による破損が認められた。ZrC被覆燃料粒子の高温における優れた照射性能が明らかになった。

報告書

HRB-22 capsule irradiation test for HTGR fuel; JAERI/USDOE collaborative irradiation test

湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; Baldwin, C. A.*; Gabbard, W. A.*; O.F.Kimball*; Malone, C. M.*; F.C.Montgomery*; B.F.Myers*; N.H.Packan*

JAERI-Research 98-021, 187 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-021.pdf:13.23MB

日米高温ガス炉燃料共同照射試験として、日本の燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIR炉で照射し、引き続き照射後試験を行った。本報告書では、(1)被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトの照射前特性評価、(2)照射条件及び被覆粒子燃料の照射健全性の指標となる照射中の核分裂ガス放出、(3)外観検査、寸法検査、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定などの照射後試験、並びに(4)事故時条件における燃料の健全性及び核分裂生成物の放出挙動を調べるための照射済み燃料を用いた1600~1800$$^{circ}$$Cにおける事故時挙動試験について記述した。

報告書

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定を行った。SiC層破損粒子では、$$^{144}$$Ce、$$^{106}$$Ru及び$$^{125}$$Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs及び$$^{154}$$Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

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