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論文

Thermodynamic and thermophysical properties of the actinide nitrides

宇埜 正美*; 西 剛史*; 高野 公秀

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.7, p.202 - 231, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11749-7

2012年にエルゼビア社から初版が刊行された原子力燃料・材料の詳説のうち、アクチニド窒化物の熱力学と熱物性に関して、近年論文として公開された最新の研究成果を追記して内容の充実化を図り改訂した。追記した主要なデータは、核変換用窒化物燃料の窒化ジルコニウム母材中へのアクチニド窒化物の固溶度、アクチニド窒化物中での自己照射損傷による結晶格子膨張とそれに伴う熱伝導率低下、窒化ジルコニウムを母材としたマイナーアクチノイド含有燃料の熱伝導率の組成依存性、および窒化キュリウムの熱膨張である。

論文

Effect of absorbed hydrogen on the stress corrosion cracking (SCC) susceptibility of unirradiated Zircaloy cladding

天谷 政樹; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1091 - 1099, 2004/11

https://doi.org/10.3327/jnst.41.1091
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

未照射ジルカロイ被覆管の応力腐食割れ(SCC)感受性に及ぼす吸収水素の影響を調べた。文献から得られたデータは、ジルカロイ-2及び-4の種類によらず、SCCしきい応力($$sigma$$$$_{th}$$)に対する0.2%耐力($$sigma$$$$_{0.2}$$)が60ppm以下の水素濃度において水素濃度の増加とともに増加することを示している。ヨウ素ガスと水素を含むジルコニウムとの間に生じる反応について、熱力学計算を行った。その結果、水素濃度が増加すると反応が生じにくくなること、及び水素濃度が90ppm以下でのみジルコニウムとヨウ素ガスとが反応することが示唆された。これらの傾向は、水素濃度に対する$$sigma$$$$_{th}$$と$$sigma$$$$_{0.2}$$の比の傾向と一致していることから、水素がヨウ素ガスとジルコニウムとの間の反応に影響を及ぼし、ジルカロイ被覆管のSCC感受性を低下させていると考えられる。

論文

Thermochemical modeling of actinide alloys related to advanced fuel cycles

小川 徹; 赤堀 光雄; R.G.Haire*; 小林 紀昭

Journal of Nuclear Materials, 247, p.215 - 221, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00047-0
 被引用回数：11 パーセンタイル：64.92(Materials Science, Multidisciplinary)

超ウラン元素(TRU)を含む燃料の製造、再処理、照射挙動予測のために、熱化学的解析は不可欠な手段となってきている。TRU含有合金、窒化物に関する熱力学的モデル化の現状とその応用例を紹介する。また、併せて、アクチノイド合金化挙動解明のための最近の実験的研究の成果を報告する。

報告書

状態図ならびに幾つかの緩い境界条件からの合金の熱力学的性質の推定

小川 徹; 岩井 孝

JAERI-M 89-063, 46 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-063.pdf:1.1MB

状態図ならびに幾つかの緩い境界条件に基づいて、合金系の熱力学的性質を予測するための一連のプログラムを作成した。ここで、「緩い境界条件」としては、断片的な熱力学的データ、さらには種々の理論に基づく仮説などを含めることができる。プログラム「TOHSG」は、実測状態図上で採取した平衡関係と、これら「緩い境界条件」とから、原子間相互作用に関するn個のパラメータを未知数とする、m個の連立方程式(m$$>$$n)を作成し、そのチェビシェフ解を求める。また、得られたパラメータを用いて、合金の熱力学的性質を算出する。パラメータは、さらに2つのプログラム「TOGAP」、「TOCOMP」に入力して状態図を再計算することにより、その妥当性を検証することができる。ここでは、応用例として、U-Zr系の解析結果を示した。また、「TOHSG」のプログラムリストならびに入力出力ガイドを付した。

論文

金属燃料の熱力学特性の理論的評価

小川 徹; 岩井 孝

FBR金属燃料サイクルの成立性評価、金属燃料挙動解析コードの開発、その2; 簡易解析コードの改良・検証と詳細解析コードの基本設計、電力中央研究所報告, p.232 - 244, 1989/00

状態図ならびに幾つかの境界条件に基づいて合金系の熱力学的特性を理論的に推足するための手法を開発し、一連のプログラムを作成した。ここでは断片的な熱力学データ、さらに種々の理論に基づく仮説などを含めることができる。モデルでは、液体型合金の熱力学的特性をRedlich-kister型の表式によってとらえ、相互作用パラメータを導入して各成分元素の部分モル自由エネルギーを表す。このモデルを用いてU-Zr系合金の熱力学諸量を推定した。本報告は、昭和63年度原研-電中研共同研究として原研が担当し実施した研究成果であり、金属燃料の照射挙動解析に関する電中研、原研等の共同研究報告書に含まれるものである。

論文

Measurements of O/U ratio and oxygen potential for UO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{chi}$$(0≦x≦0.1)

宇賀神 光弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.228 - 236, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jnst.20.228
 被引用回数：20 パーセンタイル：85.98(Nuclear Science & Technology)

UO$$_{2}$$$$_{+}$$$$_{chi}$$(0≦x≦0.1)のO/U比と酸素ポテンシャル($$Delta$$G$$_{O}$$$$_{2}$$)とを酸素センター併用の熱重量法により測定した。1000°および1200$$^{circ}$$Cの測定から以下の結果を得た。x≧0.015の領域では、本実験によるO/U比と$$Delta$$G$$_{O}$$$$_{2}$$値は従来のデータと良く一致した。0≦x≦0.015の領域では$$Delta$$G$$_{O}$$$$_{2}$$は従来の熱重量測定データより2~15kcal低く、xが減少するにつれその差異が大きくなる。1000°と1200$$^{circ}$$Cの$$Delta$$G値に逆転現象が認められた。その結果、酸素の溶解の部分エントロピーとO/U比曲線に最大値($$Delta$$S$$_{O}$$$$_{2}$$=11e.u.;O/U=2.007)が存在することがわかった。この値はMarkinらのEMF法による結果と概略一致している。

報告書

無機融体の物性値および状態図: Li$$_{2}$$BeF$$_{4}$$

大野 英雄; 大道 敏彦; 古川 和男

JAERI-M 4750, 49 Pages, 1972/03

JAERI-M-4750.pdf:0.86MB

この報告書は、冷却材として有用なLi$$_{2}$$BeF$$_{4}$$(LiF-BeF$$_{2}$$:66-34mole%)の状態図および物性値をまとめたものである。含まれる内容は、主として状態図、物理的性質(密度、粘性係数、蒸気圧、表面張力、熱伝導度、等)、熱力学的性質(比熱、融解熱、エンタルピーおよびエントロピー変化、溶解度、等。)、電気化学的性質(電気伝導度、等。)、光学的性質(ラマンスペクトル)である。

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