| 研究概要 |
1.金属燃料と被履管との両立性に関する研究
Fe_2ZrとCr_2Zr合金の蒸気圧測定を高温質量分析計を用いて1476-1756Kの範囲で行った。実測したFe(g)とCr(g)分圧から両合金の生成自由エネルギーを決定し,金属燃料(U-Pu-Zr合金)とステンレス被履管との間の予想反応生成物である(Fe,Ni,Cr)-Zn合金,(U,Pu)-(Fe,Ni)合金等の生成自由エネルギーと比較した。その結果,原子炉通常運転時の温度下でも上記反応生成物が生じることがわかった。
2.金属燃料の耐酸化性の研究
U-Pu-Zr金属燃料の製造時や事故時の健全性評価の基礎データを得る為,U-10at%ZrとU-20at%Zr合金の空気中およびアルゴン中での酸化挙動を423-1063Kの範囲で熱天秤を用いて調べた。低温域(T<500K)では表面反応と拡散律速が共存しており,後者ではUO_2酸化被膜中の酸素の拡散が支配的であった。高温域では,試料の割れと酸化膜の形成が同時に生じており,みかけ上は表面反応律速であった。従来の純ウラン金属と比較すると,U-Zr合金の酸化速度定数は全温度域でやや小さかった。U-Zr合金は500K以上の温度域での酸化によって割れたり,微粉末化することが明らかになった。
3.核分裂生成物と金属燃料または被履管との反応に関する研究
(1)Te-Cr系化合物の高温熱容量測定
室温から900Kの範囲で熱容量を測定し,規則-不現則転移,相境界,融点等の相平衡を明らかにした。
(2)Pd-Zr系化合物の高温蒸気圧測定と熱力学データの総合評価
質量分析計を用いてPd(g)分圧を測定し,各種化合物の生成自由エネルギーを決定した。また従来のデータと既存の相平衡図等から現時点で最も信頼性の高いZr-Pd系の高温熱力学データを決定した。
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