トリウム燃料体に関する実験的研究

钍燃料体实验研究

• 批准号: 60040060
• 负责人: 古屋 廣高
• 金额: $ 10.88万
• 依托单位: Kyushu University
• 依托单位国家: 日本
• 项目类别: Grant-in-Aid for Energy Research
• 财政年份: 1985
• 资助国家: 日本
• 起止时间: 1985 至 无数据
• 项目状态: 已结题
• 来源: https://kaken.nii.ac.jp/grant/KAKENHI-PROJECT-60040060/
• 关键词: トリウム; 核燃料; 原子炉; 燃料集合体; 酸化物燃料; 新型燃料; 炭化物燃料; 窒化物燃料; 混合酸化物燃料

トリウム燃料として、酸化物については照射挙動、炭化物、窒化物については製造技術、基礎物性を中心に研究し、次の成果を得た。1.(Th,U)【O_2】焼結体燃料の原子炉照射.;原研材料試験炉(JMTR)で照射した燃料の照射後試験を継続した。一方、新たに破壊強度測定のための中型万能試験材を購入し、(Mg,Ni)O固溶体で応力一歪曲線を測定することによりその性能を検証した。2.イオン照射による照射損傷に関する研究.; U【O_2】を20%,40%含む(Th,U)【O_2】焼結体を数時間加熱後、表面からのU蒸発に伴う表面近傍領域内のU減少挙動を測定した。一方、U【O_2】,Th【O_2】にArイオン(核分裂片を模擬)を照射しながら、オージェ電子スペクトル(AES)を測定した。さらに、(Th,U)【O_2】焼結体の光電子分光スペクトル、表面組織を調べ、照射に伴う原子状態変化について新しい知見を得た。3.Th【O_2】,(Th,U)【O_2】燃料中の構成元素の移動挙動に関する研究。Th【O_2】に【Y_2】【O_3】,【Gd_2】【O_3】の非放射性核分裂生成物を10〜50%添加した燃料を、溶液混合、共沈、焙焼、加圧成型、焼結の工程より製造した。X線回析の結果、固溶限界は約40%で、この濃度以下では、Ca【F_2】相、以上ではCa【F_2】相、希土類酸化物C型構造が出現した。4.炭化トリウムの製造と蒸発特性 ; Th【O_2】(80%),U【O_2】(20%)、C粉末を原料とし、炭素熱還元法で(Th,U)C燃料を製造し、反応機構、反応速度の温度依存性を明らかにした。一方、クニューゼンゼルを用いてThCの蒸発エンタルピー、Th(g)の蒸気圧を測定した。5.炭窒化燃料の製造と鉱酸溶解 ; ThNとCを加熱反応させる方法で、Th(C,N)固溶体を作成後、X線回析により格子定数の組成依存性、中間生成物の結晶構造を決めた。一方、ThNを硝酸で溶解したところすみやかに溶解した。溶解液を低温で加熱乾燥した後、溶解反応物をX線回析で同定した。

ト リ ウ ム fuel と し て, acidification に つ い て は irradiation 挙 move, carbonization, smothering compound に つ い て は manufacturing technology, basic property を center し, times の に research を た. 1.(Th,U) [O_2] 焼 solid fuel 焼 atomic furnace irradiation.;" The original research material laboratory furnace (JMTR)で irradiates た fuel <s:1> irradiates and then the laboratory を継続 た た. One party, the new た に broken 壊 intensity measurement の た め の medium-sized universal を buy し test materials, solid solution (Mg, Ni) O で 応 force a distorted lines を determination す る こ と に よ り そ の performance を 検 card し た. 2. Research on the relationship between に and する injury caused by <s:1> irradiation and による irradiation. U O_2 を 】 20%, 40% of む (Th, U) O_2 】 【 焼 nexus of contracts を some time after heating, surface か ら の U steamed 発 に の nearly alongside with う surface field U reduce 挙 dynamic を determination し た. Side, U, O_2 】 【 Th に O_2 】 【 Ar イ オ ン (fission を simulation) を irradiation し な が ら, オ ー ジ ェ electronic ス ペ ク ト ル (AES) determination of を し た. さ ら に, (Th, U) O_2 】 【 焼 nexus of contracts の photoelectron spectroscopic ス ペ ク ト ル に, surface tissue を べ, irradiation with う atomic state - the に つ い て new し い knowledge を た. 3. Research on the 挙 Movement に Relationship of <s:1> Constituent elements <e:1> in Th [O_2],(Th,U) [O_2] fuel する. Th [O_2] に [Y_2] [O_3], [Gd_2] [O_3] <s:1> non-radioactive fission products を 10-50% add <s:1> た fuel を, solution mixing, co-sedimentation, baking 焼, compression molding, 焼 junction <s:1> engineering よ manufacture た. The X-ray back-analysis <s:1> results show that the solid solution limit <s:1> is approximately 40%で, the で で concentration below the <s:1> concentration, the Ca [F_2] phase, the で Ca [F_2] phase above, and the C-type structure of the acidic soil of the xite type が appear た た. 4. Carbonization トリウム manufacturing と evaporation characteristics; Th [O_2] (80%), U (20%), C powder を O_2 】 【 raw material と し, carbon thermal element method also で (Th, U) C fuel を manufacturing し, against 応 institutions, 応 speed の temperature dependency を Ming ら か に し た. Party, ク ニ ュ ー ゼ ン ゼ ル を with い て ThC の steamed 発 エ ン タ ル ピ ー, Th (g) の steamed 気 圧 を determination し た. 5. Carbon nitration fuel is produced by batch and dissolved in と鉱 acid; The ThNとCを heating reverse 応させる method で, after the Th(C,N) solid solution を is formed, X-ray back-chromatography によ the lattice determination <e:1> composition dependence, and the intermediate product <e:1> crystalline structure を determines めた. One party, ThNを nitric acid で dissolves たと たと ろすみや に に dissolves た た. After the dissolution solution is を at low temperature で, heated and dried, <s:1> た, the dissolved counterweight 応 is を, and X-ray reflux で is carried out. The same is true for <s:1> た.

项目成果

J Nucl Mater.136-2. (1986)

核材料杂志.136-2。

Actinide 85. (1985)

锕系元素 85。（1985）

J Nucl,Mater.130-1. (1985)

J Nucl，Mater.130-1。

九大工学集報. 58-1. (1985)

九州大学工程学报58-1。