Recent advances in material properties and behavior of transuranium compounds for application to nuclear fuel cycle
燃料サイクルへの適用を目指した超ウラン元素化合物の材料物性と挙動に関する最近の研究成果
高野 公秀; 西 剛史; 林 博和; 中島 邦久; 音部 治幹
Takano, Masahide; Nishi, Tsuyoshi; Hayashi, Hirokazu; Nakajima, Kunihisa; Otobe, Haruyoshi
将来の核燃料サイクルにおいては、マイナーアクチノイド(MA)の核変換サイクルが有望な選択肢として考慮されているが、超ウラン元素(TRU)、特にAmとCmの添加は燃料の化学形にかかわらず、製造工程,材料物性,挙動等へのインパクトが大きい。われわれは種々の形態の核変換サイクルにおけるTRU化合物の物性や挙動に関して基礎・基盤研究を進めており、本講演では以下に挙げる最近の研究成果を紹介する。(1)加速器駆動システムによるMA核変換用窒化物燃料に関して、ZrN母材への希土類及びTRU窒化物の固溶度、窒化物焼結体熱伝導率のZrN含有率依存性、(2)窒化物燃料の乾式再処理に関して、TRU塩化物の新規調製法と融点測定、(3) MAを添加した高速炉用金属燃料製造時に問題となる、高温でのAm蒸発損失、(4) Amを添加した酸化物燃料の酸素ポテンシャルとO/M比に関して、蛍石型構造とパイロクロア型構造での酸素ポテンシャルの相違、(5)短半減期$$alpha$$崩壊核種による自己照射損傷とヘリウム蓄積の影響に関して、結晶格子とバルクの膨張・焼鈍挙動の相関、欠陥蓄積に伴う熱伝導率低下。
Transmutation of minor actinides (MA) is a realistic option for future nuclear fuel cycles. We have been studying on synthesis, thermophysical and thermochemical properties, and behavior of transuranium (TRU) compounds concerning the MA recycling. In this lecture, recent advances in the following fields are introduced: (1) Solid solubility of TRU nitrides into ZrN matrix, and thermal conductivity of the nitrides as a function of ZrN fraction for ADS, (2) New synthesis technique of TRU chlorides and measurement of their melting points for pyrochemical reprocessing, (3) Am vaporization behavior on U-Pu-Zr based alloy fuels, (4) Relation between oxygen potentials and O/M for Am-bearing oxides, especially the difference between fluorite-type and pyrochlore-type oxides, (5) Self-irradiation damage issues such as expansion and annealing behavior of both lattice and bulk, helium release, and thermal conductivity drop due to defect accumulation.
使用言語 : English
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発表会議名 : 9th International Conference on the Chemistry and Physics of the Actinide Elements (ACTINIDES 2013)
開催年月 : 2013/07
開催都市 : Karlsruhe
開催国 : Germany
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論文解説記事
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登録番号 : BB20130278
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Accesses  (From Jun. 2, 2014)
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