電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

T95030

タイトル(和文)

高速炉用金属燃料における燃料合金と被覆管との反応に関する炉外実験

タイトル(英文)

EX-REACTOR EXPERIMENTS ON REACTIONS BETWEEN FUEL ALLOYS AND CLADDING MATERIALS IN METALLIC FAST REACTOR FUEL

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

高速炉用金属燃料要素においては,照射中に燃料合金が液相化することが懸念されている。液相化した燃料合金は被覆管を急速に浸食するため,燃料合金の液相化現象の解明が必要である。燃料合金における液相形成温度の評価手法の基礎を得るため,基本的な系であるU-Zr合金とFeとの間の等温下における反応拡散実験を実施した。本実験によって得られた拡散経路は,燃料内重金属[U,Pu]をUによって被覆管成分[Fe,Cr]をFeによって代表させた場合,U-Pu-ZrとHT9との反応の拡散経路とほぼ一致した。従って,(U,Pu)-Zr-(Fe,Cr)系の疑似3元系平衡状態図を,各温度面およびいくつかのU/Pu比に対して整備し,これらに炉外模擬実験で得られる拡散経路を重ね合わせることにより,各反応層の液相形成温度を評価することができる見通しが得られた。

概要 (英文)

INVESTIGATION OF THE LIQUID PHASE FORMATION IN FUEL ALLOY IS REQUIRED TO PROTECT CLADDING FROM RAPID WASTAGE BY LIQUEFIED FUEL. TO PROVIDE A METHODOLOGY FOR ESTIMATING THE TEMPERATURE OFLIQUID PHASE FORMATION,WE CONDUCTED EXPERIMENTS ON THE METALLURGICAL REACTIONS BETWEEN PURE FE AND U-ZR ALLOYS. THE DIFFUSION PATH FROM FE TOTHE U-ZR ALLOY WAS IDENTIFIED AND SIMILAR TO THAT FOR THE DIFFUSION COUPLE OF U-PU-ZR/HT9 STEEL(BASICALLY FE-CR ALLOY),PROVIDED THAT(U,PU) AND(FE,CR) ARE REGARDED AS U AND FE,RESPECTIVELY. WHEN SEMI-TERNARY PHASEDIAGRAMS FOR(U,PU)-ZR-(FE,CR) ARE PREPARED AS A FUNCTION OF TEMPERATURE AND U/PU RATIO,THE TEMPERATURE OF THE LIQUID PHASE FORMATION CAN BE ESTIMATED BY SUPERIMPOSING THE DIAGRAM ON THE DIFFUSION PATH,WHICH WILL BE ESTABLISHED IN FUTURE EXPERIMENTS.

報告書年度

1995

発行年月

1996/05/01

報告者

担当氏名所属

尾形 孝成

狛江研究所原子力システム部炉物理・燃料工学グループ

伊藤 昭憲

日本原子力研究所

小川 徹

日本原子力研究所

横尾 健

狛江研究所原子力システム部炉物理・燃料工学グループ

キーワード

和文英文
金属燃料 METALLIC FUEL
被覆管 CLADDING
高速増殖炉 FBR
反応拡散 REACTION DIFFUSION
ウラン合金 URANIUM
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