プルトニウム-ウラン混合酸化物の自己照射欠陥 -格子成長と熱回復-

• Material Type: 文書・図像類
• Title: プルトニウム-ウラン混合酸化物の自己照射欠陥 -格子成長と熱回復-
• Author/Editor: 加藤 正人; 菅田 博正; 遠藤 秀男
• Author Heading: 加藤 正人; 菅田 博正; 遠藤 秀男
• Publication Date: 2003-03
• Publication Date (W3CDTF): 2003-03
• Alternative Title: Self-radiation damage in plutonium and uranium mixed dioxide
• Periodical title: JNC TN8400 2002-019
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): プルトニウム化合物は、プルトニウムからの$\alpha$線により格子欠陥が生成され、格子定数や熱伝導率などの物性値が変化することが知られている。本試験では、MOX燃料の保管中の物性データ変化を評価するために、$\alpha$線損傷による格子膨張と熱回復挙動について調べた。試料は、焼結したプルトニウム-ウラン混合酸化物(MOX)を粉末にし、約2年の間、大気中に保管して試験を行った。その結果、格子定数は、$\alpha$線照射量の関数で表すことができ、その飽和増加率は0.23\%となった。$\alpha$線による照射欠陥は、400$^{\circ}C$以下、400$\sim$800$^{\circ}C$、800$^{\circ}C$以上の3段階の熱回復が観察され、全格子膨張のうち各回復の割合は、それぞれ、約25\%、55\%、20\%であった。また、各回復の活性化エネルギは、0.14eV、0.54eV及び1.1eVであった。; In Plutonium compounds the self-radiation induces expansion of lattice parameter and change in thermal conductivity. The expansion of the lattice parameter and thermal recovery of radiation damage in plutonium and uranium mixed dioxide (MOX) were studied in this paper. MOX powder had been kept in an ambient atmosphere for about two years. The lattice parameter of the powder was expanded up to about 0.23\%. The change in lattice parameter was formulated as a function of amount of self-radiation. Three thermal recovery stage of radiation damage were observed in temperature ranges below 400$^{\circ}$C, 400-800$^{\circ}$C and above 800$^{\circ}$C. The recovery rate of three stages in total lattice expansion was about 25\%, 55\% and 20\%, respectively, and activation energy in each recovery was estimated to be 0.14 eV 0.54 eV and 1.1 eV.
• Source: /JNC-TN8400-2002-019.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN8400-2002-019.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: プルトニウム化合物は、プルトニウムからの$\alpha$線により格子欠陥が生成され、格子定数や熱伝導率などの物性値が変化することが知られている。本試験では、MOX燃料の保管中の物性データ変化を評価するために、$\alpha$線損傷による格子膨張と熱回復挙動について調べた。試料は、焼結したプルトニウム...