2019年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[1M01-03] 分析技術

2019年3月20日(水) 10:00 〜 10:50 M会場 (共通教育棟2号館 3F 37番)

座長:若井 栄一(JAEA)

10:00 〜 10:15

[1M01] 粉体圧縮法による照射済み燃料ペレットのセル内高温高圧試験技術の開発

*中司 雅文1、樋口 徹2 (1. ジルコテクノロジー、2. 日本核燃料開発)

キーワード:使用済み燃料、セル内模擬試験、高温高圧

商業用炉で使用された燃料ペレットのFPガス放出挙動に関する研究技術開発として、高融点からなる微小粉体を加圧媒体にした圧縮試験装置を提案した。これにより、高放射線遮蔽用セル内での試験が可能なので、試験片の大きさに制限が少なく、かつ高圧ガス設備を必要としないので、高精度のデータが簡便な操作で経済的に得られると共に施設の安全管理向上に寄与できる。