JPH068813B2 - 核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法 - Google Patents
核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法Info
- Publication number
- JPH068813B2 JPH068813B2 JP60273966A JP27396685A JPH068813B2 JP H068813 B2 JPH068813 B2 JP H068813B2 JP 60273966 A JP60273966 A JP 60273966A JP 27396685 A JP27396685 A JP 27396685A JP H068813 B2 JPH068813 B2 JP H068813B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- oxygen
- nuclear fuel
- oxide
- carbon monoxide
- fuel oxide
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N33/00—Investigating or analysing materials by specific methods not covered by groups G01N1/00 - G01N31/00
- G01N33/20—Metals
- G01N33/202—Constituents thereof
- G01N33/2022—Non-metallic constituents
- G01N33/2025—Gaseous constituents
Landscapes
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- Medicinal Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Investigating Or Analyzing Non-Biological Materials By The Use Of Chemical Means (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 <産業上の利用分野> この発明は、核燃料酸化物の酸素対金属原子数比(以下
O/M比と略記する)を精度よく測定するための方法に
関するものである。
O/M比と略記する)を精度よく測定するための方法に
関するものである。
<従来の技術> ウラン酸化物,プルトニウム酸化物,トリウム酸化物等
における核燃料酸化物のO/M比は熱伝導度,クリープ
速度,核分裂生成物の拡散,電気伝導度,自己拡散等に
影響を及ぼす重要な物性であり、核燃料酸化物の価値を
決定するといっても過言ではない。
における核燃料酸化物のO/M比は熱伝導度,クリープ
速度,核分裂生成物の拡散,電気伝導度,自己拡散等に
影響を及ぼす重要な物性であり、核燃料酸化物の価値を
決定するといっても過言ではない。
例えばMがU(ウラン)の場合で説明すると、クリープ
速度はO/U比によって異なり、O/U比が大きい程そ
の値は大きい。そしてO/U比が大きい程電気伝導度は
大きく、またその活性エネルギーは小さくなることが知
られている。またO/U比が大きい程、溶融あるいは再
結晶を起こすに必要な の値が小さくなることも知られている。ここで は熱伝導積分といわれているものであって、K(T)温度
Tにおける熱伝導度、TSは燃料要素の表面温度、TC
は燃料要素の中心温度である。
速度はO/U比によって異なり、O/U比が大きい程そ
の値は大きい。そしてO/U比が大きい程電気伝導度は
大きく、またその活性エネルギーは小さくなることが知
られている。またO/U比が大きい程、溶融あるいは再
結晶を起こすに必要な の値が小さくなることも知られている。ここで は熱伝導積分といわれているものであって、K(T)温度
Tにおける熱伝導度、TSは燃料要素の表面温度、TC
は燃料要素の中心温度である。
核燃料酸化物のO/M比の測定方法としては、格子定数
より酸化物中の酸素量を求めるX線回折法や、酸化還元
反応による酸素の増減を天秤を用いて測定する重量法等
が従来から採用されている。
より酸化物中の酸素量を求めるX線回折法や、酸化還元
反応による酸素の増減を天秤を用いて測定する重量法等
が従来から採用されている。
<発明が解決しようとする問題点> しかしながら、上述したごとき従来の方法はいずれも核
燃料酸化物の物性から間接的に酸素量を測定するもので
あるため、測定誤差が大きいだけでなく、解析,測定に
多くの時間が必要となるという欠点があった。
燃料酸化物の物性から間接的に酸素量を測定するもので
あるため、測定誤差が大きいだけでなく、解析,測定に
多くの時間が必要となるという欠点があった。
そこでこの発明は、核燃料酸化物中の酸素を直接定量で
きるために測定精度が高く、しかも測定時間が短縮でき
て能率よく行なうことができる核燃料酸化物のO/M比
を測定する方法を提供することを目的としてなされたも
のである。
きるために測定精度が高く、しかも測定時間が短縮でき
て能率よく行なうことができる核燃料酸化物のO/M比
を測定する方法を提供することを目的としてなされたも
のである。
<問題点を解決するための手段> すなわちこの発明によれば、先ず核燃料酸化物を金属フ
ラックスとともに黒鉛るつぼに入れ、アルゴンまたはヘ
リウム等の不活性ガスの還元雰囲気で2500℃以上の
温度で加熱溶融せしめる。このときの還元反応により酸
化物から酸素が生成するが、この酸素は黒鉛るつぼの炭
素と直ちに反応して一酸化炭素となる。従って、発生し
てくる一酸化炭素を正確に定量することによって酸素量
を算出し、さらにこの酸素量から核燃料酸化物のO/M
比を算出することができる。
ラックスとともに黒鉛るつぼに入れ、アルゴンまたはヘ
リウム等の不活性ガスの還元雰囲気で2500℃以上の
温度で加熱溶融せしめる。このときの還元反応により酸
化物から酸素が生成するが、この酸素は黒鉛るつぼの炭
素と直ちに反応して一酸化炭素となる。従って、発生し
てくる一酸化炭素を正確に定量することによって酸素量
を算出し、さらにこの酸素量から核燃料酸化物のO/M
比を算出することができる。
核燃料酸化物に混合する金属フラックスとしては鉄ある
いはスズ等の金属粉末が使用される。かような金属フラ
ックスの使用によって核燃料酸化物の溶融温度を低下さ
せるとともに溶融を均一にすることができる。
いはスズ等の金属粉末が使用される。かような金属フラ
ックスの使用によって核燃料酸化物の溶融温度を低下さ
せるとともに溶融を均一にすることができる。
また一酸化炭素の定量には、一酸化炭素の赤外吸収を利
用した非分散赤外線ガス分析計、あるいは不活性ガスか
らなるキャリアガスと一酸化炭素との熱伝導度の差を利
用した熱伝導度検出器等が好ましく使用できる。
用した非分散赤外線ガス分析計、あるいは不活性ガスか
らなるキャリアガスと一酸化炭素との熱伝導度の差を利
用した熱伝導度検出器等が好ましく使用できる。
<実施例> 添付図面はこの発明の方法を実施するための装置の好ま
しい例を示すものである。参照番号1は、内部に黒鉛る
つぼ2を配置したガス抽出炉であり、加熱装置(図示せ
ず)によって黒鉛るつぼ2の内容物を溶融できるように
なっている。加熱装置としては、高周波加熱装置あるい
は黒鉛るつぼを抵抗とする抵抗加熱型定電圧電源等が使
用できる。
しい例を示すものである。参照番号1は、内部に黒鉛る
つぼ2を配置したガス抽出炉であり、加熱装置(図示せ
ず)によって黒鉛るつぼ2の内容物を溶融できるように
なっている。加熱装置としては、高周波加熱装置あるい
は黒鉛るつぼを抵抗とする抵抗加熱型定電圧電源等が使
用できる。
核燃料酸化物例えば二酸化ウランと金属フラックス例え
ば鉄粉末の混合物を黒鉛るつぼ2内に入れたのち、不活
性ガス例えばアルゴンをガス抽出炉内に導入し、アルゴ
ン雰囲気でるつぼ2内の混合物を加熱溶融する。このと
きの核燃料酸化物溶融温度は、前述したように金属フラ
ックスを添加することにより低下させることができる。
例えば二酸化ウラン単独の場合には約2850℃に加熱しな
いと溶融しないのに対し、これに金属フラックスを混合
することにより約2500℃位から溶融し始める。
ば鉄粉末の混合物を黒鉛るつぼ2内に入れたのち、不活
性ガス例えばアルゴンをガス抽出炉内に導入し、アルゴ
ン雰囲気でるつぼ2内の混合物を加熱溶融する。このと
きの核燃料酸化物溶融温度は、前述したように金属フラ
ックスを添加することにより低下させることができる。
例えば二酸化ウラン単独の場合には約2850℃に加熱しな
いと溶融しないのに対し、これに金属フラックスを混合
することにより約2500℃位から溶融し始める。
酸化物と金属フラックスの溶融に伴う還元反応により、
酸化物から酸素が生成するが、アルゴンの還元雰囲気の
ため、生成した酸素は黒鉛るつぼ2の炭素と直ちに反応
して一酸化炭素となる。このときの反応は下記反応式に
より表わすことができる: MO2+フラックス+2C〔黒鉛るつぼの炭素〕 ここでMO2は核燃料酸化物、フラックスは鉄,スズ等
の粉末金属フラックス、Cは炭素、COは一酸化炭素を
表わす。
酸化物から酸素が生成するが、アルゴンの還元雰囲気の
ため、生成した酸素は黒鉛るつぼ2の炭素と直ちに反応
して一酸化炭素となる。このときの反応は下記反応式に
より表わすことができる: MO2+フラックス+2C〔黒鉛るつぼの炭素〕 ここでMO2は核燃料酸化物、フラックスは鉄,スズ等
の粉末金属フラックス、Cは炭素、COは一酸化炭素を
表わす。
かくして生成した一酸化炭素をアルゴンとともにガス抽
出炉1からダストフィルター7を通したのち例えば非分
散赤外線ガス分析計のごとき一酸化炭素定量装置3へ導
き、ここでアルゴン中の一酸化炭素を正確に定量測定
し、必要ならば記録計4にて測定値を記録する。一酸化
炭素定量装置3から排出された一酸化炭素とアルゴンと
の混合気体はガス流量計5を通って外部へ放出される。
出炉1からダストフィルター7を通したのち例えば非分
散赤外線ガス分析計のごとき一酸化炭素定量装置3へ導
き、ここでアルゴン中の一酸化炭素を正確に定量測定
し、必要ならば記録計4にて測定値を記録する。一酸化
炭素定量装置3から排出された一酸化炭素とアルゴンと
の混合気体はガス流量計5を通って外部へ放出される。
ここでガス流量計5はキャリアガス(不活性ガス)流量
が一定に保たれているかどうかを監視するための一助と
して設けられたものである。なお、前期混合気体の外部
への放出に際しては、照射前の試料(例えば照射前のU
O2試料)の分析の場合には、酸素は放射化されていな
いため、ダストフィルター7を設けておく程度でよい。
しかし、照射済試料の分析の場合は、FPガス(核分裂
生成物ガス)を含んでいたり、含有酸素が放射化されて
いる可能性があるので十分なフィルター対策(例えばH
EPAフィルターや活性炭フィルターの使用)が必要で
ある。
が一定に保たれているかどうかを監視するための一助と
して設けられたものである。なお、前期混合気体の外部
への放出に際しては、照射前の試料(例えば照射前のU
O2試料)の分析の場合には、酸素は放射化されていな
いため、ダストフィルター7を設けておく程度でよい。
しかし、照射済試料の分析の場合は、FPガス(核分裂
生成物ガス)を含んでいたり、含有酸素が放射化されて
いる可能性があるので十分なフィルター対策(例えばH
EPAフィルターや活性炭フィルターの使用)が必要で
ある。
そして、PuO2-UO2の混合酸化物の試料のO/M
比測定を行なう場合は、図中点線で示したグローブボッ
クス、オープンポートボックス内にガス抽出炉1および
一酸化炭素定量装置3等を設置するようにする。
比測定を行なう場合は、図中点線で示したグローブボッ
クス、オープンポートボックス内にガス抽出炉1および
一酸化炭素定量装置3等を設置するようにする。
なお、参照番号6は一酸化炭素定量装置3の校正を行な
う際に用いる標準ガス発生器を示す。すなわち、一酸化
炭素濃度が既知の一酸化炭素/不活性ガス混合気体を標
準ガスとして発生器6から一酸化炭素定量装置3へ予め
流し、このときの定量装置3の応答指針データをグラフ
化してその直線性を調べて校正に供する。
う際に用いる標準ガス発生器を示す。すなわち、一酸化
炭素濃度が既知の一酸化炭素/不活性ガス混合気体を標
準ガスとして発生器6から一酸化炭素定量装置3へ予め
流し、このときの定量装置3の応答指針データをグラフ
化してその直線性を調べて校正に供する。
一酸化炭素定量装置3で測定された一酸化炭素量CCO
(重量%)に基づき、下記(1)式によって酸素量C
O(重量%)が算出できる: ここでWOは酸素の原子量、WCは炭素の原子量を表わ
す。
(重量%)に基づき、下記(1)式によって酸素量C
O(重量%)が算出できる: ここでWOは酸素の原子量、WCは炭素の原子量を表わ
す。
(1)式で得られた酸素量COから、下記(2)式によってO
/M比Rを求めることができる: ここでWMは酸化物MO2における金属原子Mの平均原
子量を表わす。
/M比Rを求めることができる: ここでWMは酸化物MO2における金属原子Mの平均原
子量を表わす。
なお、上記(1)および(2)式をデータ処理装置(図示せ
ず)にプログラム化しておき、一酸化炭素定量装置3で
の定量値をデータ処理装置に入力することによって、自
動的にO/M比を算出することも可能である。
ず)にプログラム化しておき、一酸化炭素定量装置3で
の定量値をデータ処理装置に入力することによって、自
動的にO/M比を算出することも可能である。
さらには、多数の黒鉛るつぼに各々測定すべき種々の各
燃料酸化物試料と金属フラックスとの混合物を予め入れ
ておき、これらのるつぼをターンテーブルに載置して一
試験ごとにターンテーブルが回転して順次るつぼがガス
抽出炉に供給されるようにすれば、測定の連続化,自動
化が可能となる。
燃料酸化物試料と金属フラックスとの混合物を予め入れ
ておき、これらのるつぼをターンテーブルに載置して一
試験ごとにターンテーブルが回転して順次るつぼがガス
抽出炉に供給されるようにすれば、測定の連続化,自動
化が可能となる。
<発明の効果> 以上説明したようにこの発明によれば、核燃料酸化物中
の酸素全量を抽出して直接測定することができ、その結
果、従来のO/M比測定法に比べて測定精度を向上させ
ることができる。また、核燃料酸化物試料の溶融-一酸
化炭素の生成-定量までの操作を約10分間/1試料で
行なうことができ、従来の約7時間〜1日/1試料に比
べて測定時間が飛躍的に短縮できる。さらに核燃料酸化
物試料の採取量も約0.1〜0.5g程度でよく、従来
の1/10〜1/2に低減できる。測定時間の短縮と試料
採取量の低減により、核燃料取扱いに伴う被曝線量を減
少できるという効果もある。
の酸素全量を抽出して直接測定することができ、その結
果、従来のO/M比測定法に比べて測定精度を向上させ
ることができる。また、核燃料酸化物試料の溶融-一酸
化炭素の生成-定量までの操作を約10分間/1試料で
行なうことができ、従来の約7時間〜1日/1試料に比
べて測定時間が飛躍的に短縮できる。さらに核燃料酸化
物試料の採取量も約0.1〜0.5g程度でよく、従来
の1/10〜1/2に低減できる。測定時間の短縮と試料
採取量の低減により、核燃料取扱いに伴う被曝線量を減
少できるという効果もある。
なお、この発明の方法は核燃料酸化物の酸素量やO/M
比を測定するに際して特に効果的に適用することができ
るが、各種酸化物中の酸素量やO/M比を測定する場合
にも応用することができるものである。
比を測定するに際して特に効果的に適用することができ
るが、各種酸化物中の酸素量やO/M比を測定する場合
にも応用することができるものである。
添付図面はこの発明の方法を実施するための装置の構成
例を示す説明図である。 1…ガス抽出炉、2…黒鉛るつぼ、3…一酸化炭素定量
装置。
例を示す説明図である。 1…ガス抽出炉、2…黒鉛るつぼ、3…一酸化炭素定量
装置。
Claims (1)
- 【請求項1】核燃料酸化物と金属フラックスとを黒鉛る
つぼに入れ、不活性ガス還元雰囲気で2500℃以上に
加熱して溶融せしめ、発生してくる一酸化炭素を定量す
ることにより酸素量を算出し、この酸素量から核燃料酸
化物の酸素対金属原子数比を算出することを特徴とする
核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法。
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60273966A JPH068813B2 (ja) | 1985-12-05 | 1985-12-05 | 核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法 |
GB8629018A GB2184235B (en) | 1985-12-05 | 1986-12-04 | Method for determining oxygen-to-metal ratio in nuclear fuel oxide |
FR868616996A FR2591343B1 (fr) | 1985-12-05 | 1986-12-04 | Procede pour determiner le rapport oxygene/metal dans un oxyde utilise comme combustible nucleaire |
DE19863641668 DE3641668A1 (de) | 1985-12-05 | 1986-12-05 | Verfahren zum bestimmen des sauerstoff-metallverhaeltnisses in einem kernbrennstoffoxid |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60273966A JPH068813B2 (ja) | 1985-12-05 | 1985-12-05 | 核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62133352A JPS62133352A (ja) | 1987-06-16 |
JPH068813B2 true JPH068813B2 (ja) | 1994-02-02 |
Family
ID=17535056
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60273966A Expired - Lifetime JPH068813B2 (ja) | 1985-12-05 | 1985-12-05 | 核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH068813B2 (ja) |
DE (1) | DE3641668A1 (ja) |
FR (1) | FR2591343B1 (ja) |
GB (1) | GB2184235B (ja) |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS63212838A (ja) * | 1987-02-28 | 1988-09-05 | Horiba Ltd | シリコン中酸素測定方法 |
FR2683044A1 (fr) * | 1991-10-29 | 1993-04-30 | Unirec | Procede et dispositif pour analyser par decomposition thermique fractionnee au moins un compose inclusionnaire d'un corps. |
FR2734363B1 (fr) * | 1995-05-16 | 1997-08-01 | Pernod Ricard | Methode de mesure de la teneur en 18o et/ou 15n d'une substance chimique, appareillage et dispositif de pyrolyse |
DE19906732A1 (de) * | 1999-02-18 | 2000-08-24 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Verfahren und Vorrichtung zur Freisetzung von Sauerstoffisotopen aus sauerstoffhaltigen Feststoffen |
CN111366551A (zh) * | 2018-12-26 | 2020-07-03 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种铀锆合金中碳含量的测定方法 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE636360A (ja) * | 1962-08-21 | 1900-01-01 | ||
CH473391A (de) * | 1967-02-07 | 1969-05-31 | Balzers Patent Beteilig Ag | Verfahren zur Ausbringung des Sauerstoffs aus Metallproben, zwecks Gasanalyse |
US3787761A (en) * | 1972-05-15 | 1974-01-22 | Gen Electric | Method of detecting magnetic additives in nuclear fuel material by noting change in weight of material when weighed in a magnetic field |
DE2519805C3 (de) * | 1975-05-03 | 1978-09-07 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren und Vorrichtung zum Messen des Sauerstoff-zu-Metall-Verhältnisses in oxidischen Kernbrennstoffen |
DK154529C (da) * | 1976-01-20 | 1989-04-10 | Inst Francais Du Petrole | Fremgangsmaade til bestemmelse af olieegenskaber hos geologiske sedimenter paa basis af mindre proeveudtagninger |
FR2458807A1 (fr) * | 1979-06-05 | 1981-01-02 | Siderurgie Fse Inst Rech | Procede d'extraction des gaz contenus dans les metaux, en vue de leur dosage |
JPS5971172U (ja) * | 1982-11-04 | 1984-05-15 | 株式会社堀場製作所 | 金属中の元素測定装置 |
-
1985
- 1985-12-05 JP JP60273966A patent/JPH068813B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1986
- 1986-12-04 FR FR868616996A patent/FR2591343B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-04 GB GB8629018A patent/GB2184235B/en not_active Expired - Lifetime
- 1986-12-05 DE DE19863641668 patent/DE3641668A1/de not_active Ceased
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2591343B1 (fr) | 1992-12-04 |
FR2591343A1 (fr) | 1987-06-12 |
JPS62133352A (ja) | 1987-06-16 |
GB8629018D0 (en) | 1987-01-14 |
DE3641668A1 (de) | 1987-08-27 |
GB2184235B (en) | 1990-03-28 |
GB2184235A (en) | 1987-06-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Javed | Thermodynamic study of hypostoichiometric urania | |
JPH068813B2 (ja) | 核燃料酸化物の酸素対金属原子数比の測定方法 | |
US4800747A (en) | Method of measuring oxygen in silicon | |
Kratzer et al. | Stibine and bismuthine trapping in quartz tube atomizers for atomic absorption spectrometry. Part 2: a radiotracer study | |
Noël et al. | Experimental determination of (U-Si-C) ternary phase diagram at 1000 C and experimental points in the quaternary (U-Pu-Si-C) system | |
Heydorn | INAA—Application and limitation | |
US3172732A (en) | Analytical method and apparatus | |
Lyon | The measurement of oxygen to metal ratio in solid solutions of uranium and plutonium dioxides | |
Hiyama | Determination of oxygen-to-metal atomic ratio in mixed oxide fuel by non-dispersive infrared spectrophotometry after fusion in an inert gas atmosphere | |
Engelsman et al. | Microdetermination of oxygen, carbon and water in inorganic materials using a carrier-gas technique | |
Bell et al. | Fission product release tests with uranium dioxide fuel and lead under conditions related to reactor accidents for lead-cooled reactors | |
Soltys et al. | Determination of the Stoichiometry of Submilligram Samples of Sodium-Vanadium Bronzes by Instrumental Neutron Activation Analysis. | |
Moura et al. | Analysis of hydrogen, carbon, sulfur and volatile compounds in (U_3Si_2-Al) nuclear fuel | |
Barnes et al. | Apparatus for the Study of Fission-gas Release from Fuels During Postirradiation Heating at Temperatures Up to 1600 C | |
Chawla et al. | Post-irradiation thermal release study of fission gases from fuel pellets | |
Anantatmula et al. | Control of Beryllium-7 in liquid lithium | |
Carroll | Experiment on Continuous Release of Fission Gas During Irradiation:(an Interim Report) | |
Westphal et al. | Direct assay of filter media following DEOX testing | |
Kangilaski et al. | Fission-product-release Measurement from Clad Fuel Specimens | |
Nagy et al. | Oxidation and release of ruthenium from short fuel rods above 1500 C | |
Whitkop | Summary report on the release of fission products from irradiated SRP fuel at elevated temperatures | |
Burris et al. | Interim Methods for the Analysis of Sodium and Cover Gas | |
Mathews | Trace analysis in the sodium coolant of fast breeder reactors | |
Vance et al. | DETERMINATION OF WATER EVOLVED FROM FFTF REACTOR FUEL PELLETS. | |
HI | oml |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
EXPY | Cancellation because of completion of term |