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J-GLOBAL ID：202202289280468121   整理番号：22A0562697

水性再処理応用のためのUZr合金の酸化と溶解挙動【JST・京大機械翻訳】

Oxidation and dissolution behavior of UZr alloys for aqueous reprocessing applications

著者 (14件)： Sreenivasulu B. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Parida Sanjit Kumar (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Chandran K. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Sriram S. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Jena Hrudananda (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Jena Hrudananda (Homi Bhabha National Institute, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Rao C.V.S. Brahmananda (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Rao C.V.S. Brahmananda (Homi Bhabha National Institute, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Suresh A. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Suresh A. (Homi Bhabha National Institute, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Jayaraman V. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Jayaraman V. (Homi Bhabha National Institute, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Sivaraman N. (Materials Chemistry and Metal Fuel Cycle Group, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India) ,  Sivaraman N. (Homi Bhabha National Institute, Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam, 603102, India)
資料名： Progress in Nuclear Energy  (Progress in Nuclear Energy)
巻： 144  ページ： Null  発行年： 2022年 
JST資料番号： H0693A  ISSN： 0149-1970  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： クラッドT91によるナトリウム結合U-6wt%Zr(UZr)合金の酸化挙動とそれに続く硝酸媒体中でのそれらの溶解性能を調べた。UZr合金の最初の溶解挙動をHFを含むHNO_3中で調べた。T91クラッドの溶解挙動も種々の条件下で調べ,HNO_3中のHF濃度の増加に伴いその溶解度が増加することを見出した。UZr合金の酸化挙動を673Kで湿潤アルゴン中で調べ,酸化中に生成した固相を粉末XRDを用いてU_3O_8とU_0.8Zr_0.2O_2として同定した。UZrとT91クラッドのナトリウム結合を,823Kで400hのこれらの材料の熱処理によってシミュレートした。ナトリウム結合UZr-T91試料の酸化挙動を,流動湿潤アルゴン下で623Kで調べた。ナトリウム結合UZr合金の酸化中に生成した固相は主にU_3O_8,U_0.8Zr_0.2O_2,NaUO_3およびNa_2U_2O_7から成っていた。さらに,結合ナトリウムをUZr-T91試料から動的真空(約10-5torr)下で誘導加熱(623K)を用いて除去し,それらの酸化挙動を623Kで湿潤Ar中で調べ,酸化中にU_3O_8のみが形成されることを観察した。ナトリウム結合UZr-T91クラッド試料(酸化/非酸化)の溶解挙動を,金属合金燃料のための水性ベース再処理法の開発のためにHNO_3媒体中で調べた。Uの溶解は,全てのケースで>99%であった。Copyright 2022 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： X線回折 ,  *合金 ,  *酸化 ,  粉体 ,  *溶解 ,  溶解度 ,  硝酸 ,  アルゴン ,  ナトリウム ,  誘導加熱 ,  湿潤 ,  *核燃料再処理 ,  媒質 ,  固相
準シソーラス用語： クラッド層 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： 酸化 ,  ナトリウム ,  UZr ,  T91クラッド ,  溶解

分類 (4件)： 核燃料再処理  (MD08050C) ,  核燃料の基礎的性質  (MD08020V) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  燃料要素  (MD04030E)

タイトルに関連する用語 (5件)： 再処理 ,  応用 ,  酸化 ,  溶解 ,  挙動