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J-GLOBAL ID：201602246526006541   整理番号：16A1299736

溶融芯材の熱物性:静電浮上法によるZr-Fe合金

Thermophysical properties of molten core materials: Zr-Fe alloys measured by electrostatic levitation

著者 (9件)： OHISHI Yuji (Osaka Univ., Osaka, JPN) ,  MUTA Hiroaki (Osaka Univ., Osaka, JPN) ,  KUROSAKI Ken (Osaka Univ., Osaka, JPN) ,  OKADA Junpei T. (Japan Aerospace Exploration Agency, Ibaraki, JPN) ,  ISHIKAWA Takehiko (Japan Aerospace Exploration Agency, Ibaraki, JPN) ,  ISHIKAWA Takehiko (SOKEN-DAI (Graduate Univ. for Advanced Studies), Kanagawa, JPN) ,  WATANABE Yuki (Advanced Engineering Serv. Co. Ltd., Ibaraki, JPN) ,  YAMANAKA Shinsuke (Osaka Univ., Osaka, JPN) ,  YAMANAKA Shinsuke (Univ. Fukui, Fukui, JPN)
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 53  号： 11-12  ページ： 1943-1950  発行年： 2016年11月 
JST資料番号： W2314A  ISSN： 0022-3131  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： 炉心溶融事故の進行を調べるためには,溶融炉心材の挙動を理解する必要がある。本研究では,Zr_1-xFe_x(x=0.12,0.24,及び0.50)液体合金の熱物性を,静電浮上法を用いて測定した。この方法により,高温における液体合金と容器との反応性に関連した困難なしに,液体金属の密度,粘性,及び表面張力の温度依存性を測定できた。測定の結果,Zr-Fe液体合金の密度は,純粋なZrおよびFeの測定密度の線形結合によって推定できることが示された。Zr-Fe液体合金の粘度は,Zrのものを低温に外挿することによって概算することができたが,この方法は,合金の粘度を,特に共晶組成物に対して過小評価する傾向があった

シソーラス用語： *炉心溶融 ,  *物理的性質 ,  *浮上法 ,  亜鉛合金 ,  鉄合金 ,  *合金 ,  密度 ,  粘性 ,  界面張力
準シソーラス用語： 熱物性 ,  *液体合金 ,  表面張力

分類 (2件)： 原子炉の構成要素と原子炉材料一般  (MD04010I) ,  熱物性一般  (BL05010C)

引用文献 (23件)：

• Tanabe F. Analysis of core melt accident in Fukushima Daiichi-Unit 1 Nuclear Reactor. J Nucl Sci Technol. 2011;48:1135-1139.
• Kataoka I. Review of thermal-hydraulic researches in severe accidents in light water reactors. J Nucl Sci Technol. 2013;50:1-14.
• Li G, Oka Y. Sensitivity study of melt behavior of Fukushima Daiichi unit 1 type accident with MEL-COR code and MPS method. J Nucl Sci Technol. 2015;52:109-121.
• Schanz G, Hagen S, Hofmann P, et al. Information on the evolution of severe LWR fuel element damage obtained in the CORA program. J Nucl Mater. 1992;188:131-145.
• Petti DA, Martinson ZR, Hobbins RR, et al. Power Burst Facility (PBF) Severe Fuel Damage Test 1-4: test results report, Washington DC (US): U.S. Nuclear Regulatory Commission; 1989.

タイトルに関連する用語 (6件)： 溶融 ,  芯材 ,  熱物性 ,  浮上法 ,  Zr ,  Fe合金