Presentation Information
[2A21]Fundamental Study to Systematize Nuclear Fuel Material Stabilization Technologies(4) Development of a Thermal Oxidation Technology for Uranium Carbides
*Takumi Sato1, Masahide Takano1, Shuhei Miwa1 (1. JAEA)
Keywords:
post-experiment nuclear materials,stabilization treatment,thermal oxidation,carbide fuel,uranium carbide
大学や研究機関等で保管されている多種多様な核燃料物質を安全に長期保管するための安定化処理技術の開発が求められている。本研究では、核燃料に関する研究開発等で使用したウラン炭化物の粉末を発火させずに安全かつ効率的に酸化処理する技術を開発するため、酸素の供給速度を制限することで反応を抑制して緩やかに反応させる方法を検討した。アルゴン-2%酸素気流中（流量200 mL/min）において室温～400℃の炭化ウラン（UC）の酸化挙動を熱重量・示差熱同時分析で調べた後、200～350℃、5～15時間の条件でUC粉末の加熱試験を行った。熱分析の結果及び加熱試験後の試料の重量変化とX線回折の結果から、発火による試料の急激な温度上昇はみられず、200～250℃ではUCの一部のみが二酸化ウラン（UO2）及び八酸化三ウラン（U3O8）に転換されたが、350℃ではほぼ全量をU3O8に転換できることを確認した。