液体CsIO<sub>3</sub>のUO<sub>2</sub>多結晶固体表面との相互作用

DOI Web Site Web Site 参考文献19件 オープンアクセス
  • 石井 大翔
    大阪大学大学院　工学研究科　環境・エネルギー工学専攻
  • 大石 佑治
    大阪大学大学院　工学研究科　環境・エネルギー工学専攻
  • 牟田 浩明
    大阪大学大学院　工学研究科　環境・エネルギー工学専攻
  • 宇埜 正美
    福井大学附属国際原子力工学研究所
  • 黒崎 健
    福井大学附属国際原子力工学研究所 京都大学複合原子力科学研究所

書誌事項

タイトル別名
  • Interaction of Liquid CsIO<sub>3</sub> with a Polycrystalline UO<sub>2</sub> Solid Surface
  • 液体CsIO₃のUO₂多結晶固体表面との相互作用
  • エキタイ CsIO ₃ ノ UO ₂ タケッショウ コタイ ヒョウメン ト ノ ソウゴ サヨウ

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説明

<p>　Understanding the behavior of melted volatile fission products (FPs) on the fuel contributes to the precise assessment of the release behaviour during a severe nuclear accident. A previous study revealed that liquid CsI shows abnormally high wettability with measured contact angles of almost zero degrees against the polycrystalline UO2 solid surface. [K. Kurosaki et al., Sci. Rep. 7, Article number: 11449 (2017).]. In this study, we focus on the melting behavior of CsIO3 and revealed that liquid CsIO3 also shows high wettability on the polycrystalline UO2 solid surface. However, after melting, CsIO3 decomposed and only Cs reacted with the polycrystalline UO2 solid surface and I was only absorbed on the solid surface. When the CsI had melted on the polycrystalline UO2 solid surface, both Cs and I were able to penetrate inside the UO2 pellets. In short, when Cs and I exist as CsIO3, Cs and I will be separately released during severe accidents. These findings suggest that the release mechanisms of Cs and I could be strongly affected by the chemical species in the irradiated fuels.</p>

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