Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
杉田 裕; 青柳 和平; 窪田 健二*; 中田 英二*; 大山 隆弘*
JAEA-Research 2018-002, 72 Pages, 2018/06
JAEA-Research-2018-002.pdf:6.16MB
放射性廃棄物を地層処分する地下深部において立坑や坑道を掘削する場合、掘削時の応力再配分により立坑や坑道の周囲に掘削影響領域が発生する。掘削影響領域における岩盤特性の変化は、放射性核種の移行挙動にも影響すると考えられることから、その領域や経時変化の把握が重要となっている。そこで、掘削影響領域の長期挙動の評価を目的として、日本原子力研究開発機構が進めている幌延深地層研究計画において、深度140mの調査坑道を対象とした原位置試験を、電力中央研究所との共同研究の一部として実施してきている。本共同研究では、坑道壁面の観察やボーリング孔を利用した各種調査(地質調査, 弾性波トモグラフィ, 比抵抗トモグラフィ, 透水試験, 水分量計測, 孔内載荷試験, 内空変位計測等)の結果を総合的に評価することにより、掘削影響領域の範囲や掘削影響領域において生じた物理変化の要因、およびその経時変化を把握した。また、掘削影響領域の評価に適用した調査法で取得された計測データを分析することにより、掘削影響領域の経時変化に係る長期データの取得に向けた課題を明らかにした。
入澤 啓太; 目黒 義弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(3), p.365 - 372, 2017/03
被引用回数：2 パーセンタイル：19.37(Nuclear Science & Technology)We investigated the swelling pressure of synthetic bituminized waste products (BWPs) and the amount of Na
in the leachate from them under a constant-volume condition when the BWPs were in contact with water to understand influences of salt content on the surrounding environments after disposal of radioactive BWPs in a geological repository. The observation of the cross section of the synthetic BWP specimens revealed that micropores, which were formed after soluble salts leached out from the specimens, shrank and deformed near the surface of the specimens. The salt content in the synthetic BWP specimens depended on the amount of water taken up, indicating that an increase in the amount of water led to increases in the swelling pressure and the cumulative amount of Na in the leachate. It was found that the shrinkage and deformation of the micropores near the surface of the synthetic BWP specimens that arose under the constant-volume condition significantly influenced increases in the swelling pressure and cumulative amount of Na in the leachate.
小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11
JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。
中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫
JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB
原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響として試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼすMOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO
燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。
高田 英治*; 角田 淳弥; 沢 和弘; 多田 恵子*
JAERI-Tech 2000-020, p.65 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-020.pdf:2.12MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉容器上部には原子炉から燃料取扱フロアへの放射線を遮へいするための1次上部遮へい体が設けられている。原子炉運転中は遮へい体温度が上昇し、解析により定格出力時の1次上部遮へい体温度は75
になると予測されている。そこで、遮へい体の温度に対するコンクリート中の含水量の変化、及び含水量の変化に対する燃料取り扱いフロアの線量当量率を評価し、さらに必要となる追加遮へい体の厚さを検討した。その結果、1次上部遮へい体温度が110以下であれば遮へい設計に用いた含水量(78kg/m
以上)が満足されること、また燃料取り扱いフロアの線量当量率は含水量が設計に用いた値の半分程度になるまでは著しく上昇しないことがわかった。
山華 雅司*; 江島 猛*; 西堂 雅博; 荻原 徳男; 菅井 秀郎*
Japanese Journal of Applied Physics, 32(9A), p.3968 - 3974, 1993/09
被引用回数：14 パーセンタイル：60.83(Physics, Applied)2種類のボロン水素化物、デカボラン及びジボランをボロン源とする2種類のボロナイゼーション、熱分解法及びプラズマCVD法、を実施し、作製したボロン膜の特性(水素含有量、酸素ゲッター作用、水素リサイクリング特性)について調べた。作製したボロン膜の水素含有量については、熱分解法の方が、プラズマCVD法により、含有量が多くなること、また、両者共壁温が高くなる程、含有量が低減することが明らかになった。また、デカボランで作製したボロン膜について、同じ壁温で作製する限り、熱分解法とプラズマCVD法との間に、酸素ゲッター作用に違いのないことが判明した。さらに、同じ壁温で作製したボロン膜の水素の取り込みについては、デカボランの方がジボランより約3倍程度大きくなることが明らかになった。
長尾 誠也; 中嶋 悟*
Geochemical Journal, 25, p.187 - 197, 1991/00
被引用回数：12 パーセンタイル：37.19(Geochemistry & Geophysics)土壌や堆積物の色は、有機物、炭酸カルシウム、鉄、マンガン含量とその依存形態によって支配されているといわれている。従って、土壌や堆積物の色を定量的におさえることにより、土壌での放射性核種の挙動において重要な役割を演ずると考えられてるそれらの物質の鉛直、水平分布を現場で、簡単に把握することができる。そこで、簡単な色彩色差計を用い、土壌や堆積物の色を現場で測定できる方法の開発を試みた。色彩色差計により、海底堆積物の色を水を含んだ状態と乾燥させた状態で測定し、含水率の効果、粒径の効果等について検討を行なった。その結果、水を含んだ状態の海底堆積物の色は、主に水と堆積物固相の化学成分の濃度と存在形態によって支配されていることが明らかとなった。また、本方法の測定精度は8%以下であるため、充分、現場で用いることができる実用的な方法である。
M.S.Rahman*; 久米 民和; 石垣 功
JAERI-M 89-197, 14 Pages, 1989/12
馬鈴薯の発芽防止における照射技術及び照射による馬鈴薯中の有機物の変化について検討した。馬鈴薯を詰めたパッケージ(深さ45cm、密度0.56g/cm)内の線量分布をフリッケ線量計を用いて測定した。線量率5
10
、110及び510
rad/hrで照射した時の線量均一度は各々1.79、1.45及び1.35であり、その時の相対処理量は1.0、0.24及び0.13と求められた。7ケ月貯蔵後、10krad照射区では発芽は認められなかったが、5kradでは57%が発芽した。蓚酸及びリンゴ酸は100kradまでの照射で多少増加したが、クエン酸やコハク酸に変化は認められなかった。これら有機酸の貯蔵中の変化は、照射、非照射ともにほぼ同じであった。蔗糖含量は15krad照射区では8日後に最大となったが、300krad照射試料では40日の貯蔵期間中に増大した。この照射による増加は内部組織よりも外側組織で著しかった。
倉田 有司; 佐藤 瓊介*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 近藤 達男
Proc.Int.Conf.on Creep, p.97 - 102, 1986/00
ボロン量のクリープ破断性質に及ぼす影響を調べ、合金中のボロン量を最適化するため、ハステロイXRの母材、TIG及びEB溶接金属について、ボロン量を1.3~90ppmまで変化させて製造した5種類の合金を用い、大気中及びヘリウム中でのクリープ破断試験を行った。母材のクリープ抵抗改善のためには40ppm以上のボロン添加が有効であり、またボロン添加はクリープ破断延性も改良した。TIG及びEB溶接材のクリープ破断抵抗もボロン添加によって高められたが、EB溶接の場合には90ppmのボロン添加はクリープ破断性質を悪くした。ハステロイXRの母材及び溶接金属のクリープ性質を改善するためには、合金中ボロン量を40~70ppmの範囲に制御することが最適であると判断された。
and PuCoC荒井 康夫; 鈴木 康文; 笹山 龍雄; 渡辺 斉
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(3), p.257 - 260, 1982/00
被引用回数：3 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)Pu-Ni-C系およびPu-Co-C系中の三元系化合物の存在については、現在まで報告されていない。本研究において1200
C、He気流中の条件で三元系化合物PuNiCおよびPuCoCを調整した化学分析、酸化に伴う重量変化測定より化合物の組成がノミナル値からずれていないことを確認し、X線回析パターンから単相の化合物であることを確認した。PuNiCとPuCoCは非常に類似したX線回析パターンを示しているが、UNiC,UCoC,UFeC,PuFeC等(いずれも正方晶格子を持つ)の回析パターンとは異種のものである。このほか、同じ条件でPuFeCの調整も行ない、回析線の指数付け、格子定数の測定等を行なった。PuNiC、PuCoCおよびPuFeCペレットの形状密度および液浸密度を測定した。
powders柴 是行; 伊藤 昭憲; 宇賀神 光弘
Journal of Nuclear Materials, 96(3), p.255 - 260, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.77(Materials Science, Multidisciplinary)各種(Th,U)O粉末からの
Xe放出量を低照射量における照射後実験法により測定した。試料のウラン濃度は0.15~20モル%の範囲であった。放出の加熱曲線の形状はすべてほぼ同様であったが、照射下放出量と1000Cまでの照射後放出量との和で表される全放出率は、通称純ThOを除き、ウラン濃度とともに増大した。雰囲気、温度、化学量論性などの調整条件の効果も同時に検討したが、その効果は小さいことがわかった。これらの実験データに基き、放出機構を議論した
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.802 - 810, 1981/00
被引用回数：15 パーセンタイル：84.09(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故において、破裂したジルカロイ被覆管は外面だけでなく内面も炉内の水蒸気によって酸化される。冷却材喪失事故の再冠水過程で、内面酸化が被覆管の機械的性質にどれだけ影響を与えているかを明らかにするため、酸化した管試料と1,200~1,500Kの範囲で行なった燃料棒破裂/酸化試験の破裂被覆管から切り出した試料の扁平試験を行なった。 破裂被覆管の内面での酸化は外面のそれと異なっている。内面酸化時に酸化反応から生ずる水素の数百ppmがジルカロイに吸収される。373Kにおける破裂被覆管の延性は水素吸収量の増加につれて減少し、それは酸素吸収ではなくて水素吸収量に大いに影響される。破損荷重も同様に水素吸収によって低下する。ジルカロイに吸収された水素は粒内に
-水素化物として析出する。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了; 星野 昭; 磯 修一
JAERI-M 8497, 27 Pages, 1979/10
軽水炉冷却材過失事故時に生ずる内面酸化でジルカロイ被覆管に水素が吸収される。この水素吸収に関して、燃料棒の破裂/酸化試験およびジルカロイ管の滞留水蒸気あるいは水蒸気/水素混合雰囲気中の酸化試験によって検討を加えた。水素吸収は水蒸気/水素混合雰囲気中の水素の割合に依存して950C以上の酸化で起る。そして、酸化時間が長くなるにつれて水素吸収量は増加する。このとき形成される酸化膜には単斜晶と混在した正方晶ジルコニアが比較的高い水素吸収量をもつ試料で認められる。燃料棒の水素吸収の場合、酸化の激しいところで発生した水素は水素吸収が容易に起る他の場所で吸収されるから、水素吸収は破裂開口の大きさや外側の水蒸気流速に影響される。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
JAERI-M 8081, 26 Pages, 1979/02
LOCA時に燃料被覆管が破裂した場合、被覆管内面が酸化することによって生じる脆化挙動を解明するためにLOCA安全解析における燃料被覆管表面温度の計算例に合わせて、被覆管内面酸化時の水蒸気状態を模擬した滞留水蒸気中酸化実験を行った。その結果、ジルカロイ被覆管が脆化する主因は被覆管中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。又,100Cにおけるリング圧縮試験で水素を約500wt.Ppm以上吸収したジルカロイ被覆管はすべて脆化していることが判明した。酸化後の金属組織が
相当軸晶である被覆管は吸収水素量が200wt.Ppm以上であっても300Cリング圧縮試験で延性を示したが、針状pior-
組織である被覆管は吸収水素量が1000wt.Ppt程度であっても300C圧縮試験で脆性であった。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(2), p.152 - 155, 1978/02
被引用回数：1軽水炉の冷却材喪失事故評価において、ジルカロイ被覆管の脆化が問題にされるが、その脆化は酸素に支配される。しかし、脆化と酸素との間における定量的な把握はいまだ確立されていない。このため、酸素含有量を最高11700ppmまでに5種類を選び、その各含有量におき850C真空中で11段階の濃度分布を変化させたジルカロイ-4管を用いて、脆化と酸素の関係を扁平試験によって明らかにしようと試みた。その結果、脆化が著しくなる特定の濃度分布の存在が見出され、しかも、その脆化は酸素含有量および扁平試験温度に依存することも見出された。なお、酸素の侵入につれて、ジルカロイは結晶成長を起し、その成長の程度は酸素含有量の高いものほど著しい結果も得られた。
小川 豊; 近藤 達男; 石本 清; 大塚 保
Proc.of 2nd Japan-US HTGR Safety Technology Seminar,Material Properties and Design Method Session, 9 Pages, 1978/00
ハステロイ-Xの照射後クリープ試験結果を主体とし、併せて高温照射脆化改善の試みとして、低ホウ素ハステロイ-XRに関する予備的な試験結果を報告する。照射条件は、T=670~880C、
t=6.610
n/cm(thermal)、t=1.110n/cm(fast)、t=1040hr、である。クリープでは900C、大気中で行ない、応力は1.5~5.0kg/mmである。クリープ挙動は、応力22kg/mm近傍、破断時間約100hrを境として、2つに区分できる。これより高応力短時間側では延性と寿命の低下が著しい。一方低応力長時間側では延性と寿命の低下が少ない。金相試験から、低応力側では試料の平行部全面にわたって多数のクラックが発生しており、これがクリープ試験中にみかけの延性を保っている原因であると結論された。ホウ素含有量を低減化したハステロイ-XRについて、炉水温照射後の高温引張試験を行ない、ホウ素の低減化が照射による延性低下の改善に有効であることを確認した。
貴家 恒男; 武久 正昭
J.Polym.Sci.,Polym.Phys.Ed., 12(9), p.1889 - 1898, 1974/09
前報において未焼成PTFEの粘弾性挙動と微細構造との関連が明らかにされたので、放射線重合PTFEについての動的粘弾性の測定を行ない、放射線重合PTFEの微細構造について検討した。-100C附近の分散強度はいずれの反応条件で得られたものも少なく、水懸濁系で得られたPTFEは市販乳化重合PTFEと同じくー100Cにピークを示さず、-60C附近に移動する。分散ピークは重合系中の乳化剤濃度が高くなるにつれて、ピークはブロードにかつピーク温度は低温に移動する。このことから放射線重合PTFEの結晶は不完全部分を含んでいると考えられる。開始剤乳化重合PTFEと放射線懸濁重合PTFEは同じ粘弾性挙動を示し、開始剤懸濁重合PTFEと放射線乳化重合PTFEは同じ粘弾性挙動を示した。放射線照射下では乳化剤の分解物による連鎖移動によって重合結晶化に影響を与えた結果と結論した。
