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報告書

核種移行データベースの開発研究(II)(要約版)

上田 真三*

PNC TJ1211 98-002, 46 Pages, 1998/02

PNC-TJ1211-98-002.pdf:1.18MB

動力炉・核燃料開発事業団では、2000年3月までに性能評価レポートを作成する予定である。本研究は、レポート作成にあたって必要とされる核種移行データベース及び評価用モデルを整備することを目的として平成8年度に引き続き実施したものである。主な実施内容を以下に示す。1.重要元素の核種移行データベースの整備21元素に対し、OH、CO23、Cl、F、SO42、PO43を対象とした溶液中の化学種及び固相のデータ整備及びその国際的専門家のレビューを行った。また、岩石などへの17元素の収着データ及び7元素の拡散データ整備を行った。ベントナイトに関してはPuの収着性及び拡散データベースの整備を行った。2.データベース整備に係わるデータ取得ベントナイト、花崗閃緑岩、凝灰岩を対象にThの収着試験を実施した。またベントナイトを対象にRa、Np、Tc、U、ケイ砂混合ベントナイトを対象にCs、Se、Niの拡散試験を実施した。3.ベントナイトの間隙水水質推定モデルの検討イオン交換モデルにおける吸着化学種の活量補正について評価を行った。また空隙水組成に及ぼす不純物の影響に検討し、空隙水pHに対して方解石、石膏、硫化鉄の存在が影響することを明らかにした。4.コロイドの核種移行に与える影響の評価Hwangらのモデルを確証するためのデータ取得試験を実施するとともに、コロイドの存在が核種移行に与える影響の評価を行った。

報告書

核種移行データベースの開発研究(II)

上田 真三*

PNC TJ1211 98-001, 824 Pages, 1998/02

PNC-TJ1211-98-001.pdf:19.06MB

動力炉・核燃料開発事業団では、2000年3月までに性能評価レポートを作成する予定である。本研究は、レポート作成にあたって必要とされる核種移行データベース及び評価用モデルを整備することを目的として平成8年度に引き続き実施したものである。主な実施内容を以下に示す。1.重要元素の核種移行データベースの整備21元素に対し、OH、CO23、Cl、F、SO42、PO43を対象とした溶液中の化学種及び固相のデータ整備及びその国際的専門家のレビューを行った。また、岩石などへの17元素の収着データ及び7元素の拡散データ整備を行った。ベントナイトに関してはPuの収着性及び拡散データベースの整備を行った。2.データベース整備に係わるデータ取得ベントナイト、花崗閃緑岩、凝灰岩を対象にThの収着試験を実施した。またベントナイトを対象にRa、Np、Tc、U、ケイ砂混合ベントナイトを対象にCs、Se、Niの拡散試験を実施した。3.ベントナイトの間隙水水質推定モデルの検討イオン交換モデルにおける吸着化学種の活量補正について評価を行った。また空隙水組成に及ぼす不純物の影響に検討し、空隙水pHに対して方解石、石膏、硫化鉄の存在が影響することを明らかにした。4.コロイドの核種移行に与える影響の評価Hwangらのモデルを確証するためのデータ取得試験を実施するとともに、コロイドの存在が核種移行に与える影響の評価を行った。

報告書

地層処分システム性能評価手法の高度化に関する研究

not registered

PNC TJ1222 95-005, 552 Pages, 1995/03

PNC-TJ1222-95-005.pdf:19.35MB

我が国の高レベル放射性廃棄物地層処分の性能評価体系における重要な研究課題を抽出・検討するため、以下4つのサブテーマを設定した。(1)スイスNagraのKristallin-Iの検討(2)ガス発生と移行(3)地下水化学(4)不確実性次に、各テーマ毎に、エキスパート間の議論を通じ、今後の研究課題を摘出・検討した。特に、本年度は、より信頼性の高い溶解度算定のための簡単な解析作業を行った。

論文

Vaporization behavior of plutonium-zirconium binary alloy

前多 厚; 鈴木 康文; 岡本 芳浩; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 205, p.35 - 38, 1994/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:66.74(Chemistry, Physical)

各種のプルトニウム組成をもつPu-Zr合金のプルトニウム分圧を約1400から1900Kの温度範囲でヌセン法による質量分析により測定した。プルトニウムの活量を評価した結果、Pu-Zr系は理想溶体に近い挙動を示すが、凝縮相では理想状態から僅かに偏ることが認められた。液相状態では理想溶体を仮定し、固相ではG$$^{E}$$(sol)=4500X$$_{Pu}$$X$$_{Zr}$$(J/mol)の過剰ギブスエネルギーをもつ規則溶体とすると,実測した固相線及び液相線温度を良く再現できることが判った。

論文

Vaporization behavior of uranium-plutonium mixed nitride

鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 大道 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 188, p.239 - 243, 1992/00

 被引用回数:21 パーセンタイル:84.68(Materials Science, Multidisciplinary)

混合窒化物、(U$$_{1-x}$$Pu$$_{x}$$)N(x=0,0.20,0.35,0.60,0.80,1.00)のU及びPu蒸気圧をクヌーセン・質量分析法によって測定した。窒化物試料は炭素熱還元で得られたUN及びPuNの混合物を均質化することによって調製して実験に供した。生成物については、X線回折によって固溶体形成の確認を行った。また、(U,Pu)N相の格子定数の組成依存性を調べた。蒸気圧測定は1mm径オリフィスのタングステンセルを用いて実施した。UN及びPuNに対しては、文献値とのよい一致がみられた。また、混合窒化物では固溶体比によりU及びPuN分圧の低下することが認められた。(U,Pu)N中のPuNの活量を評価した結果では、理想容体からはずれることが示唆された。

論文

高温ガス炉用Ni基耐熱合金のクリープ挙動に及ぼす脱炭性ヘリウム雰囲気の影響

倉田 有司; 小川 豊; 中島 甫

鉄と鋼, 74(2), p.380 - 387, 1988/02

高温ガス炉1次冷却系ヘリウム中での構造材料のクリープ挙動に及ぼす脱炭性雰囲気の影響を調べるため、不純物組成の異なる4種のヘリウム雰囲気中、950$$^{circ}$$CでハステロイXRおよびXR-IIのクリープ試験を行った。実験を行った4種のヘリウム中、低酸素分圧・低炭素活量のヘリウムで脱炭が観察された。脱炭が起った雰囲気では、急速な加速クリープが現われ、クリープ破断時間は著しく減少した。高温ガス炉1次冷却系ヘリウム中で、ハステロイXRおよびXR-IIの脱炭は、Crのスタビリティ図を用いた腐食領域図を使用することによって予測できることが示された。脱炭による金属材料のクリープ強度低下を防ぐために、高温ガス炉1次冷却材中の不純物をコントロールすることの重要性が指摘された。

報告書

F.P.ヨウ素の活量への放射線照射効果

not registered

PNC TJ260 82-04, 33 Pages, 1982/03

PNC-TJ260-82-04.pdf:1.15MB

本研究は,1981年6月-1982年3月末の期間に実施されたF.P.ヨウ素の活量への放射線照射効果についての実験的研究について述べたものである。高速炉のステンレス鋼被覆管成分の燃料ペレット中への化学輸送現象を説明するモデルとして,ヨウ化セシウムの放射線分解によって生成するヨウ素を介しての気相輸送モデルが提唱されているが,本研究はその妥当性を検証する目的で,ヨウ化セシウムの電子線照射下で鉄の化学輸送が生ずる条件を実験的に研究したものである。その結果,高温表面で鉄の析出が生ずることが観察され,鉄について上記のヨウ素を介する気相輸送モデルの妥当性を検証する結果が得られた。

論文

A Formal model for approximation of thermodynamic properties of nonstoichiometric monocarbides

小川 徹

Scr.Metall., 14(12), p.1309 - 1313, 1980/00

ZrCの炭素副格子を、炭素と空孔の置換型固溶体とみなすことにより、正則溶体近似をあてはめ、その不定比組成での熱力学的性質を記述できることを示した。また、同モデルから導かれる活量式を、統計熱力学的モデルからの活量式と比較し、不定比ZrC中の結合エネルギーの組成依存性について考察した。

報告書

Phase equilibrium study on system uranium-plutonium-tungsten-carbon

宇賀神 光弘

JAERI-M 6804, 100 Pages, 1976/11

JAERI-M-6804.pdf:3.95MB

U-Pu-W-C系に生起する相及び反応を主に、本系の冶金学的性質を調べた。化合物の生成自由エネルギ-及びW添加炭化物燃料の炭素活量とU/Pu偏析とについて状態図のデ-タから推定した。その結果、W金属が炭化物燃料の熱化学的安定剤として極めて有用である事がわかった。また、WがU炭化物及び(U、Pu)混合炭化物と共存する時高温における安定性に優れている事が判った。

論文

Thermodynamic activity of carbon in molybdenum-containing uranium carbide

宇賀神 光弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 12(6), p.381 - 384, 1975/06

 被引用回数:0

モリデブンを含む炭化ウラン中の炭素の熱力学的活量をU-Mo-C系の相平衝を用いて計算し、オーステナイト系不銹鋼のそれと比較した。炭化ウラン中の炭素活量はモリデブンの化学形と濃度とに依存して変化することがわかった。即ち、過剰の炭素がUC$$_{1}$$.5あるいはUC$$_{2}$$として依存するときは、モリデブンは炭素活量に影響しないがUC中にUMoC$$_{2}$$あるいはUMoC$$_{1}$$.7としてモリデブンが存在するときは、炭素活量を著しく低下させる。後者の場合には不銹鋼との両立性のよいことが推定された。

論文

Thermodynamic estimations for the system U-Pu-W-C

宇賀神 光弘; 高橋 一郎; 鈴木 康文; 阿部 治郎; 栗原 正義

Journal of Nuclear Materials, 49(2), p.151 - 160, 1973/02

 被引用回数:3

既知のU-W-C3元系データからUWC$$_{1}$$.75とUWC$$_{2}$$の生成自由エネルギーをついでU-Pu-W-C4元系のデータからPuWC$$_{2}$$のそれを求めた。計算では固溶体を理想あるいは規則溶液と仮定しかつU$$_{1}$$$$_{-}$$$$_{x}$$Pu$$_{x}$$C$$_{1}$$.5-U$$_{1}$$$$_{-}$$$$_{y}$$PuyWC$$_{2}$$ 2相平衡においてx=yとした。2000°Kにおけるおよその生成自由エネルギー値として、UWC$$_{1}$$.75:-42,UWC$$_{2}$$:-46,PuWC$$_{2}$$:-37kcal/moleを得た。また(U,Pu)Cと平衡する(U,Pu)WC$$_{2}$$のPu濃度は一炭化物相のそれより高くなることが推定された。その傾向は(U,Pu)Cと(U,Pu)C$$_{1}$$.5とにおけるPu分布の仕方に類似しているようにみえる。さらに燃料-被覆材間の共存性の観点から、タングステンでbufferされたUC中の炭素活量を計算し不銹鋼のそれと比較した。

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