Mechanical properties of cubic (U,Zr)O

北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07

https://doi.org/10.1115/1.4039847

Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.

Mechanical properties of fuel debris for defueling toward decommissioning

星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO content range from 10% to 65%.

ウラン廃棄物を対象とした非破壊測定装置の運用実績

小原 義之; 長沼 政喜; 野廣 哲也*; 吉田 公一*; 牧田 彰典*; 坂手 光男*; 入沢 巧*; 村下 達也*

JAEA-Technology 2012-048, 39 Pages, 2013/03

JAEA-Technology-2012-048.pdf:5.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、昭和50年から平成14年まで、ウラン鉱石からウランを抽出し製錬・転換・濃縮して原子炉の燃料とするための研究開発及び使用済燃料を再処理して回収したウランの、転換・再濃縮する技術開発を行ってきた。この間に発生した放射性廃棄物は、ドラム缶に密封した状態でセンターの廃棄物貯蔵庫に約15,000本保管しているが、廃棄物管理情報に統一性がなかった。平成10年頃にセンターの主要核物質取扱施設の核物質不明量(MUF)が保障措置上の課題として国際原子力機関に指摘された。このため、センターでは、平成12年にドラム缶に収納した状態でウラン量を定量することができる米国CANBERRA社製の「Q2低レベル廃棄物ドラム缶測定装置」を導入し、廃棄物ドラム缶の非破壊でのウラン量測定を行ってきた。平成13年から平成23年の間で、廃棄物貯蔵庫に保管している約15,000本の廃棄物ドラム缶について、ほぼ全数の測定を実施した。その結果、廃棄物ドラム缶中の総ウラン量は約20tonと評価された。

A Crossed photon-atom beam method for absolute measurement of total photoionization cross sections on isolated metal atoms; Measurements on Ba and Eu atoms

小原 哲*; 小林 良栄*; 八木 修一*; 遠山 裕子*; Kutluk, G.*; 大澤 哲太郎*; 小倉 浩一; 柴田 猛順; 東 善郎*; 長田 哲夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 269(3), p.263 - 271, 2011/02

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2010.11.041

金属原子の全光イオン化断面積の絶対測定を行うための光-原子交差ビーム装置を製作した。この装置でBa及びEu原子の光イオン化断面積を4d巨大共鳴領域の110-140eV及び140-180eVで測定した。標的原子密度は水晶振動子膜厚計への蒸着速度とパルス電子銃電離イオンの飛行時間法で求めた原子速度から決めた。光子数は二重電極型イオンチェンバーを用いて決めた。得られた光イオン化断面積はこれまでの測定値や理論値とほぼ一致し、ここで用いた光-原子交差ビーム法が金属原子光イオン化絶対測定に有力であることがわかった。

In-beam -ray study of the neutron-rich nuclei of U, Pu, and Cm produced by the (O, O) reaction

石井 哲朗; 重松 宗一郎*; 牧井 宏之; 浅井 雅人; 塚田 和明; 豊嶋 厚史; 松田 誠; 牧嶋 章泰*; 静間 俊行; 金子 順一*; et al.

Physics of Atomic Nuclei, 70(8), p.1457 - 1461, 2007/08

https://doi.org/10.1134/S1063778807080224

中性子過剰核U, Pu, Cmの励起準位構造をインビーム線分光法により研究した。これらの原子核は、原子力機構・東海タンデム加速器施設において、U, Pu, Cm(O, O) 2中性子移行反応により生成した。Si -検出器を用いて散乱粒子Oを識別し、さらにOの運動エネルギーを選択することにより、残留核U, Pu, Cmの脱励起線を同定した。線測定の結果より、これらの原子核の基底回転バンドを12 状態まで確立した。回転バンドの慣性能率より、中性子数152の変形閉殻が陽子数96のCmまでは存在し、陽子数94のPuでは消失することを明らかにした。

The Structures of alkylimidazolium fluorohydrogenate molten salts studied by high-energy X-ray diffraction

萩原 理加*; 松本 一彦*; 津田 哲哉*; 伊藤 靖彦*; 小原 真司*; 鈴谷 賢太郎; 松本 一*; 宮崎 義憲*

Journal of Non-Crystalline Solids, 312-314, p.414 - 418, 2002/10

https://doi.org/10.1016/S0022-3093(02)01700-3

あるN-アルキルイミダゾリウム塩化物あるいはN-アルキルイミダゾルと無水フッ化水素(HF)の反応によって、無揮発性の室温型溶融塩を得ることができる。その室温型溶融塩は、XF2.3HFであり、ここで X=1-エチル-3-メチルイミダゾリウム (EMI),1-メチルイミダゾリウム (MeIm),1-ブチル-3-メチルイミダゾリウム (BMI),1-ヘキシル-3-メチルイミダゾリウム (HMI)である。室温での最大の固有導電率では、10mScmという高い値がEMIF2.3HFに関して得られている。そこで、これらの各室温型溶融塩についてSPring-8にいて高エネルギーX線回折による構造解析を行った。その結果、溶融塩中にもEMIFHF結晶の構造と類似のカチオンとアニオンの規則的な構造が存在することが明らかになった。この規則構造が、これらの室温型溶融塩の低粘性率の原因、ひいては高導電率の構造的な要因と考えられる

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦

関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.

核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09

本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。

Fabrication and testing of small scale mock-ups of ITER shielding blanket

秦野 歳久; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 横山 堅二; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 98-058, 77 Pages, 1998/12

JAERI-Tech-98-058.pdf:6.08MB

ITER遮蔽ブランケットの製作性を確認すると共に熱負荷試験による特性評価を行うことを目的として、一般第一壁及びバッフル第一壁、遮蔽ブロックと第一壁端コーナー部の小型モックアップを製作した。これらのモックアップは従来より実施してきた接合技術開発の成果を反映し、熱間等方加圧(HIP)法を用いて製作した。バッフル第一壁では銅合金の熱シンク上にアーマータイルとして炭素繊維複合材を二段ロウ付けを適用して接合した。いずれのモックアップも精度良く製作することができ、モックアップ端部の破壊試験から健全な接合が得られていることを確認した。また、熱機械的特性を評価するための高熱負荷試験では、熱解析より予想した除熱性能と良い一致を示すと共に、試験中の除熱性能の劣化は見られなかった。したがって、製作した構造体の健全性を確認した。

Direct writing of conductive aluminum line on aluminum nitride ceramics by transversely excited atmospheric CO laser

石井 克典; 高橋 明*; 住吉 哲実*; 小原 實*

Applied Physics Letters, 71(19), p.2758 - 2760, 1997/00

https://doi.org/10.1063/1.120125

横励起大気圧(TEA)COレーザー書き込みにより、非常に低抵抗なアルミニウムの導体線をアルミニウムの窒化物(AIN)上に形成できることを実証した。電気抵抗の最小値は500mの幅の線で0.1オーム/mmより小さかった。測定された電気抵抗値は電気回路に通常使用されている導体線のものより小さかった。アルミニウムの層のX線光電光分光による深さ方向のプロファイル解析により、形成された金属アルミニウムの層の抵抗値が説明できる。KrFレーザーを使用した実験の結果と比較して、AIN上に抵抵抗な導体線を形成させるためには、TEACOレーザー書き込みが、KrDエキシマレーザー書き込みより効果的な方法であることがわかった。