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論文

Tritium release behavior from lithium titanate pebbles at low irradiation temperature

河村 弘; 土谷 邦彦; 中道 勝; 藤田 淳哉*; 佐川 尚司; 長尾 美春; Y.Gohar*; 池島 義昭; 斎藤 隆; 桜井 進; et al.

Fusion Technology 1998, 2, p.1289 - 1292, 1998/00

核融合炉増殖ブランケット設計において、トリチウム増殖材として微小球形状のリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)が候補材の1つとして挙げられている。しかしながら、微小球形状Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$からの低温時(250~400$$^{circ}$$C)におけるトリチウム放出特性データはほとんどない。本研究では、JMTRを用いて、中性子照射下におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出試験を行い、トリチウム放出特性に対するスィープガス流量水素添加量及び照射温度の影響を調べた。この結果、トリチウムは増殖材充填層中心温度100$$^{circ}$$Cから、除々に放出されることが明らかになった。また、放出トリチウムのガス成分割合は、水分濃度の減少とともに増加し、定常時には93%程度になった。以上の結果から、低温時におけるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球からのトリチウム放出特性に関する有望なデータを取得することができた。

論文

JMTR1次冷却水中の放射性ヨウ素の放出源

山本 克宗; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 米澤 仲四郎; 中山 富佐雄

日本原子力学会誌, 29(8), p.717 - 723, 1987/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.14(Nuclear Science & Technology)

JMTRの定常運転時には、1次冷却水中から常に微量の放射性ヨウ素が検出されている。この放射性ヨウ素の放出源を明らかにするために、定常運転時の測定データを検討し、また主な炉心構成材料中の不純物ウランの分析を行った。放射性ヨウ素濃度は炉心のベリリウム枠の交換に伴って変動していることがわかった。炉心構成材料の分析の結果、ベリリウム中から10~42ppmbのウランが検出された。この不純物ウランからは実測値に近い濃度の放射性ヨウ素が生成することが計算により確認された。これらのことから、1次冷却水中の放射性ヨウ素は主としてベリリウム中の不純物ウランから放出されていると考えられる。

論文

中性子放射化分析法による原子炉材料中のウランの定量

米澤 仲四郎; 星 三千男; Mohammad Abdullah*; 比佐 勇; 山本 克宗

日本原子力学会誌, 29(1), p.58 - 63, 1987/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.14(Nuclear Science & Technology)

中性子放射化分析法による原子炉材料中のppbレベルウランの定量法を検討し、材料試験炉(JMTR)に使用されている材料を中心にウラン含有率を測定した。試料とウラン標準溶液を原子炉で照射後、ジルカロイ,ステンレス鋼,アルミニウムおよび脱塩水試料についてはTTA液液抽出法を用い$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npを分離して、黒鉛とベリリウム試料の場合には化学分離をせずに直接、$$gamma$$線スペクトロメトリーにより$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npを測定する方法でウランを定量した。分析値の正確さはジルカロイ標準試料中のウラン定量値が表示値と良い一致を示した事から確認された。原子炉材料中のウラン含有率は、ジルカロイ:40~200ppb,ステンレス鋼:50ppb以下,アルミニウム:200~300ppb,ベリリウム:10~40ppbであった。

論文

JMTRにおける試験用中濃縮燃料の照射試験; 水中のFP核種測定による燃料の健全性の確認

山本 克宗; 板橋 行夫; 稲田 征二; 横内 猪一郎; 比佐 勇; 中山 富佐雄

日本原子力学会誌, 28(5), p.425 - 427, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

JMTR用燃料の中濃縮化計画に基づき、昭和58年度に製作した2体の試験用中濃縮ウラン燃料要素(以下MEU燃料)をJMTRの炉心に装荷して照射試験が行われた。照射中および照射後のMEU燃料の健全性を確認するために、1次冷却水中の放射性ヨウ素の測定およびショッピングテストを行った。照射試験中には1次冷却水中から微量の放射性ヨウ素が検出されたが、その濃度は通常運転時と同程度であり、また照射期間中にその濃度が異常に上昇することもなかった。シッピングテストでは水中からFPが検出されたが、比較のために行った標準燃料要素および燃料以外の炉心構成要素についてのテストでもMEU燃料の場合と同程度のFPが検出され、MEU燃料には異常のないことが確認された。これらの測定により、MEU燃料の照射中および照射後における健全性が確認された。

論文

Photographic monitoring system for observing heavy free-falling objects; Multi-stage design packages of radioactive waste

伊藤 彰彦; 大内 康喜; 比佐 勇; 関 晋; 背戸 義郎*; 倉品 昭二*

J.Oceanogr.Sci.Jpn., 40, p.98 - 104, 1984/00

放射性廃棄物パッケージは海洋投棄の際、海底に到達するまで健全性を保持することが安全上必要とされている。そこで、模擬廃棄物(非放射性)を封入した多重構造パッケージを水深4300mの海底へ自由落下により投棄して試験を行った。健全性は海中を落下する際及び着底後短時間、連続的に撮影したパッケージの写真により判断した。 最大のパッケージ質量は4,300kgあるので、ブイとけい留索との連結には特別の注意を払った。自由落下システムの落下及び浮上速度は、実験に先だって計算により推定した。従来、報告されたことのないような重量物の自由落下試験は適切な自由落下システムを使用することにより、円滑に実施され、パッケージの健全性が実証された。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

報告書

海洋処分に備えた多重構造廃棄物パッケージの高水圧試験,2

関 晋; 比佐 勇; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 和達 嘉樹; 天野 恕; 丸山 亨; 佐藤 元昭; 高橋 孝三; 進士 義正; et al.

JAERI-M 9100, 6 Pages, 1980/09

JAERI-M-9100.pdf:0.33MB

低レベル放射性廃棄物の海洋処分に備えて、200l大多重構造パッケージを高圧水槽中で加圧し、海洋処分された場合の健全性について調べた。その結果、パッケージには安全上問題となるような変化は生じなかった。

論文

Integrity test of multi-stage design packages of radioactive wastes under deepsea condition

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(11), p.857 - 864, 1980/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

低レベル放射性廃棄物の海洋処分に備えて、200l多重構造容器の安全性試験として、高水圧試験を行った。得られたデータから、水みちを通る水の進入状況をコンピュータによりシミュレートした。 以上の結果を確認するため、パッケージの吊り下し-回収試験を水深5,000mの範囲で行った。結果として、安全上問題となるような破損は認められなかった。

報告書

放射性廃棄物多重構造パッケージの自由落下による深海中健全性実証試験

伊藤 彰彦; 大内 康喜; 比佐 勇; 関 晋; 服部 洋司良; 高橋 孝三; 進士 義正; 背戸 義郎*; 神保 正春*

JAERI-M 8525, 64 Pages, 1979/11

JAERI-M-8525.pdf:3.04MB

模擬放射性廃棄物を封入した多重構造パッケージ-B-I型、B-III型、、LD-75型-の水深約4,300mの海底への自由落下による健全性試験を四国沖350kmの太平洋において実施した。自由落下試験に際しては、ブイの下方に深海カメラ、フラッシュ、切り離し装置を吊り、さらに切離し装置の下方に廃棄物パッケージを連結して海中を落下させ、落下中および着底後しばらくパッケージの写真を撮影した。深海カメラ、フラッシュ等は、切離し装置の作動によってパッケージから切離され、ブイの浮力により海面へ浮上するので、これを回収した。深海カメラ、フラッシュ等の回収には全て成功した。B-III型パッケージの試験ではフラッシュが作動せず撮影は不成功に終ったが、B-I型、LD-75型では写真からパッケージの健全性は保持されたと判定した。

報告書

海洋処分にそなえた放射性廃棄物パッケージの深海中健全性実証試験; 多重構造パッケージおよびセメント均一固化体の海中吊下ろし,回収試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦; 森下 悟; 丸山 亨; 倉品 昭二*; 下田 喜内*

JAERI-M 7780, 41 Pages, 1978/07

JAERI-M-7780.pdf:4.44MB

D-50多重構造パッケージおよびM級ドラム缶づめセメント均一固化体(模擬廃棄物パッケージ)について、海洋における水深5000mまでの吊下ろし-回収試験を行なった。得られた結果は次のとおりである。1)模擬廃棄物の吊下ろし一回収試験について所期の計画を達成した。2)D-50バッケージの深海中の連続写貢撮影は成功し、鮮明な写真が得られた。3)回収したD-50パッケージについてはドラム缶の外面、ドラム缶を取り除いた内張コンクリートの外面および内張コンクリートの切断面の目視検査、ならびに海中の連続写真撮影観察の結果、また、回収したM級パッケージ(セメント均一固化体)についてはドラム缶の外面、ドラム缶を取り除いた固化体の外面の目視検査の結果、それぞれの模擬廃棄物には安全上問題となる変化はないと結論した。

論文

海洋処分にそなえたLWR廃液実大セメント均一固化体の高水圧浸出試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 伊藤 彰彦

日本原子力学会誌, 20(12), p.887 - 896, 1978/00

 被引用回数:1

実大の廃棄物固化体を深度5000mの海底の水圧、温度、流速を模擬した条件でLWR模擬濃縮廃液のドラム缶づめセメント均一固化体の浸出試験を行った。その結果、次のような主要な知見が得られた。(1)アスファルトキャッピングを施した固化体については放射能の浸出は検出されず、キャッピング内部への水の浸入も認められなかった。(2)露出面を設けたBWR模擬廃液のC種高炉セメント固化体では見掛けの拡散係数は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{6}$$$$^{0}$$Coについては各々1.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$および1.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{9}$$cm$$^{2}$$/day、PWR模擬廃液の普通ポルトランドセメント固化体では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csについて1.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$cm$$^{2}$$/dayであった。(3)この結果を用いて放射性核種の減衰を考慮した環境への浸出量の長期予測を試みた。

報告書

放射性廃棄物セメント固化体の安全評価,3; 浸出に及ぼす供試体の形状の影響

松鶴 秀夫; 比佐 勇; 大内 康喜; 森山 昇; 和達 嘉樹; 伊藤 彰彦

JAERI-M 6457, 11 Pages, 1976/03

JAERI-M-6457.pdf:0.51MB

放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、その安全性を評価するため、放射性核種の浸出量と供試体の表面積-体積比との関係を調べた。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよひ$$^{6}$$$$^{0}$$Coを用いて、表面積-体積比を変化させて浸出比を求めた。その結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよひ$$^{6}$$$$^{0}$$Coのいずれの場合も、浸出比と表面積-体積比との関係は比例関係にあり、平面拡散源モデルから導かれる拡散式から予想されるものと一致した。以上に得られた知見に基づいて、IAEAサイズ(4.5cm$$phi$$$$times$$4.4cm)の供試体を用いて得た浸出挙動から、200lドラム缶大のセメント固化体の浸出挙動の予測する。

報告書

実大固化体高圧RI浸出試験装置

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇; 江村 悟

JAERI-M 6382, 53 Pages, 1976/01

JAERI-M-6382.pdf:1.37MB

本報告書は、実大固化体高圧RI浸出試験裏置の設計、概要およびその性能についてまとめたものである。この装置の特長は、200lドラム缶大のセメント供試体を用いて、深海5000mにおける条件(圧力500kg/cm$$^{2}$$G、水温2$$^{circ}$$C、水平流速1~2cm/sec)を所定時間でつくり出し、それを長時間にわたって保持することができるものである。この装置は、1977年に実施を予定されている低レベル放射性廃棄物の試験的海洋処分に備えて、セメント均一固化体の耐圧性ならびに同固化体からの放射性物質の浸出性の研究に主として用いられる。

報告書

海洋投棄にそなえたセメント均一固化体の高水圧試験

関 晋; 大内 康喜; 比佐 勇

JAERI-M 6364, 14 Pages, 1976/01

JAERI-M-6364.pdf:0.44MB

低レベル放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、実大規模セメント均一固化体を深海5000mと同等の条件(圧力500kg/cm$$^{2}$$G、水温2$$^{circ}$$C、水平流速1~2cm/sec)におく実験を行なった。得られた結果は、次のとおりである。1)ドラム缶付きのセメント固化体では、ひび割れなどの破壊状態を認めることはできない。2)ドラム缶容器を具備しない裸のセメント固化体、固化体内部への水の浸入ならびに応力の集中化により、崩れ現象が認められた。

報告書

放射性廃棄物セメント固化体の安全評価,2; セメント固化体からの$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出

松鶴 秀夫; 比佐 勇; 大内 康喜; 森山 昇; 和達 嘉樹; 伊藤 彰彦

JAERI-M 6361, 18 Pages, 1976/01

JAERI-M-6361.pdf:0.76MB

放射性廃棄物の処分法の研究の一環として、放射性廃棄物(BWRまたはPWRからの蒸発缶濃縮廃液)のセメント固化体からの$$^{6}$$$$^{0}$$Coの水相への浸出を調べた。$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比はWa/C、塩濃度、骨材添加量、浸出液の種類と温度、および養生期間の函数として求めた。その結果、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出比はWa/C、塩濃度、骨材添加量などの因子への依存性は比較的低く、10$$^{-}$$$$^{4}$$~10$$^{-}$$$$^{3}$$程度の値が浸出時間100日で得られる。、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの浸出性はイオン交換水におけるより人工海水における場合の方が低く、また、浸出液の温度が低いほど低く、養生期間が長いほど低くなる。以上に得られた知見に基づいて、$$^{6}$$$$^{0}$$Coの長期における浸出量の予測を行なった。

報告書

放射性廃棄物セメント固化体の安全評価; 1,セメント固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの浸出

江村 悟; 松鶴 秀夫; 比佐 勇; 関 晋

JAERI-M 5779, 36 Pages, 1974/07

JAERI-M-5779.pdf:1.41MB

放射性廃棄物セメント固化体の海洋処分にあたって、その安全性を評価するため、固化体から$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの環境水への浸出性を調べた。浸出試験は、IAEAの暫定指針にもとずいて、BWRおよびPWRの模擬再生濃縮廃液-セメントペーストならびにモルタル固化体を用いて行なった。浸出比は、廃液-セメント比、塩濃度、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs添加量、骨材添加量、浸出水の種類と温度、養生期間について求めた。浸出試験結果をまとめると、(1)BWRの廃液に対しては、高炉C種セメント、PWRの廃液には普通ポルトランドセメントを用いることによって耐浸出性は向上した。(2)一般に、廃液-セメント比ならびに廃液塩濃度の滅少によって浸出比は低くなった。(3)浸出水温度が低い場合、着生期間が浸出性におよぼす影響は比較的大きい。(4)ゼオライトを添加することによって$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの浸出性は、著るしく改善された。

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