検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 29 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

照射済燃料被覆管の孔食電位測定用試料作製技術の開発

鈴木 和博; 本岡 隆文; 塚田 隆; 寺川 友斗; 市瀬 健一; 沼田 正美; 菊池 博之

JAEA-Technology 2014-004, 29 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-004.pdf:3.66MB

東日本大震災の影響により、東京電力福島第一原子力発電所の2号機, 3号機及び4号機では、緊急冷却策として海水が冷却水として使用済燃料プールへ注入された。海水成分の塩化物イオンは金属材料に孔食を起こす原因物質であることから、使用済燃料プール内の燃料被覆管に孔食が発生・成長した場合、孔食部からの放射性物質の漏えいが懸念される。そこで、海水成分を含む使用済燃料プール水における燃料被覆管の閉込機能の健全性を評価するため、照射済燃料被覆管の孔食発生条件を孔食電位測定により調査することとした。本報告では、高放射性の使用済燃料から孔食電位測定用の試料を作製する技術の開発について報告する。専用機器の開発と作製手順の確立により、専用施設でのマニプレータによる遠隔操作によって、照射済燃料被覆管の孔食発生条件の調査を可能とした。

報告書

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.

JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。

論文

Replacement technique for front acrylic panels of a large size glove box using bag-in / bag-out method

遠藤 慎也; 沼田 正美; 市瀬 健一; 西 雅裕; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 冨田 健

Proceedings of 46th Annual Meeting of "Hot Laboratories and Remote Handling" Working Group (HOTLAB 2009) (CD-ROM), 6 Pages, 2009/09

東海研究開発センター原子力科学研究所WASTEFでは、$$alpha$$$$gamma$$セル内機器のメンテナンスやTRU窒化物燃料の基礎物性試験を行うための大型グローブボックス(メンテナンスボックス)が設置されている。当該グローブボックスのアクリルパネルの一部には、劣化による微小き裂が生じており、安全な運転を行うためにパネル交換が必要となった。しかしながら、従来のパネル交換手法では、グローブボックス全体の除染やグリーンハウス内でのALS作業が必要となり、交換作業には多くの時間と人手が必要である。また、ALS作業に伴う汚染等のリスクも高くなる。そこでグローブボックスで物品等の搬出入に用いられているバックイン/バックアウト法を大型グローブボックスのパネル交換に適用したパネル交換手法を開発した。この方法は、交換するパネルを大型バックで覆い、バック内でパネル交換作業を実施するためにグローブボックスの除染やグリーンハウス設置が必要なくなり、パネル交換時のALS作業を削減することが可能となった。本交換手法をWASTEFのメンテナンスボックスのパネル交換に適用し、従来手法と比べて約1/5の人工でパネル交換を実施した。従来手法と比べて作業時間の短縮かつ安全な交換作業及び放射性廃棄物の低減化が可能であることを確認した。

論文

Heat capacities of NpN and AmN

西 剛史; 伊藤 昭憲; 高野 公秀; 沼田 正美; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 377(3), p.467 - 469, 2008/07

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.69(Materials Science, Multidisciplinary)

投下型熱量法により窒化ネプツニウムと窒化アメリシウムの比熱容量を測定した。窒化ネプツニウムと窒化アメリシウムの試料は炭素熱還元法により調製した。得られた窒化ネプツニウムの比熱容量は334から1067Kまでの温度範囲において報告値と良い一致を示し、窒化ウランや窒化プルトニウムの比熱容量の値と近い値を示した。窒化アメリシウムの比熱容量は354から1071Kまでの温度範囲において窒化ウラン,窒化ネプツニウム及び窒化プルトニウムの比熱容量の値よりわずかに小さい値を示した。

論文

Thermal conductivity of neptunium dioxide

西 剛史; 伊藤 昭憲; 高野 公秀; 沼田 正美; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 376(1), p.78 - 82, 2008/05

 被引用回数:28 パーセンタイル:9.97(Materials Science, Multidisciplinary)

二酸化ネプツニウム(NpO$$_{2}$$)の熱伝導率を測定した熱拡散率,比熱及び密度を用いて評価した。NpO$$_{2}$$の熱拡散率をレーザフラッシュ法により473から1473Kまでの温度範囲で、NpO$$_{2}$$の比熱を投下型熱量法により334から1071Kまでの温度範囲で測定した。NpO$$_{2}$$の熱拡散率は温度の上昇とともに減少し、NpO$$_{2}$$の比熱はUO$$_{2}$$の比熱よりもわずかに大きく、PuO$$_{2}$$の比熱よりも約7%小さいことが明らかとなった。また、NpO$$_{2}$$の熱伝導率は873から1473Kの温度領域ではUO$$_{2}$$及びPuO$$_{2}$$の熱伝導率の間に位置することが明らかとなった。

論文

Thermal conductivity of AmO$$_{2-x}$$

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生; 沼田 正美

Journal of Nuclear Materials, 373(1-3), p.295 - 298, 2008/02

 被引用回数:13 パーセンタイル:26.45(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化アメリシウム(AmO$$_{2-x}$$)の熱拡散率をレーザフラッシュ法により299から1473Kまでの範囲で測定した。AmO$$_{2-x}$$の熱拡散率は、温度の上昇とともに減少した。また、AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率に関しては、測定した熱拡散率,比熱及び密度を用いて評価した。AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率は299から1473Kまでの温度領域において、温度とともに減少する傾向を示すことが明らかとなった。また、真空中での熱拡散率測定で生じるO/Am比の減少により、AmO$$_{2-x}$$の熱伝導率のわずかな減少を示すことも明らかとなった。

報告書

硝酸溶液中のステンレス鋼の腐食に及ぼすネプツニウムイオンの影響

本岡 隆文; 石川 明義; 沼田 正美; 遠藤 慎也; 糸永 文雄; 木内 清; 木崎 實

JAEA-Research 2007-031, 20 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-031.pdf:2.0MB

硝酸溶液中のステンレス鋼の腐食に及ぼすネプツニウムイオンの影響を腐食試験により評価した。9規定硝酸溶液にネプツニウムイオンを含有する試験液を用いて、SUS304L鋼の試験材を浸漬及び伝熱条件で腐食試験を実施した。その結果、ネプツニウムイオンによりステンレス鋼の腐食が促進されることを見いだした。この知見は、再処理プロセスにおける材料の検討に資されると期待される。

論文

セメント平衡水中におけるスラグの溶解挙動

前田 敏克; 馬場 恒孝*; 水野 大*; 寺門 正吾; 喜多川 勇; 沼田 正美

廃棄物学会論文誌, 17(4), p.271 - 281, 2006/07

シリコン,カルシウム及びアルミニウムを主成分とするスラグ試料を用いて、セメント平衡水中における静的浸出試験を90$$^{circ}$$Cで行い、スラグの溶解挙動を調べた。セメント平衡水中では溶液のアルカリ性のため、脱イオン水中に比べてスラグの溶解量が増大することがわかった。また、スラグ表面には溶解に伴いケイ酸カルシウム水和物(C-S-H)を成分とする二次相の生成が認められ、C-S-Hが生成する期間中は同じpHのアルカリ溶液中に比べてスラグの溶解が抑制される効果がみられた。

論文

PIE technique of LWR fuel cladding fracture toughness test

遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 仲田 祐仁; 福田 拓司*; 沼田 正美; 木崎 實; 西野 泰治

Proceedings of 2005 JAEA-KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies, p.S2_7_1 - S2_7_11, 2005/11

近年、高燃焼度燃料を使用した出力急昇試験において、被覆管の軸方向に脆性割れが観察されている。この脆性割れは、高燃焼度化に伴う被覆管の水素吸収に起因した機械的特性の劣化と考えられているが、引張試験やバースト試験等の従来からの照射後試験技術では、その抵抗性を評価することは不可能である。燃料被覆管の脆性割れに対する抵抗性評価技術は、高燃焼度化燃料の健全性評価のうえで極めて重要であり、新たな照射後試験技術としての確立が急務となっている。脆性材料の壊れ抵抗性評価は、破壊靱性試験によってのみ可能である。しかしながら、規格化された既存の破壊靱性試験標準試験法は、平面歪状態を満足する形状の試験片に対するものであり、燃料被覆管のような薄肉で細径の管状材料には適用できない。このため、原子燃料工業によってコールド試験用に開発されたNCT試験法の照射後試験への適用が提案された。本セミナーでは、原子燃料工業とホット試験室との共同研究で開発した、NCT試験法による燃料被覆管の破壊靱性試験のための照射後試験技術、すなわち、使用済み燃料被覆管からのサンプル加工技術,試験片組立技術,疲労予き裂導入技術,NCT破壊靭性試験等の遠隔操作技術とを適用した照射後試験での有効性について概要を報告する。

論文

Study on the stability of AmN and (Am,Zr)N

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 沼田 正美

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.2285 - 2291, 2003/00

マイナーアクチノイドの核変換用窒化物燃料に関して、その成分となるAmN及び不活性母材との固溶体(Am,Zr)Nの安定性を室温での加水分解挙動と高温での蒸発挙動について実験的に調べた。空気中に放置したAmNは水分と急速に反応して水酸化物Am(OH)$$_{3}$$と思われる化合物になったが、(Am$$_{0.1}$$Zr$$_{0.9}$$)Nでは、1000時間の観察中に加水分解による重量増加は認められなかった。Dyモル分率をパラメータにした(Dy,Zr)Nによる実験では、固溶体の水分に対する安定性はDyのモル分率に大きく依存することがわかった。(Dy,Zr)Nの乾燥空気中での熱重量分析による高温酸化に関する実験では、700K以上で急激な酸化が起こり、Dyモル分率への依存性はほとんど見られなかった。高温でのHe中における蒸発挙動では、1623から1733Kの範囲でAmNの蒸発速度定数を得た。(Am$$_{0.1}$$Zr$$_{0.9}$$)N中のAmNの蒸発速度定数はAmNのそれに比べて小さかったが、AmNの選択的な蒸発が起こり固溶体の組成が変化することがわかった。窒素雰囲気中におけるAmNの蒸発との比較から、焼結などの高温加熱を行う場合には蒸発による損失を抑えるために、窒素雰囲気を用いる必要があることがわかった。

論文

Fabrication of americium-based nitrides by carbothermic reduction method

伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 小川 徹; 沼田 正美; 糸永 文雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.737 - 740, 2002/11

(Am, Y)N及び(Am, Zr)Nのアメリシウム系混合窒化物をAmO$$_{2}$$,Y$$_{2}$$O$$_{3}$$及びZrO$$_{2}$$を出発原料として炭素熱還元法により調製した。Am-Y系窒化物では、化学量論組成以上の過剰炭素条件下,1300$$^{circ}C$$及び1500$$^{circ}C$$の2段加熱法を適用することにより、10~30mol%AmNの範囲で、酸化物が無く、固溶酸素量も低い混合窒化物固溶体を得ることができた。

論文

Lattice parameter expansion by self-irradiation damage of $$^{244}$$Cm-$$^{240}$$Pu oxide and mononitride

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 沼田 正美; 木崎 實

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.842 - 845, 2002/11

($$^{244}$$Cm,$$^{240}$$Pu)混合酸化物及び窒化物固溶体の$$alpha$$線自己損傷による格子の膨張をX線解析により測定した。元の酸化物は$$^{244}$$Cmの$$alpha$$崩壊により、(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)O$$_{2-x}$$の組成を持っていた。これを643K及び1073Kで加熱した後、格子定数の時間変化を観察したところ、約5日で変化は収束した。格子定数の膨張率はともに2.6$$times$$10$$^{-3}$$であったが、格子定数の初期値はそれぞれ0.5394,0.5388nmであった。炭素熱還元法により酸化物から窒化物固溶体を調製し、同様に格子定数変化を観察した結果、初期の格子定数は0.4945nmで、膨張率は3.5$$times$$10$$^{-3}$$であり、酸化物に比べて大きい膨張率であった。

報告書

酸回収蒸発缶材料用放射線下伝熱面腐食試験装置の開発(受託研究)

本岡 隆文; 沼田 正美; 木内 清

JAERI-Tech 2001-088, 38 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-088.pdf:2.78MB

酸回収蒸発缶材料であるステンレス鋼の伝熱面腐食に関して、これまでの腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために、開発した放射性物質を含有した試験液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験,比較試験並びにホット試験の結果をとりまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた材料から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、減圧沸騰下での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より、高濃度硝酸溶液を用いて長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えることを確認した。また、純硝酸溶液を用いた比較試験より、既設装置と同様の結果が得られることを確認した。ホット試験では、ネプツニウムを含む硝酸溶液を用いて実験を行った。今後、開発装置によりホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されるとともに、コールドでの腐食試験条件の選定が適切に行えることが期待できる。

論文

Carbothermic synthesis of (Cm,Pu)N

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 沼田 正美; 岡本 久人

Journal of Nuclear Materials, 294(1-2), p.24 - 27, 2001/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.37

マイナーアクチノイドの消滅処理技術の研究の一環として、窒化物燃料/ターゲットの調製研究を行ってきた。窒化アメリシウムの調製に引き続き、本件では、CmとPuの混合窒化物を炭素熱還元法により調製した。原料酸化物の組成は(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)O$$_{2-x}$$であった。残存酸素量を抑えた窒化物と、酸素を固溶限まで固溶させた窒化物の格子定数は、それぞれ0.4948nm,0.4974nmであった。アクチノイドの窒化物では、酸素の固溶量が増えるに従い、格子定数が大きくなることが知られており、今回の結果もそれに従っていることがわかった。また前者の格子定数は、PuNとCmNの格子定数の文献値も用いて検討したVegard則によく従っており、窒化物固溶体(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)Nが得られたことを裏付けている。

論文

A Model to predict the ultimate failure of coated fuel particles during core heatup events

小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生

Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.61(Nuclear Science & Technology)

仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO$$_{2}$$の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。

報告書

被覆粒子燃料からの照射中金属FP放出 (74F9J,75F4A,75F5Aスィープガスキャプセル)

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 伊藤 忠春; 喜多川 勇; 宮西 秀至; 関野 甫; 沼田 正美; 岩本 多實; et al.

JAERI-M 85-041, 48 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-041.pdf:1.33MB

74F9J、75F4A、75F5Aの3本のスィープガスキャプセルで照射した、計9種類のTriso破覆UO$$_{2}$$粒子試料について、キャプセル内部に放出された金属FP量を照射後定量した。照射温度、時間、照射終了時貫通破損割合($$phi$$EOL)および金属FP放出割合をもとに、個々の試料について主たるFP放出機構を推定した。幾つかの試料については、$$phi$$EPLおよび製造時SiC層破損割合($$phi$$BOL)では説明できない。多量のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$放出を、(1)照射による新たなSiC層破損の発生、あるいは、(2)健全なSiC層を通しての拡散放出、の二通りの仮説によって検討した。Ag$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$はCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$を上回る放出割合を示した。その他の金属FPではEu$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{7}$$が大きな放出割合を示した。

論文

Release of metal fission products from UO$$_{2}$$ kernel of coated fuel particle

小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 沼田 正美; 井川 勝市

J.Nucl.Mater., 135, p.18 - 31, 1985/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:17.04

Cs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$,Cs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$,Sb$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{5}$$,Ce$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{4}$$,Ru$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{6}$$,Ag$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$のTriso被覆高密度UO$$_{2}$$核からの照射下における放出について調べた。照射後に健全粒子を注意深く破壊し、UO$$_{2}$$核中のFP残量,およびUO$$_{2}$$核と被服層との間でのFPの分配を、$$gamma$$線スペクトロメトリーによって調べた。結果を被覆燃料粒子中のFPの高温化学の観点から考察した。

口頭

再処理用材料の腐食による劣化とその機構,4; ホット環境におけるジルコニウム製機器の環境助長割れ確認試験

沼田 正美; 加藤 千明; 本岡 隆文; 遠藤 慎也; 喜多川 勇; 木崎 實; 山本 正弘; 木内 清

no journal, , 

核燃料再処理施設の機器のうち、燃料溶解槽等のジルコニウム製機器について、使用済み燃料溶解液における環境助長割れに関する検討を行い、コールド模擬液の妥当性を検証した。また、実機に近い環境を模擬するためにCo$$^{60}$$を用いた$$gamma$$線照射を用いて放射線の影響を検討した。その結果、コールド模擬液の妥当性を確認し、放射線による環境助長割れの加速が生じないことを明らかにした。

口頭

ネプツニウム二酸化物の熱伝導率

西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 冨田 健; 沼田 正美

no journal, , 

FBR用のマイナーアクチノイド(MA)含有酸化物燃料の研究開発では、MA添加に伴う燃料の物性変化を評価することが極めて重要である。そこで、MA酸化物の一つであるNpO$$_{2}$$の焼結体を調製し、レーザフラッシュ法により熱拡散率を測定し、熱伝導率を評価した。NpO$$_{2}$$の熱拡散率は1.7$$times$$10$$^{-6}$$$$sim$$7.3$$times$$10$$^{-7}$$m$$^{2}$$/sの範囲内で温度とともに減少した。一方、山下らの比熱の文献値を用いて熱伝導率を算出し、Maxwell-Euckenの式を用いて理論密度におけるNpO$$_{2}$$の熱伝導率を求めた。NpO$$_{2}$$の熱伝導率は573Kから1423Kまでの温度領域において、5.2$$sim$$3.1W/mKの範囲で温度とともに減少する傾向を示した。また、理論密度におけるUO$$_{2}$$とPuO$$_{2}$$の熱伝導率と比較して、750K以下ではUO$$_{2}$$, PuO$$_{2}$$の値よりも小さい値であるが、その温度以上ではPuO$$_{2}$$の値よりも大きい値であることがわかった。さらに、1200K以上ではUO$$_{2}$$の値とほぼ一致することも明らかになった。

29 件中 1件目~20件目を表示