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論文

Irradiation experiment of ZrC-coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 石川 明義; 冨田 健; 飯田 省三; 関野 甫

Nuclear Technology, 130(3), p.272 - 281, 2000/06

 被引用回数:59 パーセンタイル:4.19(Nuclear Science & Technology)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補の一つである。ZrC被覆燃料粒子とSiC被覆燃料粒子の高温における照射性能を比較するために、同一条件の下で、キャプセル照射試験を実施した。照射温度は1400-1650$$^{circ}$$C、燃焼率は4.5%FIMAであった。照射後試験の粒子断面観察において、ZrC被覆層にはパラジウムによる腐食は観察されなかったが、SiC被覆層にはパラジウム腐食が認められた。被覆層の貫通破損率の検査では、ZrC被覆燃料粒子には有意な破損は認められなかったが、SiC被覆燃料粒子には照射による破損が認められた。ZrC被覆燃料粒子の高温における優れた照射性能が明らかになった。

報告書

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出; ICF-51Hキャプセル照射試験

飛田 勉; 湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; 関野 甫; 飯田 省三; 高橋 五志生

JAERI-Research 96-014, 34 Pages, 1996/03

JAERI-Research-96-014.pdf:2.15MB

破損被覆燃料粒子からの金属核分裂生成物の放出挙動を調べることを目的に、貫通破損粒子を模擬した人工欠損粒子、SiC層被覆粒子及び健全粒子の3種類の粒子試料を用いて、JRR-2のICF51Hキャプセルにより照射試験を実施した。平均照射温度は約1600Kであり、燃焼率は約2%FIMAであった。照射後試験においては、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察、及び$$gamma$$線測定を行った。SiC層破損粒子では、$$^{144}$$Ce、$$^{106}$$Ru及び$$^{125}$$Sbのインベントリは健全粒子の場合とほぼ等しかったが、$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs及び$$^{154}$$Euのインベントリは健全粒子の場合より小さかった。人工欠損粒子では、測定されたすべての核種のインベントリが、健全粒子の場合よりも小さかった。またFORNAXコードを用いて、被覆燃料粒子からのセシウムの放出のモデル解析を行い、実験結果と比較した。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irradiation examination of MH-2 fuel rod

柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-015.pdf:8.77MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

報告書

Pre-pulse irradiation examination, NSRR pulse irradiation and post-pulse irraditaiton examination of MH-1 fuel rod

柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01

JAERI-M-91-220.pdf:7.02MB

NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。

論文

Effect of hold time and frequency on the fatigue crack growth rate of irradiated cold-worked type 316 stainless steel

實川 資朗; 海野 明; 高橋 五志生; 飯田 省三; 足立 守; 鈴木 建次*; 菱沼 章道

Effects of Radiation on Materials, p.1083 - 1094, 1992/00

照射した冷間加工材の316ステンレス鋼について、疲労亀裂の成長速度に対する保持時間及び荷重の周波数の効果を評価した。照射は高速炉にて400$$^{circ}$$Cで20dpaまで行った。その結果、高温域での保持時間効果は、保持時間の0.7乗に比例し、またヘリウム量に比例することがわかった。この結果、1023Kで50秒の保持時間を与えると、照射量が20dpaの材料では亀裂成長速度が40倍近くに増加するのである。一方、荷重の周波数効果は低温度域で大きく、これは低周波数域では照射材に特徴的なチャンネル破壊現象が生じたためである。チャンネル破壊は、疲労亀裂の発生を助けるため変化が生じたのである。

報告書

PWR型高燃焼度燃料棒に関するFPガス放出率の非破壊測定に関する研究

柳澤 和章; 宮西 秀至; 喜多川 勇; 飯田 省三; 伊藤 忠春; 天野 英俊

JAERI-M 91-202, 33 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-202.pdf:1.27MB

PWR型燃料棒のガスプレナム部に蓄積された$$^{85}$$Kr(半減期10.76y)のガンマ線放射能強度を測定することにより、非破壊的に、Xe+KrFPガスの放出率(FGR)を推定する方法を実験的に研究した。実験結果によれば、Xe+Krの放出率FGR(%)は、$$^{85}$$Krに関する測定$$gamma$$線放射能強度をC(counts/h)、燃料棒プレナム容積をVfとすれば、FGR(%)=0.28c/Vf(counts/h・min)又はFGR(%)=0.07C(counts/h)で与えられる。本実験では、NSRRでパルス照射した燃焼度42MWd/kgUまでのPWR型短尺燃料棒を用いて行ったものであり、その過渡変化による放出率は0.6%から12%まであった。また、$$^{85}$$Krを用いたFGRの推定精度は、$$pm$$30%以内である。

報告書

技術報告; PWR型燃料棒の短尺化

柳澤 和章; 宇野 久男; 笹島 栄夫; 山崎 利; 稲葉 稲雄; 石島 清見; 黒羽 裕; 関田 憲昭; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 90-091, 171 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-091.pdf:6.33MB

予備照射済燃料(商用炉で使用したLWR型燃料他)を用いたNSRRでの反応度事故(RIA)模擬実験遂行に関しては、実験遂行にあたり次の様な3つの技術的課題を克服する必要があった。(1)燃料棒の短尺化:商用炉で使用された予備照射済燃料棒の有効発熱表は3.6mあり、これをNSRR実験で使用するには有効発熱長0.12m程度に短尺化した燃料棒を(短尺化率1/30)作製しなければならなかった。(2)炉内計装機器の開発:炉内使用期間中、燃料棒は水側腐食、曲がり、つぶれ等の構造及び寸法変化をおこしていた。この様な状況の下で研究上の必要性から燃料棒内圧センサー、被覆管と燃料ペレットの伸びセンサー及び被覆管表面の熱電対等の計装類を遠隔操作で燃料棒に取り付ける技術を開発しなければならなかった。(3)パルス後の短尺化燃料棒の照射後試験機器の整備。以上の3つの課題につき、反応度安全研究室、NSRR管理室、実燃燃料試験室及び研究炉管理部ホットラボの技術陣が約4年の歳月をかけて当該技術課題と取り組み解決に至った。本報は、その技術的成果を集大成したものである。

報告書

JRR-3一次冷却重水系の化学除染の検討・その2 (CAN-DECON法による化学除染)

近藤 忠美; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 田中 純利; 飯田 省三; 山本 章

JAERI-M 85-039, 26 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-039.pdf:0.77MB

前報では、JRR-3一次冷却重水系の汚染状況の把握と実験室規模でのCAN-DECON法の有効性について検討した。本報告書では、ループテストによるCAN-DECON法の実験結果について検討した。実験の目的は次の通りとした。(1)アルミニウム材の溶解に関する評価、(2)ステンレス配管の除染評価、(3)イオン交換樹脂による除染剤の除去に関する有効性の評価。実験の結果、アルミニウムとステンレス鋼は溶解に関して問題のないことがわかった。また、スレンレス鋼の平均除染係数は、ウランが約10、プルトニウムが約5であった。除染剤と溶出イオンは陰イオン交換樹脂と温床イオン交換樹脂でほぼ完全に除去できた。CAN-DECON法は汚染されたステンレス配管から、ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物の除去に効果的であることがわかった。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,4; BWR使用済燃料による「線源形状評価のための実験」

田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 飯田 省三; 内山 順三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-020, 46 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-020.pdf:1.74MB

照射済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は燃料集合体を1つの体積線源と見なして解析を行う場合の線源形状の近似手法を評価、検討するためのもので、照射履歴のほぼ等しい2体の燃料集合体が実験に使用され、水中において集合体周辺のガンマ線、中性子の分布が測定された。本報告書では詳細な測定結果と合せ、これらの解析に必要な実験条件、測定器の特性等が述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験,3; BWR使用済燃料による「キャスク形状評価のための実験」

田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-019.pdf:1.92MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽安全実験,2 PWR使用済燃料による「線源形状評価のための実験」

田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 内藤 俶孝; 足立 守; 佐藤 博; 内山 順三; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.

JAERI-M 82-202, 50 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-202.pdf:1.43MB

使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料集合体を利用した「線源形状評価のための実験」を行った。この実験は複数の燃料集合体を近接して置いた時、これを一つの体積線源として近似、計算する場合の形状近似の手法を評価、検討するために必要な測定データを取得することを目的とするものである。実験は、照射履歴の異なる3体の集合体を用いて、それぞれの集合体ごとの測定、3体を近接して設置した時の測定を行い、ガンマ線線量率、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th核分裂反応率分布の測定結果が得られた。本報告書では、詳細な測定結果の他、実験条件、実験方法、測定器の特性などが述べられている。

報告書

JRR-3一次冷却重水系の化学除染の検討,1; CAN-DECON法による化学除染

近藤 忠美; 田中 純利; 吉島 哲夫; 重本 雅光; 飯田 省三; 堀木 欧一郎; 佐々木 吉方

JAERI-M 8076, 33 Pages, 1979/02

JAERI-M-8076.pdf:1.13MB

JRR-3一次冷却重水系はステライト磨耗粒子の放射化による$$^{6}$$$$^{0}$$Coや燃料破損によるウラン、核分裂生成物等によって汚染されており、原子炉機器の保守作業などに支障をきたしている。一方、JRR-3は炉心を含む一次系全体の改造計画が進められているが、それに伴って解体作業時の被曝の低減、撤去機器の放射能汚染レベルの低減化のために一次系の化学除染が望まれている。数多い化学除染法の中から、カナダのCANDU型原子炉で実証されていて、重水に除染剤を直接添加して化学除染できる特徴をもつCAN DECON法を選定し、JRR-3一次系の汚染の状態を調査した。一次系内のスラッジから$$^{6}$$$$^{0}$$Co、ウラン、プルトニウム、核分裂生成物などが検出され、それらの核種は$$^{6}$$$$^{0}$$Coを含むステライトを除いて、CAN DECON法によって効果的、経済的に化学除染できることがわかった。

報告書

照射済み被覆粒子用X線マイクロラジオグラフィ装置の試作と性能試験

鹿志村 悟; 岩本 多實; 飯田 省三; 斎藤 光男

JAERI-M 6332, 27 Pages, 1975/12

JAERI-M-6332.pdf:1.71MB

重照射した被覆燃料粒子の非破壊検査用に東海研ホットラボに微小焦点X線ラジオグラフィ装置を設置し、照射しない粒子と照射済みの粒子を用いて性能試験を行った。装置は、5$$mu$$$$times$$50$$mu$$の微小焦点をもつX線を重照射粒子に曝射して粒子の透過写真を撮る方式のもので、ジュニア・セル内に設置され、操作は遠隔方式で行われる。設置後、まず照射しない粒子により撮影条件の選定を行い、ついでこの結果をもとにJMTRで約20000MWD/Tまで燃焼した粒子を用いてホットの性能試験を行った。これにより、本装置によって重照射粒子の非破壊検査が実施できることが判明した。

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