検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1

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

論文

The Effects of plutonium content and self-irradiation on thermal conductivity of mixed oxide fuel

生澤 佳久; 森本 恭一; 加藤 正人; 齋藤 浩介; 宇埜 正美*

Nuclear Technology, 205(3), p.474 - 485, 2019/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

混合酸化物燃料の熱伝導率に及ぼすプルトニウム含有量と自己照射の影響を評価した。熱伝導率の測定試料は、UO$$_{2}$$燃料および数種類のMOX燃料である。MOX燃料は、数種類のプルトニウム含有量及び、20年間保管したものである。これらの試料の熱伝導率は、レーザーフラッシュ法により得られた熱拡散率測定値から決定した。プルトニウム含有量の増加に伴い熱伝導率は低下したが、この効果はわずかであった。保管されたMOX燃料の試料を用いて、自己照射の効果を調べた結果、自己照射による熱伝導率の低下は、プルトニウム含有量、同位体組成および保管期間に依存することが分かった。格子パラメータの変化から、20年間の保管による熱伝導率の低下を予測することが可能であり、また、自己照射による熱伝導率の低下は、熱処理により回復し、1200Kを超える温度でほぼ完全に回復した。これらの評価結果から、フォノン伝導モデルに基づく熱伝導率を定式化した。この式は、プルトニウム含有量と自己照射の影響を考慮し、MOX燃料の熱伝導率を予測することができる。

報告書

プルトニウム燃料施設におけるグローブボックス用グローブ材の模擬アルファ線照射効果試験

齋藤 浩介; 野上 嘉能; 古田土 和雄; 松山 一富; 遠藤 秀男

JAEA-Research 2012-027, 118 Pages, 2012/09

JAEA-Research-2012-027.pdf:21.12MB

平成19年から4年間に渡って実施してきた、グローブボックス用ゴム製グローブに対するアルファ線照射影響を定量的に評価した一連の試験をまとめた。試験内容は、グローブ材となる各種ゴム試料に模擬アルファ線として5MeVの$$^{4}$$He$$^{2+}$$イオンを照射し、照射試料を目視及び光学顕微鏡による外観観察並びに引張試験に供したものである。一般に、イオン照射によって表面層数十$$mu$$mのみが劣化して退色及び硬化を呈することがわかった。照射材料は照射量によって引張強さ及び切断時伸びが低下し、引張強さ低下の機構は、表面劣化に伴う損傷を契機とした応力集中である可能性が高いことが見いだされた。高線量環境にて使用されている現行の鉛グローブ材では、イオン照射量1.4$$times$$10$$^{14}$$cm$$^{-2}$$程度で引張強さの減少が飽和した。また100%の引張り負荷を掛けた同試料への照射によって引張強さの減少が加速され、4.6$$times$$10$$^{13}$$cm$$^{-2}$$程度で飽和することがわかった。本試験は、先例がないグローブ材料(有機材料)への低エネルギーイオン照射試験であり、物性変化や変質・劣化の定量的なデータが得られたことや、試験の具体化を行ったことは、学術的にも貴重であると言える。

報告書

「もんじゅ」における実用化像実証炉心の設計検討,2

齋藤 浩介; 前田 誠一郎; 樋口 真史*; 高野 光弘*; 中沢 博明

JAEA-Technology 2006-035, 76 Pages, 2006/06

JAEA-Technology-2006-035.pdf:5.25MB

耐スエリング性に優れた酸化物分散強化型フェライト鋼(ODS鋼)を炉心材料に適用し、太径中空ペレットを用いた燃料を取替燃料として装荷し、実用化段階で想定される炉心・燃料像(取出平均燃焼度約150GWd/t,長期運転サイクル)を高速増殖原型炉「もんじゅ」で実証する構想の検討を進めている。2003年度に実施した設計検討時点からODS鋼の材料強度基準案が改訂されたことを踏まえ、その影響を把握するとともに核・熱・燃料設計の成立性に関して改めて確認した。ODS鋼の材料強度の低下に対応して被覆管強度評価の成立性が確保できるように被覆管肉厚と外径との比を増加させるように燃料仕様を見直した。これに伴って被覆管外径,運転サイクル期間等の炉心・燃料に関する基本仕様を再設定した。なお、本検討では現行の原子炉出力を維持できる127本バンドル炉心案を対象とした。核設計検討では、燃料仕様変更による燃料体積率の低減に伴う影響を受けるものの、最大線出力,燃料反応度等の主要な評価項目について設計目標を満足し、成立性が確保される見通しを確認した。熱・燃料設計では、被覆管強度評価を満足する被覆管最高温度を把握するとともに炉内出力分布を踏まえ、この被覆管最高温度を満足するように冷却材流量配分設計が可能な見通しであることを確認した。

口頭

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験(零出力炉物理試験),5; 未臨界度測定法適用性評価

北野 彰洋; 毛利 哲也; 永田 章人*; 齋藤 浩介; 三澤 毅*; 玉川 洋一*

no journal, , 

高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、未臨界状態の炉心から得られる中性子検出信号から、炉雑音解析法,逆動特性法,ロッド・ドロップ法を用いて原子炉の未臨界度測定を実施した。得られた測定結果について、各手法間の比較並びに予測解析値との比較を行い、各手法の適用性評価及び結果の差異についての分析を実施した。

口頭

プラスチック容器及びセルロース系樹脂の放射線照射実験

齋藤 浩介

no journal, , 

平成22年7月23日、原子力機構プルトニウム燃料第一開発室で火災が発生した。火災は、管理区域内工程室におけるグローブボックス内の、核物質を保管していたステンレス製容器から発生したものであり、この原因を究明するためにさまざまな角度から調査が実施された。当該ステンレス製容器内には、プラスチック容器等に収納されたウラン化合物やプルトニウム化合物が存在しており、火災原因として、プラスチック容器の放射線分解によって生成した水素ガス、その他可燃性ガスへの引火事象の可能性が指摘された。プラスチック容器はポリエチレン(PE)及びポリスチレン(PS)製であり、$$gamma$$線の照射によって水素ガス,炭酸ガス,メタン,エタンなどが発生することが知られている。また、上記重金属化合物粉末の固化材としてセルロース系樹脂を使用していた。このセルロース系樹脂に関しては、$$gamma$$線照射によるガス発生の報告は皆無である。そこで、これらのプラスチック及び樹脂の、放射線分解による水素及び可燃性ガスの発生を実験的に定量するために、$$gamma$$線照射施設を用いた照射実験を実施した。

口頭

MOX燃料ペレット中のプルトニウムスポット測定における画像解析手法の開発

田沢 勇人; 細金 達哉; 石川 文隆; 茅野 雅志; 松山 一富; 齋藤 浩介; 大石 真一*; 中島 弘*

no journal, , 

プルトニウムスポットは、MOX燃料の安全設計上、重要な項目であり、MOX燃料ペレットの製造仕様として最大径とプルトニウム濃度が定められている。プルトニウムスポットの測定は、$$alpha$$オートラジオグラフ法より取得した写真像を汎用品の画像解析ソフトを用いて手作業で行っているが、省力化のため自動測定技術の開発を行っている。既に報告した最大径の自動測定に次いで、プルトニウム濃度測定についても自動測定のための画像解析手法を開発した。

6 件中 1件目~6件目を表示
  • 1