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論文

Synthesis of americium mononitride by carbothermic reduction method

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 吉川 静雄; 岡本 久人

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 4 Pages, 1999/00

マイナーアクチノイドの消滅処理において、その候補燃料の一つに窒化物がある。しかしマイナーアクチノイドの窒化物については物性はおろか、調製の報告例も数少ない。われわれは炭素熱還元法によりアメリシウム窒化物の調製に成功した。X線回折の結果から、AmNの格子定数は0.4998nmであった。アメリシウム酸化物による回折線は観測されなかったが、格子定数のほかの文献値との比較から、AmNに酸素が固溶したAm(N,O)であると推測される。今後、加熱温度、C/Am比等の条件を最適化することにより、より酸素濃度の低いアメリシウム窒化物を得られることが期待される。

論文

Volatilization of $$^{137}$$Cs and $$^{106}$$Ru from borosilicate glass containing actual high-level waste

上薗 裕史; 吉川 静雄; 冨樫 喜博; 田代 晋吾

Journal of the American Ceramic Society, 72(8), p.1438 - 1441, 1989/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.24(Materials Science, Ceramics)

ピューレックス再処理工程から排出された実高レベル廃棄物を含有するガラス固化体の揮発挙動について検討した。ガラス固化体はステンレス製キャニスター中に注入し、閉鎖系でCs-137とRu-106の揮発量を測定した。Cs-137の揮発量の測定結果は、Cs-134をトレーサーとして使用した予備試験の結果とよく一致した。Ru-106の揮発量は、Cs-137の約1/5となった。これらの結果は、ガラス固化体の貯蔵施設の安全性を評価するのに有用である。

論文

Safety examination of HLW solidified products at WASTEF

田代 晋吾; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 上薗 裕史; 吉川 静雄; 松本 征一郎; 村岡 進; 中村 治人

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 2, p.153 - 157, 1989/00

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、昭和57年11月から、高レベル放射性廃棄物固化体に関する安全性試験を実施している。その方法と成果の概要を次の内容で報告する。1)施設,2)試料の作製,(1)ガラス固化体,(2)シンロック,3)試験と結果,(1)固化体特性,(2)貯蔵時試験,(3)処分時試験。

論文

Air contamination by cesium in a canister containing nuclear waste glass

上薗 裕史; 吉川 静雄; 田代 晋吾; 中村 治人; 金沢 浩之

Journal of Nuclear Materials, 149(1), p.113 - 116, 1987/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:82.02(Materials Science, Multidisciplinary)

高レベル廃棄物ガラス固化体の貯蔵時の安全性試験の一環として、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csを含むガラス固化体の入ったキャニスター中で起こる空気汚染について検討した。キャニスターを1000$$^{circ}$$Cで4日間保持した後、常温まで冷却し、エアーサンプラーを使ってキャニスター中の空気を捕集し、浮遊している微粒子を波長分散X線マイクロアナライザー付きの走査型電子顕微鏡で観察した。その結果(1)0.2~0.7$$mu$$mの微粒子が合体してより大きな二次粒子を生成していること、(2)セシウムの含まれる微粒子には同時に鉄・ニッケル・又はクロム等のキャニスターの腐食生成物に由来すると思われる元素がともなうことを明らかにした。また、ガラス固化体中の亜鉛やケイ素等がキャニスターの腐食を促進するため、浮遊微粒子が増加すると推察した。

報告書

ガラス固化体作製装置内放射能強度評価のための計算コードの開発

森田 潤一; 田代 晋吾; 吉川 静雄; 坪井 孝志

JAERI-M 86-001, 23 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-001.pdf:0.73MB

ガラス個化体作製装置の各部分に残留する放射性物質の量を算出する計算コ-ドを開発した。本計算コ-ドはセル内の任意の位置における照射線量率を電離箱等で測定し、その値を装置に連結されているデ-タ処理装置で処理する事によって各構成機器内部の放射能強度を算出する事が出来る。このコ-ドによる残留放射能の評価は、装置の運転及び保守にとって有能である。本報告書は、この計算コ-ドのシステムと試用の結果をまとめたものである。

論文

Volatilization of cesium from nuclear waste glass in a canister

上薗 裕史; 吉川 静雄; 田代 晋吾; 中村 治人

Nuclear Technology, 72(1), p.84 - 88, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.77(Nuclear Science & Technology)

キャニスター中のガラス固化体からのセシウムの揮発について、25$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cの範囲で検討した。キャニスター中の空気に含まれるセシウムの濃度の温度依存性は2つの範囲に分れる。500$$^{circ}$$C以上の温度では、温度の上昇とともに揮発量が増加し、通常の揮発が起っていると考えられる。このとき蒸発熱は1.34kcal/moleと計算された。一方、500$$^{circ}$$C以下の温度では、キャニスターが1000$$^{circ}$$C程度のくり返し加熱を受けた後、キャニスター内の空気は8$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$Ci/cm$$^{3}$$程度の汚染量になっていることがわかった(ガラス固化体中のセシウムの量は0.44Ci)。このことは、キャニスターが一度高温にさらされると、500$$^{circ}$$C以下の通常の温度にもどってもキャニスター内空気の汚染量は、一定濃度以下に下がらないことを示す。

報告書

飛散ガラス破損粉体の粒度分布

武田 常夫; 吉川 静雄; 田代 晋吾; 中村 治人

JAERI-M 84-152, 13 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-152.pdf:0.79MB

高レベル廃棄物取扱時の空気汚染源の一つと考えられるガラス粉体の飛散挙動に関する研究を行った。セル内で放射性合成廃棄物ガラス固化体を粉砕し、セル内に浮遊するガラス粉の粒度分布を測定した。飛散粒子の粒径分布は、対数正規分布を示し、中央値は約1mmであり、0.2mm以下の粒子は0.1%以下であった。ガラスを粉砕するさい、舞上り量が最も多いのは、粉砕体になる前のある程度大きな粒径が存在する状態であった。1.5lの鉄製乳鉢でガラスを粉砕した場合、浮遊係数は、約2$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$m$$^{-}$$$$^{1}$$であった。

報告書

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csおよび$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発

中村 治人; 吉川 静雄; 佐藤 護*; 上薗 裕史; 妹尾 宗明; 田代 晋吾

JAERI-M 84-141, 17 Pages, 1984/08

JAERI-M-84-141.pdf:0.54MB

ガラス固化体からの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csと$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率を測定した。資料を二重のるつぼに入れ、所定の温度に3日間保持し、室温まで冷却した後、るつぼに付着した放射能を測定した。その結果,以下の事がわかった。(1)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの800$$^{circ}$$Cでの揮発率は2$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、内側るつぼから外側るつぼへの漏れは非常に少ない。(2)$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの400$$^{circ}$$Cでの揮発率は1.6$$times$$0$$^{-}$$$$^{6}$$g/cm$$^{2}$$.Dayであり、この値は$$^{9}$$$$^{0}$$Srの揮発率にほぼ等しい。(3)外側るつぼ(ステンレス製)に付着した$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは、水に接触すると比較的容易に溶ける。

報告書

ガラス固化体作製装置(設計と試運転)

田代 晋吾; 森田 潤一; 坪井 孝志; 吉川 静雄; 塩田 得浩; 谷口 彰正*

JAERI-M 84-044, 51 Pages, 1984/03

JAERI-M-84-044.pdf:1.33MB

ガラス固化体作製装置は、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の処理-貯蔵-処分に係る安全性試験に供されるガラス固化体を作製するため廃棄物安全試験施設(Waste Safety Testing Faclity:WASTEF)のNo.2セル内に昭和56年の11月に設置された。本装置は、最高50,000Ciの実廃液を含む放射性物質を用いて、最高5lのガラス固化体を作製することが出来る。本装置は、約1年間、53ランのコールド運転の後、昭和57年11月からホット運転に入っている。本報告書は、この装置について設計と試運転を中心にまとめたものである。

報告書

JRR-2の第2次出力上昇試験

神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.

JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03

JAERI-1045.pdf:0.72MB

この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。

報告書

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

報告書

JRR-2制御系,冷却系機能試験

神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.

JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09

JAERI-1023.pdf:8.67MB

JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。

報告書

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。

報告書

JRR-2の臨界実験と特性測定

JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03

JAERI-1025.pdf:4.6MB

第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1$$times$$10$$^{14}$$n/cm$$^{2}$$secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。

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