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湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.
JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB
乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の
/
セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムの
Amを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。
三田村 久吉; 松本 征一郎; 坪井 孝志; E.R.Vance*; B.D.Begg*; K.P.Hart*
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 0, p.1405 - 1412, 1995/00
Cm-244添加ペロブスカイト試料を1250
C,29MPa,2時間のホットプレスにより作製した。作製された試料のCm-244の比放射能は22GBq/gで、崩壊の線量が増加するにつれて、試料の密度はほぼ直線的に減少し、集積線量が4
10
崩壊/gでは、0.7%の密度減少が観測された。2種の異なる集積線量を持つ試料について、pH2水溶液による90Cでの二ヶ月間の浸出試験を行ったところ、最初の一月間は、Cm浸出率が時間とともに増加する傾向を示したが、その後は、浸出液のpH増加に対応したCm浸出率の減少が見られた。
White, T. J.*; 三田村 久吉; 坪井 孝志
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.353, 0, p.871 - 878, 1995/00
キュリウム添加ペロブスカイト試料から得られたX線回折データをリートベルト法によって解析した。試料の集積線量は4.2~5.610/gで、一部は、600,800,1000,1100Cで12時間焼きなまししたものを、他方はpH~2の溶液で2ヶ月間のMCC-1浸出試験を行ったものについてX線回折測定を行った。解析結果から、焼きなまし温度の上昇と共に格子体積の収縮がみられ、1000Cで飽和値に達した。さらに、焼きなましの際に、(Cm,Pu)O
の相分離が見られ、1100Cの焼きなまし試料でこの相は0.2wt%を占めていた。一方、浸出試料では、表面に2.5wt%のアナターゼ(TiO)が析出していた。
-decay damage effects in curium-doped titanate ceramic containing sodium-free high-level nuclear waste三田村 久吉; 松本 征一郎; M.W.A.Stewart*; 坪井 孝志; 橋本 昌亮*; E.R.Vance*; K.P.Hart*; 冨樫 喜博; 金澤 浩之; C.J.Ball*; et al.
Journal of the American Ceramic Society, 77(9), p.2255 - 2264, 1994/00
被引用回数：30 パーセンタイル：80.41(Materials Science, Ceramics)Naを含まない模擬高レベル廃棄物の多相チタン酸セラミック固化体に0.91wt%のCm-244を添加して崩壊の影響を調べた。1.210
(崩壊/g)の線量を受けた試料のX線回折結果から、3つの構成主相-ホランダイト、ペロブスカイト、ジルコノライトの単位格子体積がそれぞれ0,2.7,2.6%増加していた。放射線損傷による体積膨張で密度は徐々に減少し、上記の線量を受けた試料の密度減少は1.7%に達した。210(崩壊/g)の線量を受けた試料からの浸出率を以前のNaを含んだ試料からの結果と比較したところ、Naを含まない場合にはCsの浸出率が3~8倍低くなった。
森田 潤一; 田代 晋吾; 吉川 静雄; 坪井 孝志
JAERI-M 86-001, 23 Pages, 1986/02
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。
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
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。
