Evaporation of ruthenium from simulated fission-produced alloy precipitates in a nuclear fuel

Liu, J.; 宮原 直哉; 三輪 周平; 高野 公秀; 日高 昭秀; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 527, p.151819_1 - 151819_7, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.151819

使用済燃料プール等のシビアアクシデント時ソースタームにおいて重要となるルテニウム(Ru)の燃料からの放出モデルに資するため、核燃料中に析出した合金からのRu蒸発挙動に与えるモリブデン(Mo),パラジウム(Pd),ロジウム(Rh)の影響に着目してMo-Ru-Pd-Rh合金の酸化及び蒸発挙動を熱分析により調べた。Moが先に酸化されることで合金中のRuの酸化及び蒸発は抑制され、Moが全て蒸発した後にRuの酸化及び蒸発が生じることが分かった。さらにそのRuの蒸発速度はRu-Pd-Rh合金におけるRuの活量に支配されることが分かった。

地層処分技術に関する知識基盤の構築; 平成18年度報告

梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.

JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12

JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB

本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。

Performance of a very high resolution soft X-ray beamline BL25SU with a twin-helical undulator at SPring-8

斎藤 祐児; 木村 洋昭*; 鈴木 芳生*; 中谷 健*; 松下 智裕*; 室 隆桂之*; 宮原 恒あき*; 藤澤 正美*; 曽田 一雄*; 上田 茂典*; et al.

Review of Scientific Instruments, 71(9), p.3254 - 3259, 2000/09

https://doi.org/10.1063/1.1287626

SPring-8のBL25SUに建設した軟X線ビームラインで得られた、光エネルギーの0.5~1.8keVでの優れた性能について報告する。本ビームラインは、分光器として、非等測線回折格子を用いており、酸素及びネオンの1s吸収端(540及び870eV)において、他施設で得られているよりもはるかに良いエネルギー分解能約15000を得ることに成功した。実験ステーションでは、分解能5000時に、毎秒10個の光子を得ることができる。さらに、通常実験の妨げになる高次光の割合は0.1%以下と非常に小さい割合に抑えることができた。

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計活動; 現状と今後の展望

勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.

日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00

核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。

High heat load test of molybdenum

田辺 哲朗*; 藤野 道彦*; 野口 宏*; 八木 康文*; 平野 洋一*; 清水 肇*; 秋場 真人; 荒木 政則; 久保田 雄輔*; 宮原 昭*

Journal of Nuclear Materials, 200(1), p.120 - 127, 1993/03

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90015-Q

次期核融合実験炉用プラズマ対向機器表面材料として、幾つかの材料が検討されている。本報では、溶融型モリブデンについて、電子及びイオンビームによる熱衝撃試験を行い、溶融層の構造変化を調べた。溶融型Moは従来の粉末焼結型Moに比べ、結晶粒が大きく、延性が良いこと、不純物が少ないこと等の性質を有している。以下に主要結果を示す。(1)電子ビーム照射試験において、溶融型Moと粉末焼結型Moでは表面損傷状態に大きな違いがある。溶融型Moでは、多少の損傷は確認されたが、単結晶性は表面溶融後においても残っているのに対し、粉末焼結型Moでは、多数のクレータ痕が表面に生じた。これは、粉末焼結型Mo内に残っている不純物ガスによるものと考えられる。(2)電総研核融合実験装置において、Moリミターを採用したことにより、従来得られていた黒鉛リミターでのプラズマ閉じ込め特性と比べ、その特性が改善された。

Equilibrium and Nonequilibrium Partition Coefficients of Volatile Fission Products between Liquid Sodium and the Gas Phase

宮原 信哉; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 羽賀 一男; 姫野 嘉昭

Nuclear Technology, 97(2), p.177 - 185, 1992/02

https://doi.org/10.13182/NT92-A34614

揮発性核分裂生物であるセシウム、よう素およびモデルについて、ナトリウムのプールとカバーガス間の平衡分配係数Kd(=気相中のモデル分率/液相中のモル分率)を求めた。得られたKdは、450から650の範囲でセシウム、よう素、テルルについて、それぞれ20100、0.11、10の-5乗10の-4乗であり、よう素、テルルではナトリウムによる保持効果が著しいことが分かった。また、これらの測定値は、Castlemanの理論式にほぼ一致した。さらに、液相と気相の間に大きな温度差がある場合の非平衡分配係数K'dを、セシウムとよう素について求めた。この結果、K'dの値はKdの値を超えないことを確認し、Kdを用いたLMFBR事故路放射線量の評価は安全側のものであることを明らかにした。

Experimental Study on Equilibrium Partition Coefficient of Volatile Fission Products between Liquid Sodium and the Gas Phase

羽賀 一男; 西沢 千父; 渡辺 智夫; 宮原 信哉; 姫野 嘉昭

PNC TN9410 91-091, 13 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-091.pdf:0.31MB

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放射性廃棄物の地層処分技術の開発 -昭和62年度業務報告-

佐々木 憲明; 湯佐 泰久; 山田 一夫; 野高 昌之*; 三谷 広美*; 河村 和廣; 宮原 要; 新井 隆; 亀井 玄人; 広瀬 郁朗; et al.

PNC TN8440 88-018, 170 Pages, 1988/12

PNC-TN8440-88-018.pdf:11.35MB

本報告書は,環境工学開発部廃棄物処分技術開発室において,昭和62年度に実施した主な業務とその成果を,各研究開発の分野毎にまとめたものである。 1)オーバーバックの開発 炭素綱,純銅及びチタンに関して腐食試験を実施した。炭素綱及び純銅については,酸素が十分存在する条件下でのベントナイト共存腐食試験を行った。チタンについては,すきま腐食の発生試験を行った。 2)緩衝材の開発 国内産のN-型ベントナイトを用い,透水性試験方法の検討及び透水係数の測定を行った。 また,ベントナイトの熱変質に関する文献調査を行い,試験方法の検討を行った。 3)ガラス組成開発 日本原燃サービスのガラス固化施設用ガラス組成を設定し,その基本特性の測定を行い,動燃のガラス固化技術開発施設用ガラスと同様な特性を持っていることを確認した。 ガラス固化技術開発施設用ガラスについては,組成変動による特性の変化について検討を行った。 4)核種移行・浸出評価 実高レベルガラス固化体を用いた浸出試験を行い,TRU,EP核種の浸出量の測定を行った。また,この浸出液を用いて,岩石への核種の収着試験を行った。 核種移行試験としては,137C-,90S-を用い,ベントナイト中の拡散係数の測定試験を行った。 5)処分野外試験 東濃鉱山で人工バリア材の埋設試験を実施し,金属材料の腐食試験,模擬ガラスの浸出試験等を行った。また,東濃鉱山の地下水を用い,埋設試験条件に対応する室内試験を実施し,埋設試験結果との比較検討を行った。6)ナチュラルアナログ研究 天然ガラスの長期変質挙動の研究として,富士山の2種類の火山ガラス(砂沢,宝永スコリア)の変質について調査し,変質層と環境条件との関係を明らかにした。ベントナイト及びコンクリートについては,長期変質に関する文献調査を行った。7)地層処分システム設計研究 設計条件の整備,設計手法の選定,操業管理システムの調査及び経済性評価について,委託研究を実施した。8)地層処分システム性能評価研究 9)ホットガラス固化試験 10)TRU廃棄物処分技術開発等

ASSCOPSコードによるナトリウム燃焼抑制槽の解析

宮原 信哉; 松木 卓夫*; 広井 博*; 姫野 嘉昭

PNC TN9410 88-092, 82 Pages, 1988/08

PNC-TN9410-88-092.pdf:4.29MB

(目的)二次系ナトリウム漏洩事故の事象推移に関する総合模擬試験(Run-D2)に於けるナトリウム燃焼抑制槽の試験結果を用い、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽に対するナトリウム燃焼解析コードASSCOPSの適用性を検討した。(方法)解析では、槽内雰囲気の放射熱伝達に関してコード上の定義による熱放射係数をパラメータとし、以下の3ケースを実施した。(1)雰囲気は完全透明と仮定し、プール表面と構造材及び構造材間の熱放射係数は1.0 (2)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.7 (3)雰囲気はエアロゾルによって不透明と仮定し、プール表面とエアロゾルの熱放射係数は0.65で、エアロゾルと構造材の熱放射係数は0.5 (結果)いずれのケースとも解析結果は試験結果と比較的良く再現しており、特に安全評価上重要となる槽内貯留ナトリウムの冷却特性に関しては良く一致した。各部温度の試験結果に対する解析結果の誤差は、過大評価側で約30%、過小評価側で約20%であった。(結論)ナトリウム燃焼解析コードASSCOPSは、動燃で新たに開発したナトリウム燃焼抑制槽の性能評価に対しても、十分適用できるとの結論を得た。

広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験(1); ナトリウム燃焼現象確認試験

川田 耕嗣*; 宮原 信哉; 広井 博*; 姫野 嘉昭

PNC TN9410 88-004, 44 Pages, 1988/01

PNC-TN9410-88-004.pdf:6.85MB

従来の国内外のナトリウム燃焼研究は、原子炉定格運転時等のナトリウム温度を主な対象としてきたため、炉外燃料貯蔵槽や原子炉予熱運転時に於けるナトリウム漏洩燃焼を想定した研究例が少ない。そこで、主に300以下のナトリウムを用いて、スプレー・コラム・プールについて、着火温度、エアロゾル発生開始温度を明らかにするために実施したものである。ナトリウムスプレー及びナトリウムコラム試験は、ナトリウム漏洩火災基礎試験装置(SOFT-1)、ナトリウムプール試験は、大規模ナトリウム漏洩火災試験施設のSOLFA-1試験装置を使用して行った。試験結果は、次の通りである。(1)ナトリウムスプレー燃焼試験着火温度は、液滴径に依存する傾向を認めたが、安全を見込むと160以上である。(2)ナトリウムコラム燃焼試験流入するコラムの本流は着火せず、途中で生じる飛散液滴のみ着火し、本流が床で跳ね返えりによって生成された跳ね返り飛沫は180で、床上の落下堆積物は160で着火した。(3) ナトリウムプール燃焼試験静止液面での着火は、280315で、目視によるエアロゾル発生開始温度は、140165、一旦酸欠状態にして鎮火させた液面の自然再着火は、80以上で生じた。今後、これらの基礎データを基に広温度・広酸素濃度範囲ナトリウム燃焼試験を実施する。