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西 剛史; 高野 公秀; 伊藤 昭憲; 宮田 精一; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012017_1 - 012017_8, 2010/05
被引用回数：2 パーセンタイル：70.97(Chemistry, Inorganic & Nuclear)(Np,Am)N及び(Pu,Am)N固溶体の熱拡散率及び比熱をレーザフラッシュ法及び投下型熱量法により測定し、熱拡散率,比熱,試料密度の実測値から(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率を求めた。その結果、(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率は温度とともに増加することが明らかとなった。この熱伝導率の増加は電子的寄与の増加によるものと考えられる。また、(Np,Am)N及び(Pu,Am)Nの熱伝導率はAmの濃度増加とともに減少することが明らかとなった。このような熱伝導率の組成依存性を示すのは熱伝導の電子的寄与の低下によるものと考えられる。
桜庭 直敏; 沼田 正美; 古宮 友和; 市瀬 健一; 西 雅裕; 冨田 健; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 宮田 精一; 黒澤 達也; et al.
JAEA-Technology 2009-071, 34 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-071.pdf:21.07MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所の廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱う大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、バッグイン・バッグアウト方式によるアクリルパネルの交換技術を開発し、劣化が生じたアクリルパネルの交換作業に適用した。その結果、グローブボックス内の部分的な除染作業を行うだけで、負圧維持条件下で安全にアクリルパネルの交換ができた。また、グリーンハウスを用いてエアラインスーツを着用した作業者が直接アクリルパネルの交換を行う従来技術に比べ、安全性,作業性及びコスト等の面で極めて有効な作業技術であることが実証された。
岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也; 相沢 静男; 宮田 精一; 川又 一夫; 小向 文作; 齋藤 順市; 板橋 行夫; 酒井 陽之; et al.
JAERI-M 90-027, 28 Pages, 1990/02
JMTR燃料の濃縮度低減化計画に際し、低濃縮ウラン(LEU)燃料の安全評価に資するため、高温時(600
Cから1100C)における核分裂生成物(FP)の放出率測定装置を開発し本試験を行った。試料は、JMTRにて1サイクル(燃焼度約22%
U)照射したLEUの分散型シリサイド燃料と中濃縮ウラン(MEU)の分散型アルミナイド燃料である。試験は、照射終了後10日から90日の間に行い、試料を600Cから1100Cまで100Cステップで加熱し、各温度において放出される
Kr、
Xe、
I、
Cs、
Ra、
Te等のFPの放出量をキャリアガスに乾燥空気を使用して測定した。試験の結果、各試料においてKr、Xe、I、TeはU-Al合金燃料についてG.W.Parker等の行った試料結果よりやや低い放出率を示した。しかし1個のシリサイド燃料においてCs、Ruが、またアルミナイド燃料においてCsがやや高い放出率を示した。
岩井 孝; 相沢 静男; 宮田 精一; 酒井 陽之; 坂倉 敦
JAERI-M 86-126, 26 Pages, 1986/08
OECDハルデンプロジェクトにより第2回過電流探傷ラウンドロビンが計画され、JMTRホットラボもこの計画に参加した。ハルデンプロジェクトが準備した試料は、2本のPWRタイプのジルカロイ被覆管であり、1本は 内面及び外面欠陥、貫通ホ-ル、リッジ等の人工欠陥を加工したキャリブレ-ション用であり、もう1本は、欠陥の数および位置等が秘密の疲労クラックを加工した試験用である。試験の結果、キャリブレ-ション用試料に於いては、ハルデンプロジェクトの情報と一致する7ケの欠陥を検出し、試験用試料においては、13ケの欠陥を検出し、各欠陥の位置および大きさ等のついて評価することが出来た。
酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.
JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04
軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。
市瀬 健一; 桜庭 直敏; 鈴木 和博; 宮田 精一; 古宮 友和; 西 雅裕; 喜多川 勇; 沼田 正美
no journal, ,
廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、施設の運転保守・照射後試験に伴い発生する放射性廃棄物の低減化対策の一環として、
廃棄物及び
廃棄物用放射性廃棄物減容機の開発を実施した。試作機の設計・製作,モックアップ試験による操作性及び減容効果の確認・改良並びに実用化について報告する。
伊藤 光雄; 深谷 洋行; 上野 隆; 宮田 精一; 薗田 暁; 宇佐美 秀彦; 坂爪 克則; 黒澤 達也; 川崎 泰; 伊奈川 潤; et al.
no journal, ,
本試験の対象核種に関して、微少量の使用済燃料溶解試料を用いて、短時間で測定できる分析技術を確立するため、測定法として高感度な高分解能誘導結合プラズマ質量分析計(HR-ICP-MS)を、また、測定に先立つ核分裂生成核種の分離法として迅速な抽出クロマトグラフ法を採用し、核分裂生成核種組成分析への適用性について検討した。
