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報告書

アミド系抽出剤を用いたウラン酸化物の溶解試験

水野 峰雄*; 高阪 裕二*; 森 行秀*; 島田 隆*

JNC TJ8410 2004-006, 85 Pages, 2004/03

JNC-TJ8410-2004-006.pdf:3.05MB

硝酸を抽出した網オ系抽出剤を用いて、酸化物燃料からウラン及びプルトニウムを選択的に溶解・抽出する方法(UPRISE法)を検討している。本試験では、アミド系抽出剤へのウランの溶解傾向を調査するとともに、NdN等の代表的な核分裂生成物との分離性能を模擬酸化物を用いて調べた。

論文

Direct Extraction of Uranium and Plutonium from Oxide Fuel using TBP-HNO$$_{3}$$Complex for Super-DIREX Process

紙谷 正仁; 三浦 幸子; 野村 和則; 小山 智造; 小雲 信哉*; 森 行秀*; 榎田 洋一*

2nd International Conference ATALANTE 2004, 4 Pages, 2004/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため,照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。ウラン及びプルトニウムの抽出及び核分裂生成物との除染について実験データを取得した。

報告書

金属燃料製造設備構成の調査

千田 康英*; 森 行秀*

JNC TJ9420 2004-004, 192 Pages, 2003/12

JNC-TJ9420-2004-004.pdf:8.79MB

金属燃料リサイクルプラント(38tHM/y)の燃料製造設備について、これまでの設計研究および品質管理概念をベースに、主要機器設備と附帯設備(分析設備および有機廃液処理設備)についてより詳細な検討を行い、プラント概念を示した。合わせて、設備建設費、保守費、消耗品費、廃棄物発生量等のコストデータベースを整備し、燃料製造設備の建設費および操業費を明らかにした。

報告書

TBP-硝酸溶媒へのウラン酸化物の溶解

森 行秀*; 島田 隆*; 高阪 裕二*; 水野 峰雄*

JNC TJ8400 2003-013, 69 Pages, 2002/12

JNC-TJ8400-2003-013.pdf:3.53MB

使用済燃料粉化のための前処理として、機械式粉化法(シュレッダー法)と酸化熱処理法が検討されており、それぞれの処理後の粉末のU主成分はUO$2とU$$$_{3}$$O$$_{8}$$である。 また粉化処理条件によっては異なる粒径の粉体が得られる。 これらの試料形態および温度の違いにより溶解速度に差違があると考えられたことにより、本試験では粉体粒径の異なるウラン酸化物および試験温度条件を変えた溶解試験を実施し、下記の結果を得た。1.比較的粒径が類似する U$$_{3}$$O$8粉体(平均粒径3.7$mu$m)と$UO$2粉体(平均粒径2.4$mu$m)で溶解性に関して顕著な差違は認められなかった。2.UO$$$_{2}$$粉体の粒径を変えた試験(平均粒径2.4$$mu$$m$$sim$$1mm)により、粉体粒径が大きくなるほど溶解速度が小さくなる傾向が確認された。 粒径1mmでは試験時間5時間においてもなお未溶解粉体が観察される等、溶解速度に対する粉体粒径の影響が大きい事が判った。3.中間粒径が1mmのUO$2粉体を使用し、温度をパラメータとした試験により、温度が高くなる程、溶解速度が大きくなる溶解速度の温度依存性が確認され、活性化エネルギーとして11$kcal/mol が得られた。4.硝酸濃度が変化を開始する時間については小粒径のUO$2粉体の方が同程度粒径のU$$$_{3}$$O$$_{8}$$粉体に比べて早く、また濃度変化幅もUO$2粉体の方が大きくなった。これは溶解反応に消費されるウランと硝酸のモル比の差違(UO$$2:3:8に対し、U$$$_{3}$$O$8:3:7$sim$3:8)に起因すると考えられる。5.燃料を微小な粒径にすることができれば、溶解速度の観点からは40deg.$Cにおいて機械式粉砕法および酸化熱処理法の両者に差異はなく、共に適用可能と考えられる。

論文

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

 被引用回数:44 パーセンタイル:93.81(Materials Science, Multidisciplinary)

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。

論文

NSRR/RIA experiments with high burnup PWR fuels

更田 豊志; 笹島 栄夫; 土内 義浩*; 森 行秀*; 中村 武彦; 石島 清見

Proc. of 1997 Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.669 - 676, 1997/00

高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelでPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)による有効発熱部全体に亘る被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った高燃焼度PWR燃料実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料を用いた実験では、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。

報告書

FPガスによる燃料変形モデル(FRAP-T6用)の開発とNSRR照射済み燃料実験の解析

中村 武彦; 細山田 龍二*; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*

JAERI-Research 96-060, 110 Pages, 1996/11

JAERI-Research-96-060.pdf:2.74MB

NSRRでは燃焼の進んだ軽水炉燃料の反応度事故時の挙動を調べるパルス照射実験を実施している。同実験では未照射燃料に比べて大きい半径方向歪みが観測された。この変形挙動を再現するため核分裂生成物(FP)ガスによる被覆管変形モデルを開発しFRAP-T6に導入した。これに併せて物性、燃料割れモデル等の改良も行い実験の解析を行った。JM-4実験では、FPガスの結晶粒界での膨張による変形で実験結果が良く再現できることが明らかとなった。同実験では燃料全体の結晶粒界ガスが変形に寄与したものと考えられる。他方、照射済軽水炉燃料では燃料外周部で高い温度分布に伴う燃料の割れの増加を考慮するGAPCONモデルにより実験結果が良く再現できることが明らかとなった。本報告書では、これらのモデルを説明し、NSRR実験の解析結果を示す。

論文

Postulated mechanisms on the failure of 50MWd/kgU PWR fuel in the NSRR experiment and the related research programs in JAERI

石島 清見; 森 行秀*; 更田 豊志; 笹島 栄夫

NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.87 - 105, 1996/00

NSRRでは、1993年より50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料を対象としたRIA実験を開始したが、この第1回目実験において燃料は、燃料スタックの微粒化と脱落を伴う被覆管軸方向全長にわたる破損が生じた。本報告は、これまでに得た破損燃料の照射後試験結果等に基づき、現段階で考えうる破損メカニズム及び今後の研究課題を紹介するものである。パルス照射前の試験燃料には、被覆管外面水素化物の形成とこれに伴う被覆管の局所的な延性低下が見られ、燃料ペレット外周部では結晶粒径の微細化と微小気孔の集中分布(リム領域)の形成が見られた。また、パルス照射後の破損燃料では、最も延性の低下した被覆管表面から内面にかけて亀裂が進展したことが推測できた。これらの結果から、高燃焼度燃料の破損は、燃料ペレット外周部の熱膨張の加速が、水素化によって延性の低下した被覆管に過大なPCMI応力を及ぼした結果、生じたものと考えられる。

論文

New results from the NSRR experiments with high burnup fuel

更田 豊志; 石島 清見; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫

NUREG/CP-0149 (Vol. 1), 0, p.45 - 63, 1996/00

NSRRにおいて実施している高燃焼度燃料実験について、最新の成果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの照射済燃料実験においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることを示す結果が得られたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの部分体先行照射燃料を対象とした高燃焼度PWR燃料実験では、破損目安値を下回る約60cal/g・fuelで被覆管に破損を生じた。この実験では、被覆管に有効発熱部全体に亘る大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。破損の発生は、被覆管の水素吸収による延性低下の寄与を伴う燃料ペレット/被覆管機械的相互作用(PCMI)によるものと考えられる。また、燃料ペレットは冷却材中に分散し、極めて細かい微粒子となって回収された。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test MH-3

笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12

JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB

本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果など実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14$$times$$14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-5

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 鎌田 裕; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-078, 194 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-078.pdf:17.91MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-5実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。平均線出力33.4kW/mで燃焼度25.7MWd/kgUまでJMTRで前照射した試験燃料を、NSRRにおける大気圧・室温の静止水冷却条件下でのパルス照射に供した。パルス照射時の発熱量は223$$pm$$7cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高167$$pm$$5cal/g・fuelに達した。本実験はPCMI(燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用)による燃料破損に至り、20箇所以上に及ぶ細かい割れのほとんどが前照射中に形成された被覆管外表面における局所的な水素化物の周辺で生じており、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響したことを示唆している。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-4

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-013.pdf:24.22MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は235$$pm$$12cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高177$$pm$$9cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。

論文

Behavior of high burnup PWR fuel under a simulated RIA condition in the NSRR

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 石島 清見; 藤城 俊夫

NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.59 - 85, 1995/00

高燃焼度PWR燃料を対象とした実験を中心に、NSRRにおいてこれまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelで被覆管に有効発熱部全体に亘る大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。また、ピーク燃料エンタルピ37~74cal/g・fuelの範囲において18~23%に及ぶ高いFPガス放出率が測定されたのに加え、被覆管の破損を生じた実験では燃料ペレットの著しい微粒子化が観察された。燃料ペレット粒界に保持されたFPガスの急激な膨張が、粒界の分離、更にはFPガスの放出、ペレットの微粒子化に寄与しているものと考えられる。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-3

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07

JAERI-Research-94-006.pdf:6.19MB

本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量174$$pm$$6cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高130$$pm$$5cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150$$^{circ}$$Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。

口頭

汚染状況重点調査地域における河川・湖沼及び森林環境の放射線対策に関する現状と課題

飯本 武志*; 前寺 郁彦*; 布川 淳*; 松澤 元*; 黒澤 寿彦*; 柳川 行秀*; 染谷 誠一*; 橋本 周; 瀬谷 夏美; 大川 康寿; et al.

no journal, , 

線量低減活動が終了し、東京電力福島第一原子力発電所事故前の購買活動状況にほぼ回復した、汚染状況重点区域を持つ地方自治体の施策の関心の先は、環境放射性物質の水系移行経路(森林, ダム, 湖沼・河川)の空間的・時間的分布に関する系統的な実データにある。実効的な調査範囲として公園等の樹木域や小規模な河川・湖沼等に着目し、(1)千葉県柏市の現状を例に現状を複合的な環境調査手法で整理した。また一方、(2)関連の環境調査、意思決定手順、除染事業、線量低減策の周知などに至る、全体としての費用と便益の側面からの検討を実施した。その調査・検討結果を報告するものである。(A)環境用のガンマカメラ(日立アロカ社の協力)を駆使し、汚染状況の全体像を定量的につかみ、周辺の空間線量等との関係を整理、(B)in-situ測定(アドフユーテック社協力)と底質持ちかえり測定の比較による放射性物質の環境分布と動態の予測解析を検討し、水環境に関する今後の放射線対策を具体的に検討する際の手順等の整理

口頭

次世代ナトリウム冷却高速炉の燃料集合体・炉心構成要素設計,1; 燃料集合体上部構造に係る評価検討

小澤 隆之; 前田 誠一郎; 早川 教*; 森 行秀*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉における燃料集合体のラッパ管とハンドリングヘッドの異材接合方法や上部遮蔽体形状に係る構造検討に加え、上部遮蔽体周りのCFD解析結果に基づき、ラッパ管材の使用温度制限目安を超えない範囲において機能要求を満足する燃料集合体上部構造に係る概念的な評価検討を行った。

口頭

高速炉戦略ロードマップ検討会報告,2; 長期的視点からの検討: 高速炉開発の意義

森 行秀*; 小野 清; 大滝 明

no journal, , 

高速炉サイクルは、安全性の確保を大前提に、ウラン資源の利用の大幅な拡大によって長期に亘りエネルギーを安定供給し、放射性廃棄物の減容と潜在的有害度の低減を達成できる技術である。その開発意義は今も変わることはないが、最終目標に至るには長期の開発が必要であり、その間には国際環境の変化、政策の変化など種々の不確定性が存在する。このため、今後50$$sim$$100年程度の期間におけるエネルギー安全保障、世界情勢、世界貢献といった大きな視野に基づいた揺るがない普遍的な目標を定め、バックキャストによる長期的視点での開発意義を検討した。

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