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報告書

制御棒下部案内管(3001,TLGO02)の照射後試験

金丸 好行*; 宇留鷲 真一*

PNC TN9410 88-195, 33 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-195.pdf:2.35MB

「常陽」MK-I及びMK-2炉心の制御棒下部案内管(3001、TLG002)の健全性確認と使用寿命の推定に資するためのデータを取得する目的で照射試験を実施した。「3001」はSUS316溶体化処理材の保護管と一体型のパッドを溶接付けしている。「TLG002」は耐スエリング性を向上するため20%冷間加工を施したSUS316相当鋼の保護管にSUS316溶体化処理材の1体型パッドが溶接付けしてある。「3001」の照射履歴はMK-I50MW第0サイクルからMK-250MW第12´サイクルまで使用された。「TLG002」の照射履歴はMK-2100MW出力上昇サイクルから第12´サイクルまで使用された。本試験結果は以下のとおりである。(1)「3001」の保護管は損傷、変形、特異な変色及びパッド溶接部にはカケ、割れは認められず健全であったが、パッド薄肉部の一部に盛上った変形が認められた。(2)「TLG002」の保護管及びパッド溶接部に損傷、変形、特異な変色は認められず健全であった。

報告書

「常陽」MK-IIC型特殊燃料集合体(PFC020)の照射後試験,1; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

永峯 剛*; 宇留鷲 真一*; 金丸 好行*; 森本 靖之*; 田地 弘勝*

PNC TN9410 88-189, 64 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-189.pdf:2.94MB

「常陽」MK-2C型特殊燃料集合体「PFC020」の照射後試験を実施した。本集合体は、高速増殖原型炉「もんじゅ」の低燃焼度炉心でもっとも厳しい照射条件(燃料要素最大線出力350W/㎝、被覆管最高温度640$$^{circ}C$$)を満足するように照射された供試体である。照射後試験目的は、燃料要素の健全性及びウエアマーク発生の有無の確認、燃料ピンバンドルの健全性の確認並びに、被覆材(K、S材)の照射挙動の調査である。本試験の結果は下記の通りである。(1)燃料要素は損傷、変形、変色等が認められず健全であり、炉内照射挙動も正常と推定され、燃料製造の妥当性が確認された。(2)被覆管表面に接触跡が観察された。この接触跡はウエア・マークと類似したものであるが、非破壊試験では接触跡の深さが不明であり、ウエアマークと断定することはできない。(3)燃料ピンバンドル状態は、ピン配列の乱れ、脱落等は認められず、「もんじゅ」型ピン支持構造を含め、ピンバンドルとしての健全性が確認された。(4)被覆材の照射挙動は、K材S材共に外径寸法変化は認められず、スエリングは生じていないと推定される。

報告書

高放射性廃液固化研究報告(44) ウランを含有する模擬ガラス固化体浸出層の表面分析

永木 裕; 岡本 弘信*; 石黒 勝彦; 園部 一志*; 金丸 好行*; 佐々木 憲明

PNC TN841 83-28, 35 Pages, 1983/04

PNC-TN841-83-28.pdf:1.76MB

ウランを含有する模擬ガラス固化体の表面浸出層をオージェ電子分光法、ESCA、SEMで解析し、層内での組成分布、表面形態等に関する知見を得た。又、得られた知見と浸出率に関するデ-タとを合わせて、ウランをはじめとする固化体成分の浸出挙動について考察した。その結果は以下のようにまとめられる。(1)ガラス固化体中のウランは6価状態で存在する。(2)pH=5.7$$sim$$9.5における浸出層はウラン、希土類元素、遷移金属元素等の濃縮が観察された。このとき、ウランの分布はNdに近いものであった。(3)ウラン以外の成分の分布は、ウランを含まないガラスに対するものと一致した。(4)pH=2.3における浸出表面は、激しい侵食に対応する形態を示したが、Zrの濃縮が観察された。ウランの表面濃縮は観察されなかった。(5)一般に、浸出層中における各成分元素の濃縮・枯渇傾向は、それらの浸出率と矛盾なく対応するものであった。特に、既に観察されているウランの低い浸出率は、浸出層での濃縮傾向によって裏づけられた。

報告書

高放射性廃液固化研究報告(XXXVII)ウランを含有する模擬ガラス固化体の評価試験

永木 裕; 岡本 弘信*; 石黒 勝彦; 園部 一志*; 金丸 好行*; 五十嵐 寛; 佐々木 憲明; 虎田 真一郎

PNC TN841 83-01, 63 Pages, 1983/01

PNC-TN841-83-01.pdf:7.67MB

ウランはガラス構造に比較的なじみ易い元素として古くから知られているが,そのガラス固化体に対する溶融性や固化体特性に及ぼす影響等については不明な点が多い,そこで,ウランの含有率を順次高めたガラス固化体を作製し,その溶融性,均質性,密度,化学的耐久性,失透性等の基本的特性について評価試験を行った。その結果,以下のことが明らかになった。1.0.84$$sim$$10wt%UO3のガラス固化体を作製したが,それらの溶融性は良好であり,ウランの溶解度は10wt%UO3以上であることがわかった。2.オ-トラジオグラフィによる評価によると,固化体中のウランの分布は均一であることがわかった。3.固化体の密度はウランの含有率が増加するに従って,直線的に増加した。4.固化体の蒸留水における浸出率はウランの含有率に依存せず,またその値はウランを含まないガラスに対するものと同様であった。5.固化体の浸出挙動はpH=5.7$$sim$$9.5では蒸留水中とほぼ同様であったが,pH=2.3ではcongluenな溶出を起こした。6.蒸留水中の固化体の浸出率は時間的に減少し,その傾向はウランを含まないガラスと同様であった。7.失透化熱処理により,3$$sim$$4種の結晶析出がみられたが,浸出挙動に有意変化はなかった。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,7; 放射性廃棄物処理の実績と今後の課題

河田 剛; 小嶋 裕; 金丸 好行; 若山 良典

no journal, , 

東海再処理施設において使用済燃料の再処理に伴って発生した放射性廃棄物の種別,量についての実績と傾向をまとめた。また、再処理から発生する廃棄物の廃棄体化に向けた課題について報告する。

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