Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明
Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.201 - 209, 2010/00
JAEAでは、マイナーアクチニドを含有したMOX燃料の開発を進めている。そのような新しい燃料の物性を測定することは燃料開発を進めるうえで不可欠である。本報告では、これまで得られた燃料の融点,熱伝導率,格子定数,酸素ポテンシャル,相分離挙動に関するデータをレビューし、Np及びAmの各特性に与える影響を評価した。得られたデータは、JSFRの燃料の挙動評価に反映した。
system中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之
Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.191 - 196, 2009/05
被引用回数：2 パーセンタイル：17.63(Materials Science, Multidisciplinary)「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiOの凝集が認められた。SiOを混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700
C, 2000C, 2400Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。
加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 菅田 博正*; 小無 健司*; 鹿志村 元明; 安部 智之
日本原子力学会和文論文誌, 7(4), p.420 - 428, 2008/12
高速炉用MOX燃料の融点について、Pu, Am, O/Mをパラメータとしてサーマルアレスト法により測定を行った。測定には、試料とカプセル材との反応を抑えるためにReを用いた。測定された固相線温度は、PuとAmが増加するほどまたO/Mが低下するほど上昇した。U-Pu-O系において、融点の最大値は、ハイポストイキオメトリの領域にあると考えられる。また、UO-PuO-AmO-PuO
系について理想溶液モデルを用いて固相線温度及び液相線温度の評価を行い、実験値を
25Kで再現することを確認した。
Am
U
)O
中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 菅田 博正*; 鹿志村 元明; 安部 智之
Transactions of the American Nuclear Society, 96(1), p.191 - 192, 2007/06
日本原子力研究開発機構では、高速炉燃料として20-32%Pu含有MOX燃料について開発を行ってきた。照射時の燃料ペレットの大きな温度勾配によりPu及びUの再分布が生じ、ペレット中心部でPu含有率が43%に増加する。照射中の燃料ペレットの設計温度はペレットの融点により制限される。そこで43%Pu含有MOXの融点を評価することが重要となる。本研究では、Re内容器を用いたサーマルアレスト法によって決定した融点の、直下の温度で熱処理することにより、43%Pu含有MOXが溶解しないことの確認を行った。43%Pu-MOX試料についてRe内容器を使って2978Kで40秒間の熱処理を行った。金相観察及びXRDの結果から、熱処理温度が固相温度以下の温度であることが示された。(PuAmU)Oは2978K20Kで固相状態であることが確かめられた。
加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 菅田 博正*; et al.
JAEA-Technology 2006-049, 32 Pages, 2006/10
JAEA-Technology-2006-049.pdf:19.46MBJAEA-Technology-2006-049(errata).pdf:0.32MB
本研究では、燃料の熱設計で特に重要である融点と熱伝導率について、広範囲の組成のMOXについて測定を実施し、測定データの信頼性を向上させるとともに、Amの影響を評価した。融点測定は、タングステンカプセル中に真空封入して実施したが、30%Pu以上のMOXの測定では、測定中にMOXとタングステンの反応を防ぐため、レニウム製の内容器を用いて評価した。その結果、MOXの融点は、Pu含有率の増加で低下し、O/Mの低下でわずかに上昇することが確認できた。また、Amの融点に及ぼす影響は、3%までの含有では大きな影響はないことが確認できた。熱伝導率は、Amの含有によって、900C以下でわずかに低下し、フォノン伝導による熱伝導メカニズムに不純物として扱うことによって評価できることを確認した。本測定結果から温度,O/M,Am含有率及び密度を関数とした熱伝導率評価式を導き、文献値を含めて実験データをよく再現できることを確認した。得られた融点及び熱伝導率の測定結果によって、「もんじゅ」長期保管燃料に蓄積したAmの影響を評価することができた。燃料の熱設計へ及ぼすAmの影響はわずかである。
中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 安部 智之; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*
no journal, ,
Pu含有率30%以上のMOXの融点測定では、Wのカプセル材と試料の間で反応が起こり、融点を正確に評価していないことが明らかとなった。カプセル材とMOXの反応を抑えるためにRe内容器を用いて測定を行い、Pu含有率12, 20, 40及び46%MOX融点のO/M比依存性について評価した。Pu含有率12及び20%MOXはWカプセルに、40及び46%MOXはWカプセルの中に装荷したRe内容器に試料を入れ、真空中で溶封した。40K/minの一定速度で試料を昇温し、温度曲線のサーマルアレストを観察した。融点測定後のカプセルから取り出した試料のXRD及びEPMA測定から、MOXへのカプセル材の溶け込みはほとんど観察されなかった。固相温度はO/M比の2.00からの低下とともにわずかに増加し、過去の報告よりも40及び46%Pu-MOXの融点は50-100K高くなった。
-UO-AmO系の融点加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 菅田 博正*; 宇野 弘樹*; 柴田 和哉*; 田村 哲也*
no journal, ,
核燃料の融点は、燃料の最高温度を制限するため、重要な物性値の1つである。前報告においてレニウム内容器を用いた融点測定を行いPuO-UO系の固相線及び液相線が従来のタングステンカプセルを用いた測定値よりも高いことを報告した。本報告では、Am含有率をパラメータとした測定を行い、AmO-PuO-UO系の融点を理想溶液モデルで評価した。さらに(PuAmU)Oを固相線直下まで昇温し、組織を観察した。固相線はPu及びAm含有率の増加により低下する傾向を示した。また実験データは理想溶液モデルから得られた計算結果とよく一致することが確認できた。2983及び2973Kまで加熱した(PuAmU)Oは、結晶粒とポアの成長が確認でき、溶融した形跡は観察されなかった。
系の相状態中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 森本 恭一; 木原 義之; 鹿志村 元明
no journal, ,
常陽において照射試験を行った際、燃料中心部の限定した領域に、燃料製造過程で混入する不純物SiOの凝集が確認された。そこで、MOX中での不純物SiOの挙動を把握するための基礎試験として、MOXとSiOを混合した試料を異なる酸素分圧下で1700C及び2400Cで熱処理した。熱処理後の組織を評価し、SiOとMOXの相状態について検討した。その結果、PuとSiOの化合物の形成が観察された。この化合物は低酸素分圧下で形成しやすい傾向が見られた。
の融点評価加藤 正人; 森本 恭一; 中道 晋哉; 鹿志村 元明; 安部 智之; 菅田 博正*; 宇野 弘樹*; 柴田 和哉*; 田村 哲也*
no journal, ,
サーマルアレスト法によるPuO
の融点測定を行った。Wとの反応を抑制するためにRe内カプセルを用いてPuOを加熱した。PuOの測定後の試料は、O/Mの低下と、Reと試料の反応が観察されたが、従来報告されている融点より高い温度でアレストを確認した
中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之
no journal, ,
「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiOの凝集が認められた。SiOを25%混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700C, 2000C, 2400Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。
瀬川 智臣; 中道 晋哉; 米野 憲; 森本 恭一; 加藤 正人; 鹿志村 元明; 鈴木 政浩; 木原 義之
no journal, ,
マイナーアクチニド元素(Am, Np)を含有したMOX燃料の基礎物性の研究を進めている。本報告では、(Am, Np, Pu, U)Oの融点,熱伝導率,酸素ポテンシャル,格子定数等の研究成果について紹介する。
Pu
Am
)Oの酸素ポテンシャル中道 晋哉; 田村 哲也*; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明
no journal, ,
プルトニウムの
崩壊に伴いMOX燃料中にはAmが含有する。酸素ポテンシャルは燃料の照射挙動や製造過程の支配パラメータの1つであり重要な物性値である。本研究ではMOXの酸素ポテンシャルへのAmの影響について1200C, 1300C及び1350Cの温度に対して評価を行った。すべての温度に対して2.4%Amを含んだ試料ではMOXに比べて酸素ポテンシャルがわずかに高くなった。
中川 貴博; 高田 千恵; 辻村 憲雄; 山崎 巧; 樫村 慎也*
no journal, ,
MOX施設のグローブボックス作業に従事する作業者は、Am-241からの
線に対する防護のため鉛エプロンを着用する。このため、体幹部は不均等に被ばくするとともに、手部も体幹部に比して有意に高い被ばくを受ける。このような被ばく形態における、作業者の各部位の線量当量の関係等を作業工程ごとに分析した結果を報告する。
中道 晋哉; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 田村 哲也*
no journal, ,
原子力機構ではMAを含有したMOX燃料の研究開発を行っている。本研究ではMOXの酸素ポテンシャルに及ぼすNpの影響について1473K, 1573K及び1623Kの温度におけるNp含有MOXの酸素ポテンシャルの測定を行った。定比組成近傍の測定範囲において、Npの酸素ポテンシャルへの影響は見られなかった。
中川 貴博; 高田 千恵; 高安 哲也*; 樫村 慎也*; 田子 格
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所では昭和41年のプルトニウム取扱い開始当初は線のみを対象とした手部被ばく管理を行っていたが、昭和52年の再処理施設の運転開始に伴い、対象線種として線を追加する必要があったことから両線種を測定できる線量計(素子にUD-100M8を使用)を開発した。しかし、UD-100M8は低エネルギーの光子に対しては、評価精度が悪くなるという欠点があったことから、
Amが主な被ばく源となるプルトニウム転換工程等の作業者向けには、線専用のUD-110Sを昭和54年に導入した。これら2種類のTLD指リング線量計での管理経験を踏まえ、現在は線及び線両方の被ばく線量の合計を評価するUD-807P一種類での管理を行っている。UD-807Pの導入にあたっては性能試験を行い、末端部用のTLDに関する国際規格ISO12794 (2000)で求められる性能を満足することを確認した。核燃料サイクル工学研究所では作業環境を考慮したTLD指リング線量計を使用し、手部被ばく線量の管理を行うとともに、測定結果は以後の放射線作業計画に反映してきた。その結果、これまで皮膚の等価線量限度を超えるような被ばくはなかった。
