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論文

Diffusion of Cs, Np, Am and Co in compacted sand-bentonite mixtures; Evidence for surface diffusion of Cs cations

澤口 拓磨; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 喜多川 勇

Clay Minerals, 48(2), p.411 - 422, 2013/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:7.97(Chemistry, Physical)

透過拡散法によって砂-ベントナイト混合圧縮体中におけるセシウムイオンの拡散移行について研究した。試験はさまざまな溶液条件で行った。得られた実効拡散係数($$D$$$$_{e}$$)の値は、試験条件によって5.2E-10$$sim$$5.9E-9m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と1桁の変動が見られたのに対し、見かけの拡散係数($$D$$$$_{a}$$)の値は2.0E-12$$sim$$6.2E-12m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と変動幅は小さかった。この結果は、フィックの第一法則を適用したとき、拡散フラックスは間隙水中のセシウムの濃度勾配だけでは説明できないことを示している。砂-ベントナイト混合圧縮体中の見かけの濃度勾配は収着しているセシウムの濃度勾配にほぼ等しいので、収着状態でのセシウムの拡散が砂-ベントナイト混合体中のセシウムの拡散の支配的なメカニズムであることが示唆された。

報告書

バッグイン・バッグアウト方式による大型グローブボックスのアクリルパネル交換技術

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。

論文

セメント平衡水中におけるスラグの溶解挙動

前田 敏克; 馬場 恒孝*; 水野 大*; 寺門 正吾; 喜多川 勇; 沼田 正美

廃棄物学会論文誌, 17(4), p.271 - 281, 2006/07

シリコン,カルシウム及びアルミニウムを主成分とするスラグ試料を用いて、セメント平衡水中における静的浸出試験を90$$^{circ}$$Cで行い、スラグの溶解挙動を調べた。セメント平衡水中では溶液のアルカリ性のため、脱イオン水中に比べてスラグの溶解量が増大することがわかった。また、スラグ表面には溶解に伴いケイ酸カルシウム水和物(C-S-H)を成分とする二次相の生成が認められ、C-S-Hが生成する期間中は同じpHのアルカリ溶液中に比べてスラグの溶解が抑制される効果がみられた。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during post-irradiation heating at 1800 and 2000$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 喜多川 勇; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 249(2-3), p.142 - 149, 1997/00

 被引用回数:57 パーセンタイル:95.97(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800$$^{circ}$$C・3000時間及び2000$$^{circ}$$C・100時間の照射後加熱試験を実施し、核分裂生成物の放出挙動を調べた。核分裂ガスの放出監視及びX線ラジオグラフ観察から、加熱試験中の被覆層の貫通破損は生じなかったことが明らかになった。ZrC被覆燃料粒子のセシウムに対する優れた保持能は、1800$$^{circ}$$Cまで確認された。1800$$^{circ}$$CにおけるZrC層中のセシウムの拡散係数は、SiC層中における値よりも2桁以上小さいこと、及びZrC層中のルテニウムの拡散係数は、SiC層中のセシウムの拡散係数とほぼ同等であることが明らかになった。

報告書

中性子エネルギースペクトル調整照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義

JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-169.pdf:2.76MB

原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400$$^{circ}$$Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400$$^{circ}$$C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.

JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-166.pdf:2.35MB

平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。

報告書

PWR型高燃焼度燃料棒に関するFPガス放出率の非破壊測定に関する研究

柳澤 和章; 宮西 秀至; 喜多川 勇; 飯田 省三; 伊藤 忠春; 天野 英俊

JAERI-M 91-202, 33 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-202.pdf:1.27MB

PWR型燃料棒のガスプレナム部に蓄積された$$^{85}$$Kr(半減期10.76y)のガンマ線放射能強度を測定することにより、非破壊的に、Xe+KrFPガスの放出率(FGR)を推定する方法を実験的に研究した。実験結果によれば、Xe+Krの放出率FGR(%)は、$$^{85}$$Krに関する測定$$gamma$$線放射能強度をC(counts/h)、燃料棒プレナム容積をVfとすれば、FGR(%)=0.28c/Vf(counts/h・min)又はFGR(%)=0.07C(counts/h)で与えられる。本実験では、NSRRでパルス照射した燃焼度42MWd/kgUまでのPWR型短尺燃料棒を用いて行ったものであり、その過渡変化による放出率は0.6%から12%まであった。また、$$^{85}$$Krを用いたFGRの推定精度は、$$pm$$30%以内である。

報告書

技術報告; PWR型燃料棒の短尺化

柳澤 和章; 宇野 久男; 笹島 栄夫; 山崎 利; 稲葉 稲雄; 石島 清見; 黒羽 裕; 関田 憲昭; 大和田 功; 本田 順一; et al.

JAERI-M 90-091, 171 Pages, 1990/06

JAERI-M-90-091.pdf:6.33MB

予備照射済燃料(商用炉で使用したLWR型燃料他)を用いたNSRRでの反応度事故(RIA)模擬実験遂行に関しては、実験遂行にあたり次の様な3つの技術的課題を克服する必要があった。(1)燃料棒の短尺化:商用炉で使用された予備照射済燃料棒の有効発熱表は3.6mあり、これをNSRR実験で使用するには有効発熱長0.12m程度に短尺化した燃料棒を(短尺化率1/30)作製しなければならなかった。(2)炉内計装機器の開発:炉内使用期間中、燃料棒は水側腐食、曲がり、つぶれ等の構造及び寸法変化をおこしていた。この様な状況の下で研究上の必要性から燃料棒内圧センサー、被覆管と燃料ペレットの伸びセンサー及び被覆管表面の熱電対等の計装類を遠隔操作で燃料棒に取り付ける技術を開発しなければならなかった。(3)パルス後の短尺化燃料棒の照射後試験機器の整備。以上の3つの課題につき、反応度安全研究室、NSRR管理室、実燃燃料試験室及び研究炉管理部ホットラボの技術陣が約4年の歳月をかけて当該技術課題と取り組み解決に至った。本報は、その技術的成果を集大成したものである。

口頭

再処理用材料の腐食による劣化とその機構,4; ホット環境におけるジルコニウム製機器の環境助長割れ確認試験

沼田 正美; 加藤 千明; 本岡 隆文; 遠藤 慎也; 喜多川 勇; 木崎 實; 山本 正弘; 木内 清

no journal, , 

核燃料再処理施設の機器のうち、燃料溶解槽等のジルコニウム製機器について、使用済み燃料溶解液における環境助長割れに関する検討を行い、コールド模擬液の妥当性を検証した。また、実機に近い環境を模擬するためにCo$$^{60}$$を用いた$$gamma$$線照射を用いて放射線の影響を検討した。その結果、コールド模擬液の妥当性を確認し、放射線による環境助長割れの加速が生じないことを明らかにした。

口頭

バッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス・パネルの交換技術

沼田 正美; 古宮 友和; 桜庭 直敏; 宇佐美 浩二; 喜多川 勇; 冨田 健*

no journal, , 

廃棄物安全試験施設(WASTEF)では、TRU核種を取り扱うエアーラインスーツ設備常設の大型グローブボックスの維持管理技術の一環として、安全性及び作業性を考慮したバッグアウト・バッグイン方式による大型グローブボックス用アクリル樹脂製パネルの交換技術を開発し、現況模擬のモックアップ実験によって確証し、内部劣化が生じていた実機パネルの交換作業に適用した。その結果、大型グローブボックス内の大規模な$$alpha$$除染作業を伴うことなく、平常時の負圧維持の下で、安全にパネルの交換作業ができ、作業性及び安全性等の面で極めて有効な技術であることが実証された。

口頭

Status of PIEs in the Department of Hot Laboratories and Facilities

松井 寛樹; 本田 順一; 小野 勝人; 喜多川 勇; 大和田 功; 菊池 博之

no journal, , 

For the nuclear safety research, Department of Hot Laboratories and Facilities (DHL) of Nuclear Science Research Institute of Tokai Research and Development Center of JAEA operates 3 facilities, the Reactor Fuel Examination Facility (RFEF), the Waste Safety Testing Facility (WASTEF), and the Research Hot Laboratory (RHL). Regarding to the developments of new PIEs technique in the RFEF, micro density measurement apparatus and specific heat capacity measurement apparatus have been developed to determine the thermal properties of irradiated fuels.

口頭

放射性廃棄物減容機の開発

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、$$beta$$$$gamma$$廃棄物及び$$alpha$$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。

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