JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　5 件中 1件目～5件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Thermalconductivities of (Np,Am)N and (Pu,Am)N solid solutions

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

https://doi.org/10.1088/1757-899X/9/1/012017
 被引用回数：2 パーセンタイル：70.14(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。

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。

報告書

試験・研究炉用分散型燃料の高温時における核分裂生成物の放出率測定試験

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

JAERI-M-90-027.pdf:1.24MB

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$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$C)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%$$^{235}$$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600$$^{circ}$$Cから1100$$^{circ}$$Cまで100$$^{circ}$$Cステップで加熱し、各温度において放出される$$^{85}$$Kr、$$^{133}$$Xe、$$^{131}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{103}$$Ra、$$^{129m}$$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$$^{85}$$Kr、$$^{133}$$Xe、$$^{131}$$I、$$^{129m}$$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$$^{137}$$Cs、$$^{103}$$Ruが、またアルミナイド燃料において$$^{137}$$Csがやや高い放出率を示した。

口頭

軽水炉燃焼燃料の核分裂生成核種組成測定試験と試験データ解析,2; 核分裂生成核種組成測定方法の検討

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。

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。

5 件中 1件目～5件目を表示
  • 1