検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 9 件中 1件目~9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 ...

使用言語

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

Measurement of Burn-up in FBR MOX Fuel Irradiated up to High Burn-up

小山 真一; 逢坂 正彦; 関根 隆; 両角 勝文; 滑川 卓志; 伊藤 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), p.998 - 1013, 2003/02

 被引用回数:20 パーセンタイル:79.18(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクル開発機構の「常陽」MK-II炉心において、0.03$$sim$$125.8GWd/tの範囲で照射された集合体に装荷された燃料ピンの同位体希釈分析による燃焼率測定を行った。運転用ドライバ-燃料及び照射試験集合体用燃料から、それぞれ75試料及び54試料分析した。得られた燃焼率の誤差は4%以内であった。このデ-タを炉心管理用核計算コ-ド「MAGI」及び「ESPRI-J」で計算される燃焼率デ-タと比較した結果,照射による核分裂生成物の蓄積と炉内の反射体による中性子エネルギ-の軟化に伴うと考えられる僅かな差が認められた。しかしながら燃焼率測定値と計算値の差は5%以内であり、良く一致していた。このことは、「常陽」MK-II炉心管理用コ-ドの信頼性が高いことを示している。

論文

Analysis of curium isotopes in mixed oxide fuel irradiated in fast reactor

逢坂 正彦; 小山 真一; 両角 勝文; 滑川 卓志; 三頭 聡明

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(10), p.912 - 914, 2001/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.34(Nuclear Science & Technology)

高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済燃料中のCm分析技術を確立するとともに、高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCmを分析し、分析値よりCmの炉内における実効的な半減期を評価した。照射済MOX燃料中のCm同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノル系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、試験条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離により高率のCmの回収及び高率のAm、Eu、Cs等の不純物の除去を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中のCmを分離し、分離したCmを質量分析した。分析結果よりCm含有率の燃焼度依存性を明らかにし、さらに極微量のCm$$^{247}$$を定量することができた。定量値より計算コードを用いてCm同位体の炉内における実効的な半減期を評価した。

報告書

照射MOX燃料を用いたFP放出挙動試験

廣沢 孝志; 佐藤 勇; 両角 勝文; 滑川 卓志; 高井 俊秀; 中桐 俊男; 宮原 信哉

JNC TN9430 2001-002, 108 Pages, 2001/05

JNC-TN9430-2001-002.pdf:4.03MB

原子炉事故時に環境へ放出される核分裂生成物(FP)を中心とした放射性物質の種類と量(ソースターム)の評価を目的として、照射MOX燃料からのFP放出挙動試験を実施した結果を報告する。試験は2回実施しており、それぞれFP-1、FP-2と称す。試験時の加熱パターンはFP-1で室温$$rightarrow$$2000$$^{circ}C$$30分$$rightarrow$$3000$$^{circ}C$$30分、FP-2で室温$$rightarrow$$1500$$^{circ}C$$30分$$rightarrow$$2500$$^{circ}C$$30分であり、昇温速度はいずれも15K/sである。試料は燃焼度約65GWd/tの「常陽」照射MOX燃料(Pu濃度29wt%、初期O/M比1.99)から被覆管を除去したもの(重量約10g)を用いた。試験時及び試験後において、付帯する分析機器(ガス質量分析、ガスクロマトグラフ、$$gamma$$線スペクトロメトリ)でFP放出挙動を観察した結果は以下のとおりである。(1)$$gamma$$線スペクトロメトリでは主にCsの放出及びサンプリング部品への付着挙動を観察し、以下の結果を得た。・Csは昇温と同時に急激に放出された。生成過程が異なるCs-134とCs-137とでは放出の量が最も多くなる時刻がずれており、これらの核種における燃料内分布の差異によるものと考えられる。・Csサンプリング管に対する付着量はサンプリング管温度600$$^{circ}C$$以下で著しく、試験体から放出される量が小さい時又は試験体温度が低い時は450$$^{circ}C$$付近でピークを持つことがわかった。・Csの付着先は7割近くが焼結金属フィルタであり、これはFP-1とFP-2であまり変化が無かった。また、FP-1とFP-2においてサンプリング管と焼結金属フィルタに対する測定の計数率は同程度であった。・Rh(Ru)-106及びEu-154は本試験では燃料からほとんど放出しなかったことがわかった。(2)ガス分析では、主にKr、Xeの放出挙動を観察し、以下の結果を得た。・Krについては放出ガスのガス分析においてバースト的濃度上昇が観測された。その後遅れてXeの緩やかな濃度上昇が計測されたが、この時間遅れはヨウ素フィルタである銀ゼオライトの影響であった。・ペレット内からの全放出量はXeはFP-1試験で4.36$$times$$10の-5乗mol/g、FP-2試験では4.68$$times$$10の-5乗mol/gであった。また、Xeの放出ピークは摂氏1500度$$sim$$摂氏2000度付近にあると推定される。・本試験では、ペレット内に保持されたFPガス全量が放出したと推

報告書

高速実験炉「常陽」照射済Npサンプルの化学分析による237Np反応量評価

逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志

JNC TN9400 2001-016, 54 Pages, 2000/08

JNC-TN9400-2001-016.pdf:1.33MB

高速炉における237Np核変換特性評価に資するため、高速実験炉「常陽」にて照射されたNpサンプルの高精度な化学分析技術を確立し、Npサンプル中の核種を定量することにより、237Npの炉内における中性子との反応数(以下、反応量とする)を評価した。(1)化学分析技術の確立キャプセル材バナジウムの除去及び高率Nd回収による核分裂反応量定量化技術を含めて、試験条件を最適化することにより、Npサンプルの化学分析技術を確立した。本技術を用いて「常陽」にて照射された計4試料のNpサンプル中核種を定量した。結果は以下のとおり。・237Npを2.2%以内の誤差で定量することができた。・核分裂反応量モニター核種148Ndの誤差を137Csモニターに比べて半分以下に低減した。・極微量生成核種である236Puを定量することができた。(2)237Np反応量の評価核種定量結果より捕獲反応量、核分裂反応量及び237Np(n,2n)236mNp反応量を評価し、反応量より237Npの高速炉内における核変換特性を評価した。評価結果は以下のとおり。・初期237Np原子数に対する捕獲反応量及び核分裂反応量の割合は、それぞれ6.1$$sim$$25.5at%、0.7$$sim$$3.6at%となった。・237Np(n,2n)236mNp反応量は、初期237Np原子数に対してその比率が最大で7.0$$times$$10のマイナス6乗であることが明らかとなった。・高速中性子割合に対して核分裂反応量/捕獲反応量比が同じ集合体間では比例関係を有すること等から、237Np反応量の中性子エネルギ-スペクトルに対する依存性が明らかとなった。

報告書

高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCmの分析; 分析技術の開発及び測定

逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志

JNC TN9400 2000-058, 49 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-058.pdf:1.22MB

高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済MOX燃料中のCm分析技術の開発及び高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCm同位体の分析を行った。迅速性・簡便性等を考慮した上で、照射済MOX燃料中のCmの同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノール系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、Cmの溶出位置、Am,Eu等の元素との分離能等を把握した。本手法を照射済MOX燃料中のCm分析に適用するにあたり、分離特性の把握試験の結果より分離条件を評価し、溶出液取得条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離によりCmを回収するプロセスを考案した。本プロセスを適用することにより、Cmの高回収率及びAm、Eu・Cs等の不純物の高除去率を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中からのCmの分離試験を実施し、分離したCmを質量分析することにより、照射済MOX燃料中のCm同位体組成比データの測定が可能であることを確認した。一連の試験により、硝酸-メタノール系陰イオン交換法によるCm分離手法を用いた照射済MOX燃料中のCm分析技術を確立した。本分析技術を用いて高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCm同位体の分析を行った。その結果、高速炉内で燃焼度が約60GWd/t以上まで照射されたMOX燃料中のCmの含有率は約1.4$$sim$$4.0$$times$$10のマイナス3乗atom%であり、さらに極微量の247Cmが生成することを確認した。また燃焼度が60$$sim$$120GWd/tの範囲ではCm同位体組成比はほぼ一定となることが分かった。

論文

Analysis of Minor Actinides in Mixed Oxide Fuel Irradiated in Fast Reactor, 1; Determination of Neptunium-237

小山 真一; 大塚 優子; 今野 廣一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 梶谷 幹男

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(6), 406 Pages, 1998/00

 被引用回数:12 パーセンタイル:70.06(Nuclear Science & Technology)

動燃における先進的核燃料リサイクル技術開発において、AGSではマイナ-アクチニド核種を含有するMOX燃料の基礎物性及び照射挙動研究を行っており、その評価のためには燃料中に存在するNpの定量分析技術の確立が不可欠となる。分析は、初めに標準試料を用いた基礎試験により最適な条件を把握し、それを実燃料に適用した。分離法としてイオン交換法を選択し、またイオン交換回収率を把握するため、Npの同位体であるNp-239をトレ-サ-として使用する方法を確立した。製造時にNpを含まず、最大120GWd/tまで照射したC型特殊燃料ピンを分析対象に選択し、その中に極微量含まれるNp-237含有率を分析し、広範囲な燃焼度依存性を求めた。

論文

Melting temperature and thermal conductivty of lrradiated (U.Pu) O2 Fuel

山本 一也; 廣沢 孝志; 吉川 勝則; 両角 勝文; 野村 茂雄

ANS/ENS 1992 International Conference, , 

「常陽」,Phenix等で照射したMOX燃料の融点および熱伝導率を測定,評価した。融点については,その測定精度が$$pm$$10°Cまで改善された結果,燃焼初期からほぼ直線的に10GWd/t当り5.5°Cの割合で低下することが分った(従来は50GWd/tあるいは80GWd/tまでは実験誤差の範囲内で融点の低下は認められないと報告されていた)。またこの融点低下の原因は燃料中のFPの蓄積である可能性が高いことが分った。 一方,熱伝導率については,35GWd/tまでの燃焼度範囲では,実験誤差の範囲内にすべてのデ-タがあり,明らかな燃焼度効果は見出すことはできなかった。

口頭

高速炉を利用した高温照射技術の開発,2; 合金溶融型温度モニタの開発

板垣 亘; 曽我 知則; 馬場 信一; 両角 勝文; 青山 卓史; 三宅 収

no journal, , 

高速炉を利用した高温照射技術開発の一環として、1000$$^{circ}$$C以上の高温領域で照射温度の測定を可能とする合金溶融型温度モニタの開発を行っている。合金溶融型温度モニタは、融点の異なる複数の合金を容器の中に装填し、金属の溶融による形状変化の痕跡から照射温度を評価するものである。温度モニタの開発にあたっては、多様な照射ニーズに応えるため、幅広い温度領域を網羅する合金を選定し、溶融によって形状変化が生じる温度を正確に把握する必要がある。そこで、700$$^{circ}$$Cから1500$$^{circ}$$Cで溶融する金,銀,パラジウム,銅等の合金を選定し、示差走査熱量測定装置を用いた加熱試験を実施した。その結果、各合金の固相線・液相線温度の実測値と溶融による形状変化の挙動を確認し、有意な形状変化を示さなかった一部の合金を除いては、温度モニタ材として適用できる見通しを得た。

口頭

高速炉を利用した高温照射技術の開発,1; 開発計画

曽我 知則; 両角 勝文; 青山 卓史; 三宅 収

no journal, , 

高速実験炉「常陽」は、世界有数の重照射施設であるが、これまで材料照射温度の実績は800$$^{circ}$$C以下に留まっている。高温ガス炉や核融合炉用材料の高温・高dpa領域での中性子照射効果の研究に高速炉を利用するため、高温照射キャプセルと高温モニタの開発に取り組んでいる。高温照射キャプセルは、高$$gamma$$発熱体であるタングステンホルダーを設置した構造を検討し、パラメータ解析により、800$$^{circ}$$C$$sim$$1500$$^{circ}$$C程度の温度設定の見通しを得た。現在、高温ガス炉用材料等の照射要求に基づく設計作業を進めている。高温モニタについては、その溶融範囲を確認することで照射温度を評価する合金溶融型温度モニタを開発している。現在は700$$^{circ}$$C$$sim$$1500$$^{circ}$$Cに融点を持つ合金について溶融時の形状変化特性等を確認する炉外試験を実施中であり、今後1$$sim$$2年で必要なデータを完備する計画である。また、「常陽」再起動後は、高温照射キャプセル及び高温モニタの性能を評価するための照射試験を計画している。

9 件中 1件目~9件目を表示
  • 1