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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:23 パーセンタイル:80.7(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

Oxidation Behavior of Modified SUS(PNC316) under Low Oxygen Partial Pressure

佐藤 勇; 滑川 卓志; 古屋 廣高*; 出光 一哉*; 百田 正隆*; 稲垣 八穂広*

Journal of Nuclear Materials, (304), p.21 - 28, 2002/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:67.86(Materials Science, Multidisciplinary)

酸素分圧10(-31乗)$$sim$$10(-22乗)atm、温度600$$sim$$800$$^{circ}C$$における高速炉被覆管材料PNC316の酸化挙動についてSUS316とともに定量・定性的に評価した。これらの材料における反応酸素量は時間とともに放物線則にしたがって増加し、また、その反応速度定数は温度と酸素分圧に依存していることが分かった。反応速度定数の半実験式はPNC316では、2.7$$times$$10(4乗)・exp(-109/RT)・Po2(0.279乗)、SUS316では9.23$$times$$10(4乗)・exp(-98/RT)・Po2(0.313乗)であった。低酸素分圧下で生成する反応層は内層がCr2O3、FeCr2O4で構成されており、外層は酸化されていない$$alpha$$-Feが含まれていた。高燃焼度燃料中における被覆管内面腐食を評価する上で、燃焼初期の低酸素分圧下で生成した酸化層若しくは酸化されていない$$alpha$$-Feの析出の事実は重要と考えられる。

論文

Fisson Products Release from Irradiated FBR MOX Fuel during Transient Conditioins

佐藤 勇; 中桐 俊男; 廣沢 孝志; 宮原 信哉; 滑川 卓志

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(2), 104 Pages, 2002/00

 被引用回数:26 パーセンタイル:83.77(Nuclear Science & Technology)

事故時の過加熱条件下を模擬し,炉外におけるFP放出挙動試験を実施した。試料は、Puを29wt%含んだMOX燃料で、常陽ににて65GWd/tまで照射されたものである。二回の試験が実施されており、一回目の試験では,2000$$^{circ}C$$で30分の加熱を行った(FP-1)。二回目の試験(FP-2)では、加熱温度1500$$^{circ}C$$と2500$$^{circ}C$$とし、試験を実施した。昇温速度は15$$^{circ}C$$/sで両試験で同様である。試験の結果、揮発性FPの一つであるCsの放出挙動が加熱と同時に起こっており,その放出メカニズムの主な部分は拡散であり、燃料-被覆管ギャップに析出している。一部のCsの蒸発も考慮すべきであることを明らかにした。また、化学的な平衡計算の結果、Csの放出化学形は比較的低温ではCsIが有為であるが、高温になると元素状のCsがもっとも多く存在できることなどのことが分かった。また、本試験条件では放出率の評価ではXe,Kr、Cs及びSbは100%放出、

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:38.97(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。

論文

A Technique of melting temperature measurement and its application for irradiated high-burn up MOX fuels

滑川 卓志; 廣沢 孝志

JAERI-Conf 99-009, p.112 - 118, 1999/00

AGFにおける融点測定装置、関連技術及び最近の測定結果について述べる。AGFの融点測定装置はセル内に設置されており、タングステンキャプセルに封入した試料を加熱した際に得られるサーマルアレストを読み取ることにより測定する。この方法は、従来のv型フィラメント加熱法に比べて良好な測定精度を得られる。AGFでは、照射済燃料の他に、模擬FPを添加することにより高燃焼度燃料を模擬した試料の融点測定を実施しており、得られたデータは、MOX燃料の融点は燃焼度の増大に伴って降下するが、高燃焼度領域では降下が飽和する挙動を示した。

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