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報告書

$$gamma$$線照射下における硝酸溶液中のヨウ素種存在割合の測定

岡川 誠吾; 永井 斉*; 阿部 仁*; 田代 信介

JAERI-Tech 2003-068, 17 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-068.pdf:0.78MB

再処理施設における臨界事故時に、核燃料溶解液から放出されるヨウ素の放出機構を解明するには、さまざまな溶液条件でのヨウ素の酸化還元特性を調べることが必要である。本研究では硝酸濃度,1M, 3M溶液中で同特性に対する$$gamma$$線照射の影響を調べるとともに、有機ヨウ素種の生成に関係する有機種と$$gamma$$線照射効果について簡単な検討を行った。$$gamma$$線を照射しない場合、硝酸濃度1M溶液では大部分のヨウ素がI$$_{3}$$$$^{-}$$で存在したのに対して、硝酸濃度が3M以上ではI$$_{2}$$まで酸化された。照射線量4C/kg以上の$$gamma$$線照射をすると硝酸濃度に関係なく、I$$_{3}$$$$^{-}$$は存在しなかった。照射線量120C/kgの$$gamma$$線照射では硝酸濃度に関係なく、ヨウ素はIO$$_{3}$$$$^{-}$$まで酸化された。照射線量4800C/kgの$$gamma$$線照射を行うと、硝酸濃度1M溶液では、大部分がIO$$_{3}$$$$^{-}$$であったのに対して、硝酸濃度3M溶液では大部分がI$$_{2}$$となり還元が進んだ。この溶液中には、硝酸が$$gamma$$線照射によって一部分解したと考えられる亜硝酸イオンの生成を確認した。使用した有機種と$$gamma$$線照射の結果、有機ヨウ素種の生成は確認できなかった。

論文

Source term on release behavior of radioactive materials from fuel solution under simulated nuclear criticality accident

阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵

Proceedings of the 2001 Topical Meeting on Practical Implementation of Nuclear Criticality Safety (CD-ROM), 8 Pages, 2001/11

核燃料施設での溶液燃料臨界事故時の放射性物質の施設内への閉じ込め効果を定量的に評価するため、NUCEF-TRACYを用いて、同事故時の放射性分解ガスや放射性物質の溶液燃料から気相への放出挙動に関する定量的データを取得してきた。これまで得られてきたこれら物質の放出挙動評価結果について報告する。放射性分解ガスの一つである水素について、核分裂エネルギーと放出分子数間の相関性を観察することで放出G値として0.8(分子数/100eV)を得た。放射性物質の放出機構モデルを仮定し試験データに適用することで放射性物質の放出率を評価した。ヨウ素($$^{131}$$I及び$$^{133}$$I)の放出率は、臨界状態を継続させた状態下(添加反応度1.5$)で約0.9%(過渡臨界4.5時間後)となった。また逆炉周期が約100(1/s)以上の試験条件では、希ガス($$^{141}$$Xe)の放出率は約90%以上となった。

報告書

溶液燃料過渡臨界事故時における放射性希ガスの放出挙動の検討(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵

JAERI-Research 2001-027, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-027.pdf:1.0MB

溶液燃料過渡臨界事故時における放射性物質の施設内への閉じ込め効果を検討するため、NUCEFのTRACYを用いて、溶液燃料臨界事故時放射性物質閉じ込め試験を実施している。放射性希ガス核種は高い揮発性を有するため、ほかの非揮発性核種と比べると施設外へ放出されやすく、公衆の被曝線量評価の観点からは放射性希ガス核種の放出挙動に関する定量的なデータが重要となる。そこで放射性希ガスとして$$^{140}$$Xeに着目し、気相への放出係数を考慮した評価モデルを用いることで、気相への放出割合を評価した。また、逆炉周期と放出係数との間に相関関係を見いだすことができ相関式を導出した。さらに、二重境膜説をもとに放出係数と放射線分解ガス気泡径の関係を検討し、その結果を用いて、逆炉周期と気液接触面積との定性的な相関関係を示すことができた。

報告書

溶液燃料の過渡臨界事象に伴う放射性ヨウ素及び希ガス等の放出挙動の検討(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 永井 斉; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 村田 幹生

JAERI-Tech 99-067, p.23 - 0, 1999/09

JAERI-Tech-99-067.pdf:1.37MB

核燃料再処理工程では溶液状燃料を取り扱うために、異常な過渡変化を越える事象の一つとして想定されている溶解槽の臨界事故時には、放射性物質が気相中へ放出され、さらに槽ベント系へと移行していくことが予想される。このような事故の下での槽ベント系の安全性能を実証するために原研ではNUCEFのTRACYを用いて臨界事故時放射性物質閉じ込め機能試験を実施している。本報告書は、平成10年度における同試験で得られた研究成果をまとめたものである。

報告書

不飽和ポリエステル固化体の高水圧試験

佐野 文昭*; 土尻 滋; 伊藤 彰彦*; 大内 康喜; 岡川 誠吾; 森山 昇

JAERI-M 88-027, 57 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-027.pdf:5.02MB

不飽和ポリエステル固化体について、海洋処分に対する適性を調べるために、高水圧下でのRI侵出性および健全性試験を行った。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

報告書

放射性廃棄物容器としてのPIC容器の安全性試験,1; PIC容器の耐高水圧性と耐RI浸出性

石崎 寛治郎*; 岡川 誠吾; 大内 康喜; 伊藤 彰彦; 簗 尚*; 浅見 晃*; 峯岸 敬一*; 和達 嘉樹; 荒木 邦夫; 天野 恕

JAERI-M 9380, 59 Pages, 1981/03

JAERI-M-9380.pdf:1.96MB

日本原子力研究所と秩父セメント株式会社で共同開発したPIC容器の安全性に関して、耐圧型と均圧型の2種類の容器を使用し、RIとしては$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csを用いた。ホット供試体はRIを布ウエス中に散布したもの(2)など4体である。外水圧試験は深海底5,000mの条件を模擬した条件で24時間保持した。ウエスを収納した容器に関しては高水圧試験後、常温常圧下で長期(400日程度)の浸出試験を実施中である。その結果、(1)均圧型PIC容器は250kg/cm$$^{2}$$まで耐圧性を有し、以後均圧化するが均圧後も500kg/cm$$^{2}$$の外水圧力で破壊等の異常のないことが明らかとなった。(2)耐圧型PIC容器は500kg/cm$$^{2}$$外水圧力下で、十分な耐圧強度と不透水性を有し、RIの浸出抵抗性に優れていることが確認された。(3)ウエスを収納したPIC容器の長期浸出試験(144日まで)の結果、均圧型PIC容器では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csの浸漬日数の平方根に比例して増加するのに対し、耐圧型PIC容器では全く浸出していなかった事が判明した。

論文

Behavior of iodine-131 during rinsing in-pile loop with demineralized water after fission product release experiment

山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.91(Nuclear Science & Technology)

炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの挙動を調べるために水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの半減期で減少した。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度測定結果を数学的に解析し、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度変化、および水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量と系の壁面に付着している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量との関係を表わす式を導いた。

報告書

高温高圧水ループ中の放射性ヨウ素の分析法の検討

山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 戸根 弘人; 伊丹 宏治

JAERI-M 7801, 15 Pages, 1978/08

JAERI-M-7801.pdf:0.54MB

昭和46年以来、日本原子力研究所大洗研究所材料試験炉の照射装置の一つである高温高圧水ループ(OWL-1)を用いて、人工欠陥燃料による軽水型原子炉燃料の安全性試験が行なわれてきた。この実験の際にOWL-1の一次冷却水中に放出される放射性ヨウ素の分析法について若干の検討を行なった。その結果、分析法によっては測定値がヨウ素の化学形の影響をうけることがわかった。またこの種のFP放出実験での放射性ヨウ素測定法としてはキャリアーとしてヨウ化カリウムとヨウ素酸カリウムを加える方法が適していることがわかった。

報告書

核分裂生成ヨウ素のキャリオーバー

戸根 弘人; 岡川 誠吾

JAERI-M 7093, 10 Pages, 1977/05

JAERI-M-7093.pdf:0.51MB

核分裂生成ヨウ素のキャリオーバーの測定を大気圧下で小形実験装置を用いて行なった。F.P.のヨウ素は水中で数種の化学状態を有しているので、ヨウ素の化学種とキャリオーバーの関係についても測定した。一定の蒸発速度でヨウ素のキャリオーバー係数を測定したとき、そのキャリオーバー係数は水の蒸発量の増加と共に増加する。すなわち、蒸発量が1%ではキャリオーバー係数は2であるが、蒸発量が10%に達するとキャリオーバー係数は500に増加する。また、最初に試料水に含まれる揮発性の分子状ヨウ素の含有率は4.3%であるが、10%蒸発後の分子状ヨウ素の含有率はゼロとなる。これらの実験結果から、ヨウ素のキャリオーバー係数はヨウ素の化学状態と関係があることがわかった。

報告書

JMTRの水化学

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI 1213, 30 Pages, 1972/02

JAERI-1213.pdf:1.29MB

JMTRの一次冷却水の化学的特性を知るために、JMTRに時性期間中、種々の分布を行なった。分析対称としては、腐食生成物、腐食に大きく影響する酸素等溶存ガス核分裂生成物特にヨウ素を選んだ。これらの測定値をJMTR設計時の想定値を比較し、概して想定値が妥当であることを確認した。また、放射線物質の濃度を計算によってある程度推定できることもわかった。Na$$^{2}$$$$^{4}$$についてはその生成機構に関して若干の考慮を試みた。核分裂生成物としては放射性ヨウ素が検出されたが、濃度は低く、燃料ヨウ素の表面汚染によるものと考えられる。放射性ヨウ素の求め方について多少の検討を行なった。

報告書

JMTR分析手順; 改訂

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI-M 4594, 211 Pages, 1971/09

JAERI-M-4594.pdf:11.53MB

1969年6月に「JMTR分析手順」を作成したが、その後、改訂の必要が生じたので分析対象を大巾に増加して改訂版を作成した。この報文には、JMTRで行なわれる分析法、分析装置を示している。分析操作は基準化することによって作業効率を高め、迅速なモニタリング、異常事故時の早急な原因究明と対策の確立をとることができるようになっている。記載されている分析法は、各種の分析法を十分に検討し、JMTRの目的に合致した迅速、簡単、高感度な方法のみを選び、また、必要に応じて新たな分析法及び測定装置の開発を行なった。

報告書

原子炉一次冷却水の放射線分解

戸根 弘人; 山本 克宗; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 後村 正勝*

JAERI 1204, 11 Pages, 1971/03

JAERI-1204.pdf:0.75MB

この論文の目的はJRR-2およびJMTRの一次冷却水の放射分解を研究し、水分解に与える温度、PH、溶存酸素、過酸化水素の効果をしらべることである。更に、原子炉内で速中性子および$$gamma$$線の混合照射を受けた場合の水分解の正味のG値をもとめ、原子炉の再結合器、脱気装置の設計資料として必要な水分解量をもとめることである。JMTRの水分解に与える温度効果は、次式で表すことができる。Ft=(2.3-2.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$t) JRR-2およびJMTRの炉出力1MWあたり比分解量は、炉心の出力密度P(Kw/l)の平方根の函数として次式で表すことができる。Q=§exp(-入P$$^{1}$$$$^{/}$$$$^{2}$$) gr(H$$_{2}$$O)/MW、hr 水分解の正味のG値は、温度50$$^{circ}$$C、出力50MWのJMTRでは、8.6$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$pm$$20%、JRR-2の10MWでは、8.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$pm$$20%であった。

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