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論文

Progress of neutron-capture cross-section measurements promoted by ImPACT project at ANNRI in MLF of J-PARC

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2018-001, p.199 - 203, 2018/12

ImPACTプロジェクトにおいて、長寿命核分裂生成物の中の$$^{135}$$Csについて、その中性子捕獲断面積測定をJ-PARCのMLF施設内に設置されているANNRI装置を用いて進めている。将来の測定のために$$^{79}$$Seサンプルの整備可能性の検討と並行して、安定Se同位体核種について、それらの中性子捕獲断面積測定も進めている。本発表では、放射性$$^{135}$$Cs試料の整備とそれを用いた照射試験、安定Se同位体の断面積測定などについて報告する。

論文

Analysis of $$^{135}$$Cs/$$^{137}$$Cs isotopic ratio for samples used for neutron capture cross section measurement project by thermal ionization mass spectrometry

芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修

JAEA-Conf 2018-001, p.205 - 210, 2018/12

ImPACT事業の中性子捕獲断面積研究において、$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えた。$$^{135}$$Cs試料を定量するためには、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を高精度で分析する必要がある。そこで、熱イオン化質量分析器(TIMS)を用いて、最初のサンプルとして$$^{137}$$Cs標準溶液の質量分析試験を行なった。分析試験の結果、わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs標準溶液でも$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の高精度で導出することができた。

論文

Research on neutron capture cross sections at J-PARC in ImPACT Project

中村 詔司; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修; 津幡 靖宏; 松村 達郎; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

JAEA-Conf 2017-001, p.15 - 22, 2018/01

高レベル放射性廃棄物にかかわる環境負荷低減技術の基礎データとして、長寿命放射性核種の中性子核データが求められている。革新的研究開発推進プログラム(ImPACT)が平成26年10月より開始された。その事業の中の「核反応データ取得(Project 2)」で、原子力機構のプロジェクト研究として"J-PARC/MLF/ANNRIにおける中性子捕獲反応断面積測定研究"を開始した。本プロジェクト研究では、高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核分裂生成核種(LLFP)のうち、$$^{135}$$Cs(半減期230万年)を選定し、中性子捕獲反応断面積を測定する。$$^{135}$$Csを測定する際には、試料中に化学的に分離できない$$^{137}$$Csが不純物として混在する可能性があり、$$^{135}$$Csのデータを精度よく測定するためには、不純物である$$^{137}$$Csの寄与を分ける必要がある。このために、併せて$$^{137}$$Cs等の同位体核種の中性子捕獲断面積データも測定する。また、試料の入手が困難なLLFP核種のうち$$^{79}$$Seについて、試料整備の可能性検討を行う。本発表では、ImPACT事業における本プロジェクト研究の開発計画の概要について、研究の目的、過去の報告データの現状、全体スケジュールと進捗などと併せて、現時点で得られている成果について発表する。

論文

Research and development for accuracy improvement of neutron nuclear data on minor actinides

原田 秀郎; 岩本 修; 岩本 信之; 木村 敦; 寺田 和司; 中尾 太郎; 中村 詔司; 水山 一仁; 井頭 政之*; 片渕 竜也*; et al.

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.11001_1 - 11001_6, 2017/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.04

A nuclear data project entitled Research and development for Accuracy Improvement of neutron nuclear data on Minor ACtinides (AIMAC) is being performed in Japan. The objective of the project is to improve accuracy of neutron nuclear data for minor actinides and some fission products, which is required for developing innovative nuclear system transmuting these nuclei. Following research items have been conducted to achieve the objective: (1) Measurements of thermal neutron capture cross-sections by activation methods, (2) High-precision quantifications of shielded sample amounts used for TOF measurement, (3) Resonance parameter determinations at J-PARC/ANNRI and KURRI/LINAC, (4) Extension of capture cross sections to high energy neutrons at J-PARC/ANNRI, (5) High quality evaluation based on iterative communication with experimenters. The achievement of the project is presented.

論文

High precision analysis of isotopic composition for samples used for nuclear cross-section measurements

芝原 雄司*; 堀 順一*; 高宮 幸一*; 藤井 俊行*; 福谷 哲*; 佐野 忠史*; 原田 秀郎

EPJ Web of Conferences (Internet), 146, p.03028_1 - 03028_4, 2017/09

 パーセンタイル:100

For the accuracy improvement of nuclear data of minor actinides and long-lived fission products in AIMAC project, high quality data of the isotopic composition of samples are indispensable. The objective of this research is to obtain the isotopic composition data of samples contributing to the analysis of nuclear cross-section measurement data by mass spectrometry etc. In this study, we analyzed the isotopic composition of two Am samples ($$^{241}$$ Am sample and $$^{243}$$ Am sample) mainly by the thermal ionization mass spectrometry (TIMS). In addition to the TIMS, Am samples were also analyzed by $$alpha$$-spectrometry. In the analysis by both methods, the impurities such as $$^{239}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{242}$$Cm and$$^{244}$$Cm were also observed. The results of these analyses are presented together with the developed high precision analytical method.

論文

High-precision mass analysis of RI sample for cross-section measurements

中村 詔司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 木村 敦; Hales, B. P.; 岩本 修

KURRI Progress Report 2016, P. 66, 2017/07

ImPACTプロジェクトの分担研究において、放射化法による$$^{135}$$Cs中性子捕獲断面積測定に使用する試料として$$^{137}$$Cs標準溶液中に含まれる$$^{135}$$Csの利用を考えて、$$^{137}$$Cs溶液の高精度の質量分析を行なった。わずか10Bq(pgオーダー)の$$^{137}$$Cs溶液を分析し、不純物として含まれている$$^{135}$$Csを確認するとともに、$$^{135}$$Csと$$^{137}$$Csの同位体比を0.5%の精度で導出することができた。

論文

Study on shot peened residual stress distribution under cyclic loading by numerical analysis

生島 一樹*; 木谷 悠二*; 柴原 正和*; 西川 聡*; 古川 敬*; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 諸岡 聡

溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.75s - 79s, 2017/06

In this research, to investigate the effect of shot peening on operation, an analysis method to predict the behavior of stress distribution on shot peening was proposed. In the proposed system, the load distribution on the collision of shots was modeled, and it was integrated with the dynamic analysis method based on the Idealized explicit FEM (IEFEM). The thermal elastic plastic analysis method using IEFEM was applied to the analysis of residual stress distribution of multi-pass welded pipe joint. The computed residual stress distribution was compared with the measured residual stress distribution using X-ray diffraction (XRD). As a result, it was shown that the both welding residual stress distribution agree well with each other. Considering the computed welding residual stress distribution, the modification of stress distribution due to shot peening was predicted by the proposed analysis system.

論文

Activation measurements of neputunium-237 at KURRI-Linac

中村 詔司; 寺田 和司; 芝原 雄司*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 堀 順一*

KURRI Progress Report 2015, P. 67, 2016/08

マイナーアクチノイド核種の断面積データの精度の向上のために、一連の中性子捕獲断面関測定を、放射化法により実施してきている。今回、マイナーアクチノイド核種のうちNp-237について放射化測定を行った。本実験では、京都大学原子炉実験所の電子線形加速器による中性子源を用いた。Np-237の中性子捕獲反応により生成されたNp-238からの$$gamma$$線を測定して反応率を求めた。照射位置の中性子スペクトルをシミュレーション計算で求めて、Au箔の反応率を用いて規格化した。規格化した中性子スペクトルとJENDL-4.0の評価データを用いてNp-237の反応率の計算値を求めた。実験値と計算値が誤差の範囲で一致し、本実験ではJENDL-4.0を支持することが分かった。

論文

原子力施設の廃止措置における大型機器解体シナリオの最適化に関わる検討; プロジェクト管理データ評価システムの「ふげん」廃止措置への適用性の評価結果に基づく検討

芝原 雄司; 臼井 秀雄; 出雲 沙理; 泉 正憲; 手塚 将志; 森下 喜嗣; 清田 史功; 立花 光夫

日本原子力学会和文論文誌, 12(3), p.197 - 210, 2013/09

ふげん発電所の廃止措置での解体作業を対象としてPRODIAコードの適用性を検証するため、JPDRの廃止措置で得られた実績データによって作られた既存計算式を用いて、2008年にふげん発電所で行った解体作業に要する人工数を計算した。その結果、既存評価式はふげん発電所での給水加熱器の解体作業への適用性を有していないことがわった。このため、ふげん発電所での給水加熱器の解体作業の作業内容を反映した新規計算式を構築した。構築した新規計算式を用いた計算結果は、ふげん発電所の第3給水加熱器と第4給水加熱器の実績データと良い一致を示した。さらに、給水加熱器を解体するための複数の解体シナリオに要する人工数について新規計算式により計算し、解体作業に要する人工数に及ぼす解体シナリオなどの影響を検討した。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる研究,2; AHPによる最適な解体シナリオの検討(共同研究)

芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏*; 有田 裕二*

JAEA-Technology 2012-038, 72 Pages, 2013/01

JAEA-Technology-2012-038.pdf:3.68MB

原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、想定されるさまざまな解体手順(解体シナリオ)のプロジェクト管理データを事前に評価し、その結果を用いて最適な解体シナリオを選択することが必要である。廃止措置の研究分野では、最適な解体シナリオの選択のための意思決定にかかわる研究はほとんど行われておらず、今後の重要な検討課題の一つである。原子力機構と福井大学は、解体作業の計画を策定するうえで重要となる意思決定のための方法論にかかわる共同研究を平成21年度に開始した。本研究では、「ふげん」を対象に設備・機器の解体作業に関する幾つかの解体シナリオを想定して、人工数や廃棄物発生量等を計算し、その結果に基づいて幾つかの解体シナリオの中から合理的と考えられるものを選択するロジックを構築することを目的としている。本報告書は、給水加熱器の解体作業を対象に、平成22年度に行った多基準意思決定手法の一つであるAHPを用いた最適な解体シナリオの選択に関する検討の結果とまとめたものである。

報告書

第26回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

忽那 秀樹; 香田 有哉; 芝原 雄司; 門脇 春彦

JAEA-Review 2012-040, 36 Pages, 2013/01

JAEA-Review-2012-040.pdf:8.2MB

原子炉廃止措置研究開発センター(以下「ふげん」という。)は、廃止措置技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県が目指すエネルギー研究開発拠点化計画における研究開発拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、原子力機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、平成24年9月13日に開催した第26回ふげん廃止措置技術専門委員会において報告した"廃止措置の状況"、"タービン系設備の解体撤去工事における各種切断工法等の適用実績"、"管理データ評価システムを用いた解体作業計画の立案に関する検討"、"重水回収・トリチウム除去作業の実績と知見"について、資料集としてまとめたものである。

論文

Study on evaluation of project management data for decommissioning of uranium refining and conversion plant

臼井 秀雄; 出雲 沙理; 芝原 雄司; 森本 靖之; 徳安 隆志; 高橋 信雄; 田中 祥雄; 杉杖 典岳; 立花 光夫

Proceedings of International Waste Management Symposia 2012 (WM 2012) (CD-ROM), 13 Pages, 2012/02

人形峠環境技術センターに立地する製錬転換施設では乾式転換設備の廃止措置が2008年に始まり、これまでの解体において種々の管理データを取得してきた。本研究では管理データとして、解体人工数,GH(グリーンハウス)の設置と撤去にかかわる人工数、GHにかかわる二次廃棄物発生量について検討を行った。施設全体の解体人工数の評価は、その施設に存在する機器の種類ごとに解体人工数の評価式を作ることで可能となる。しかしながら全種類の機器について評価式を作ることは容易ではない。そこで、施設の特徴に基づいて人工数を評価する、より簡易な評価方法の検討を行った。その結果、化学工程ごとに解体人工数を評価する見通しが得られた。一方、効率的な解体計画を立案するためには、GHの使用に関してあらかじめ入念な検討を行う必要がある。そこで、GHにかかわる管理データ(人工数,二次廃棄物発生量)の評価方法を検討した。その結果、作成した評価式によりGHの管理データを評価する見通しが得られた。

報告書

原子力施設の廃止措置にかかわる研究(共同研究)

芝原 雄司; 石神 努; 森下 喜嗣; 柳原 敏; 有田 裕二*

JAEA-Technology 2011-021, 35 Pages, 2011/07

JAEA-Technology-2011-021.pdf:4.52MB

原子力施設の合理的な廃止措置を進めるためには、そのプロジェクト管理データを事前に評価することに加えて、その結果を用いて想定されるさまざまな解体作業の選択肢(シナリオ)の中から、最適なものを選択することが必要かつ重要である。廃止措置の研究分野では、この選択のための意思決定にかかわる研究はほとんどなされておらず、今後の重要な検討課題である。原子力機構と福井大学は、解体作業の計画を策定するうえで重要となる意思決定のための方法論にかかわる共同研究を平成21年度から開始した。本研究では、ふげんを対象に設備・機器の解体撤去作業に関する幾つかのシナリオを想定して人工数や廃棄物発生量を計算し、その結果に基づいて、幾つかのシナリオの中から合理的と考えられるものを選択するロジックを構築することを目的としている。平成21年度はふげんで実施された給水加熱器の解体撤去作業に基づき、幾つかの解体シナリオを想定して管理データを評価し、多基準意思決定法(MCDA)を用いて最適化にかかわる検討を行った。本報告書は、その研究の成果をまとめたものである。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価式の検討,2; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の準備・後処理工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2011-010, 44 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-010.pdf:2.43MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち、準備及び後処理工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により評価した。その結果、既存評価式による人工数の計算結果が実績データと大きく異なることを確認した。その原因について検討した結果、既存評価式で想定しているJPDRと「ふげん」との施設規模の違いによる作業領域面積の拡大が原因であることがわかった。そこで、「ふげん」に適用可能な作業領域面積に依存する評価式の見直しを行った結果、計算結果と実績データとの差が改善された。

報告書

ふげん発電所の機器撤去に掛かる人工数評価モデルの検討,1; 第3・4給水加熱器室の機器撤去の解体工程

芝原 雄司; 立花 光夫; 石神 努; 泉 正憲; 南光 隆

JAEA-Technology 2010-033, 42 Pages, 2010/10

JAEA-Technology-2010-033.pdf:1.02MB

「ふげん」において2008年度に実施した第3・4給水加熱器室の機器撤去作業のうち解体工程に掛かる人工数を管理データ評価システム(PRODIAコード)により計算し、既存の評価式の「ふげん」への適用性を評価した。その結果、JPDR解体の実績データから得た既存の評価式による人工数の計算結果は実績データと大きく異なった。特に、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数の計算結果はそれぞれ実績データの1.8倍、及び3.3倍となった。また、第3給水加熱器と第4給水加熱器の重量がほぼ同じであるにもかかわらず、その撤去に掛かる人工数は約2倍の違いが見られた。これらの違いについて検討し、違いの主な要因は、(1)既存の評価モデルの作業構成(粗断・細断・収納)と第3・4給水加熱器の作業構成(粗断・仮置き)が異なっている、(2)切断回数が第3給水加熱器と第4給水加熱器で異なっている、にあることから、給水加熱器の作業構成を考慮した新たな評価式を作成し、再度、第3・4給水加熱器の撤去に掛かる人工数を評価した。計算結果は実績データとよく一致し、新たに作成した評価式の妥当性を確認した。

論文

Study on evaluation models of management data for decommissioning of FUGEN

芝原 雄司; 泉 正憲; 南光 隆; 立花 光夫; 石神 努

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.347 - 353, 2010/10

In the Fugen nuclear power plant (FUGEN), the dismantling of equipments in the turbine building has started in 2008, and the dismantling of equipments around the reactor is scheduled around in 2015. To evaluate the management data on this dismantling of equipments around reactor appropriately, it is very important to study whether the conventional evaluation models have the applicability for FUGEN or not. The study on the evaluation models of management data for the dismantling of equipments in FUGEN is reported in this paper.

報告書

「常陽」MK-IIC型特殊燃料集合体(PFC020)の照射後試験 燃料要素の組織観察及び機器分析

熊倉 忠夫*; 鵜飼 重治*; 吽野 一郎*; 櫛田 尚也*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*

PNC-TN9410 88-206, 0 Pages, 1988/12

PNC-TN9410-88-206.pdf:4.01MB

「常陽」MK―2C型特殊燃料集合体(PFC020)は,「もんじゅ」の炉心燃料要素とほぼ同一仕様の燃料要素を,定格最大線出力と被覆管ホットスポット温度が「もんじゅ」実機条件と同等となる条件下で照射したものである。本試験では,燃料要素の照射挙動を把握するため,光学顕微鏡観察,走査電子顕微鏡観察,X線マイクロアナライザによる元素分析並びにイオンマイクロアナライザによる質量分析を実施した。本試験により得られた結果は以下の通りである。1)燃料組織は,燃料カラム軸方向中心部で中心空孔(約1.25mm径)と柱状晶が観察された。ギャップ巾は,製造時ギャップ巾である80$$mu$$mから8$$mu$$mにまで減少していることから照射中において燃料と被覆管の機械的相互作用(FCMI)が生じていた可能性がある。被覆管内面腐食量は,最大26$$mu$$mであった。2)画像解析により求めた燃料ペレットの体積増加率は,燃料カラム中心部で焼しまり状態から,スエリングに伴う体積増加を示していた。3)ペレット内に保持されているXe濃度と燃料組織との間に明瞭な対応が認められた。Xe濃度は等軸晶領域で急激に低下し,ペレット中心部ではXeはほとんど放出していた。4)燃料カラム軸方向中心部の中心空孔端でPu濃度が製造時の29.86%から31.42%に増加しており,これに伴い中心空孔端で若干の燃焼度の増加が認められた。5)被覆管外表面の性状は,被覆管温度が400$$^{circ}C$$以下の低温度部では,製造時状態を保持しているが,約500$$^{circ}C$$以上では,温度が高くになるに従い表面荒れが著しくなっている。特に低温部において従来観察されているような付着物が認められなかった。これは本集合体では意図的にNa流速を低くしたことが原因しているものと考えられる。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料(PFD105)の照射後試験; 燃料要素の組織観察及び機器分析

吽野 一郎*; 鵜飼 重治*; 熊倉 忠夫*; 櫛田 尚也*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*

PNC-TN9410 88-186, 1 Pages, 1988/02

PNC-TN9410-88-186.pdf:4.81MB

炉心燃料集合体(Fab.No.PFD105)は、第1次取替燃料集合体として、「常陽」MK-2炉心「1D1」の位置で、100MW第3サイクルから第8サイクルまで照射されたものである。集合体平均燃焼度は約48,300MWD/MTMである。本試験では、燃料要素の照射挙動を把握するため、燃料ペレットの組織観察と機器分析を実施し、以下の結果が得られた。(1)燃料カラム軸方向中心部では、中心空孔と柱状晶が形成され、残留ギャップ幅は製造時の85$$mu$$mから13$$mu$$mに減少していた。画像解析より、ペレット体積は製造時よりもむしろ減少していることが確認されたことから、このようなギャップ幅の減少はペレットのリロケーションに支配されていることが示唆された。(2)被覆管の内面腐食は、内面温度が600$$^{circ}C$$以上の上部インシュレータとの境界部で認められ、最大32$$mu$$mであった。(3)組織変化している領域のペレットからのXe放出率はピーク燃焼度が60,000MWD/MTMで90%に達している。一方、ペレット周辺部の不変領域では、ガス気泡の集積に伴い約50,000MWD/MTMあたりからXeの放出が開始し、60,000MWD/MTMでは27%の放出が認められた。(4)ペレット内に保持されているCs、Iの径方向分布は、Xeの分布と極めて良く類似しており、温度、燃焼度に対する放出しきい値はXeと同様と考えられる。(5)中心空孔を有する燃料ペレットでは、Pu濃度は中心空孔に近づくにしたがい製造時の27wt%から32wt%に増加していた。ペレット径方向の燃焼度分布はPuの再分布の影響をうけている。

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料(PFD001)の照射後試験(2) : 燃料要素の組織観察及び機器分析 Vol.2 データ編

甲野 啓一*; 櫛田 尚也*; 鵜飼 重治*; 吽野 一郎*; 熊倉 忠夫*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*

PNC-TN9410 87-189VOL2, 0 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-189VOL2.pdf:13.74MB

Vol.1では,PFD001燃料ピンの照射後試験結果の要約を記した。本報は,下記の詳細データを集録したものである。・光学顕微鏡による燃料組織観察・EPMAによる燃料及びギャップ部の元素分析・IMAによる燃料内質量分析・被覆管外表面の観察及び元素分析

報告書

「常陽」MK-II炉心燃料(PFD001)の照射後試験(2) : 燃料要素の組織観察及び機器分析 Vol.1 要約編

甲野 啓一*; 櫛田 尚也*; 鵜飼 重治*; 吽野 一郎*; 熊倉 忠夫*; 柴原 格*; 榎戸 裕二*

PNC-TN9410 87-189VOL1, 1 Pages, 1987/02

PNC-TN9410-87-189VOL1.pdf:5.59MB

炉心燃料集合体(Fab.N-PFD001)は,初装荷燃料集合体として「常陽」MK―2炉心中心に装荷され,100MW第3サイクルまで照射されたものであり,集合体平均燃焼度は,約31,300MWD/MTMである。本試験では,燃料,被覆管の健全性並びに照射挙動を把握するため,光学顕微鏡,走査型電子顕微鏡(SEM)による組織観察,X線マイクロアナライザー(EPMA)による元素分析並びにイオンマイクロアナライザー(IMA)による質量分析を実施した。本試験により得えられた結果は,以下のとおりである。1)試料カラム軸方向中心部の,およそ86mm長さにわたって直径0.56mmの中心空孔と柱状晶が観察された。燃料一被覆管ギャップ部には,Csが蓄積し被覆管成分の溶出が認められた。被覆管内面最大腐食量は,17$$mu$$mであった。2)EPMAによるU,Puの径方向濃度分布測定により,中心空孔を有するペレットでは,中心空孔端のPu濃度は製造時の30wt%から34wt%に増加していることが確認された。3)EPMAによるペレット内に保持されているXe及びCsの径方向分布測定より,FPガスは,製造時領域でほぼ一定に保持されているが,高密度化領域で急激に放出が開始していることが確認された。Csの径方向分布は,Xeとまったく同様であり,その放出機構はFPガスと類似していると考えられる。IMAによるペレット径方向燃焼度分布の測定から,中心空孔を有するペレットでは,中心空孔端で燃焼度が増加していることが確認された。これは,Puの再分布に起因するものと推察された。被履管外表面の性状については,450$$^{circ}C$$以下の低温部ではMn,Niの高濃度化した付着物が認められ,一方,500$$^{circ}C$$以上の高温部ではMn,Niの溶出が観察された。Siは炉心全域から,Crは570$$^{circ}C$$以上で溶出している。各合金元素が溶出している深さは表面から1.5$$mu$$m以内の極く表面層に限られることがわかった。

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