Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Pu
Am
)O
(z = 0.05, 0.10, and 0.15)横山 佳祐; 渡部 雅; 所 大志郎*; 杉本 理峻*; 森本 恭一; 加藤 正人; 日野 哲士*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101156_1 - 101156_7, 2022/06
高レベル放射性廃棄物の減容化の一環として、マイナーアクチニドを含んだ酸化物燃料が高速炉における選択の一つである。しかし、高Am含有MOX燃料の熱伝導率に関する実験データがないために、燃料中のAm含有量が熱伝導率に及ぼす影響は明らかとなっていない。本研究では化学量論組成近傍における(UPuAm)O (z = 0.05, 0.10, and 0.15)の熱伝導率をレーザーフラッシュ法を用いて室温から1473Kまでの範囲で測定した。結果として、熱伝導率はAm含有量が増加するに従い低下する傾向を示し、1473Kまでは古典的フォノン輸送モデル((A+BT)
)に従うことが明らかとなった。係数AはAm含有量に比例して増加する傾向を示し、U
及びAm
が固溶することによるイオン半径の変化がフォノン伝導に影響したためであると考えられる。係数BはAm含有量に依存しない傾向を示した。
田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 須藤 光雄; 前田 宏治; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*
JAEA-Testing 2014-001, 29 Pages, 2014/05
JAEA-Testing-2014-001.pdf:5.33MB
福島第一原子力発電所の原子炉建屋内における床材・壁材の汚染性状把握に関する基礎データを得るため、放射性核種を含む溶液を用いた浸透試験を実施した。照射済燃料から調製した放射性核種含有溶液を、エポキシ系塗料試料、乾燥しているコンクリート試料およびモルタル試料に塗布し、研磨および放射線測定を繰り返し、深さ方向の線量率プロファイルを取得した。エポキシ系塗料試料に関しては、放射性核種は浸透せず、深さ0.4mm以内にとどまっていることが確認された。コンクリート試料に関しては、放射性核種の浸透が確認され、本試験条件においては、約2mmの研磨で線量率がバックグラウンドまで低減することが確認され、乾燥状態のコンクリートまたはモルタルに対する溶液を介した放射性物質の浸透挙動は、表面近傍においては定量的に膨潤状態の同媒体に対するイオンの移行挙動と大きく変わらないことを示した。
田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 大林 弘; 小山 真一
JAEA-Research 2013-022, 62 Pages, 2014/01
JAEA-Research-2013-022.pdf:33.64MB
原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所1
4号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動に及ぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価するための加熱試験手法を確立するとともに、核分裂生成物放出に関するデータの取得を目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。ジルコニアるつぼを用いて、溶融ジルカロイと照射済MOX燃料を最高温度2100
Cまで加熱して反応させる試験を実施し、核分裂生成物であるCsの放出速度を評価した。また、放出挙動評価に資する基礎データ取得の一環として、加熱後試料の組織観察や元素分布測定等を行った。試験結果を先行研究の結果と比較・検討した結果、本試験手法を用いることにより、溶融被覆管と照射済燃料が反応する体系における核分裂生成物の放出試験が実施できることを確認した。また、FP放出の基礎データに加え、溶融被覆管と照射済燃料との反応挙動及び反応時におけるUとPu及びFPの随伴性に関する基礎データを得た。
所 大志郎*; 平川 康; 古川 智弘
no journal, ,
燃焼リチウムに対するグラファイト系消火薬剤の消火性能実験を行い、既報の塩化ナトリウム系消火薬剤等の消火性能と比較・検討した。また、消火後の反応生成物及び、それを水/アルコール洗浄処理した残渣についてXRDにより分析した。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 所 大志郎*; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 新妻 重人; 若井 栄一; et al.
no journal, ,
IFMIF/EVEDAリチウム試験ループは原子力機構大洗研究開発センターに建設され、2011年2月末の完成を目指し現在試験運転が実施されている。本ループはリチウム保有量約5m
(2.5トン),最大流量0.05m/s(3000l/min)の大規模液体金属ループであり、リチウムターゲットの流動安定性及び不純物トラップに関する試験が実施される。本発表では、本試験ループの工学設計と建設並びに試運転について報告する。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 金山 文彦; 須藤 光雄; 前田 宏治; 小山 真一; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 所 大志郎*; 関岡 健*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所原子炉建屋内の遠隔除染技術開発の一環として、セシウムを含む模擬汚染水を用いた床材・壁材に対する汚染水の浸透挙動及び浸透深さの時間依存性の評価を行った。本試験により、FPの浸透の詳細評価をするうえでベースとなるエポキシ系塗料及びコンクリートに対する浸透挙動の基礎情報を把握することができた。
田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 大林 弘; 小山 真一; 関 崇行*; 所 大志郎*
no journal, ,
ソースターム評価装置による被覆管等を含む体系での加熱試験手法を確認するため、新型転換炉「ふげん」で照射したMOX燃料ペレットとZry-2被覆管を高温で反応させる加熱試験を実施した。
佐藤 勇; 廣沢 孝志; 三輪 周平; 田中 康介; 小山 真一; 所 大志郎*; 関 崇行*
no journal, ,
新型転換炉「ふげん」照射済燃料ペレットを被覆管とともに高周波誘導加熱炉で加熱し、核分裂生成物の残留・放出挙動を観察した。
臼杵 俊之; 佐藤 勇; 金山 文彦; 須藤 光雄; 前田 宏治; 小山 真一; 川妻 伸二; 福嶋 峰夫; 所 大志郎*; 関岡 健*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所原子炉建屋内の遠隔除染技術開発の一環として、放射性核種を含む溶液を用いたコンクリート及びエポキシ系塗料に対する放射性核種含有溶液の浸透挙動及び浸透深さの時間依存性の評価を行った。本試験によりFPの浸透の詳細評価をするうえでベースとなるコンクリート及びエポキシ系塗料に対する浸透挙動の基礎情報を把握することができた。
磯崎 涼佑; 勝山 幸三; 田中 康介; 佐藤 勇; 臼杵 俊之; 関尾 佳弘; 林 長宏; 所 大志郎*
no journal, ,
ホットラボ施設を利用した体験型実習(燃料材料の基礎物性測定実習,模擬除染作業実習等)について、計画立案を含めたその狙いや実施した効果について報告する。
佐藤 勇; 大西 貴士; 廣沢 孝志; 田中 康介; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 石ヶ森 俊夫*; 関 崇行*; 品田 雅則*; et al.
no journal, ,
FPの模擬物質としてCsIを加熱・蒸発させ、移行経路にある温度分布を有する配管に沈着させた。このCsI沈着表面に、より高温で加熱・蒸発したBO
を接触させることで、Cs及びIの沈着・移行挙動に及ぼすホウ素の影響を調べた。その結果、沈着したCsIがホウ素蒸気により再び気相化学形となり、低温部へ移行している可能性を明らかにした。
岩崎 真歩; 田中 康介; 佐藤 勇; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 小山 真一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 石ヶ森 俊夫*
no journal, ,
燃料から放出したFPの化学形を直接測定する方法として、示差熱天秤-質量分析装置(TG-DTA-MS)を活用する技術開発に着手した。標準試料の測定により、m/z(m=質量数、z=電荷数)が約400までのガスを検出できるTG-DTA-MS本来の基本性能を確認したが、Cs系化合物由来の凝縮性蒸気種を検出できなかった。発生蒸気種をQ-MS部へ導入するためには、スキマーインターフェースのオリフィス部のより高精度なアライメントが効果的であると想定し、TG-DTA部とQ-MS部の取り付け位置等を改善するとともに、オリフィス部に対して光学的手法を用いたアライメント調整を実施した。その結果、ヨウ化セシウム(CsI)の測定において、ヨウ素に相当するm/z=127及びセシウムに相当するm/z=133の検出に成功した。これらの信号は重量変化のタイミングと一致しており、CsIの解離により生じたものと推測される。このように、加熱により生成した蒸気種をQ-MS部に導入する経路を適切に確保する調整を施すことで、TG-DTA-MSを用いた放出FP化学形の直接測定が可能である見通しを得た。
田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 大西 貴士; 須藤 光雄; 三輪 周平; 逢坂 正彦; 小山 真一; 関 崇行*; 品田 雅則*; et al.
no journal, ,
「ふげん」照射済燃料の加熱試験により放出されたFPが沈着した部材(サンプリングパーツ: 750から150Cの範囲で段階的に温度勾配をつけた配管内に装填されたNi製サンプリング管14個及びその下流側の常温位置に配置した異なるメッシュのSUS製焼結金属フィルター5層)を対象に、
線スペクトロメトリー、マクロ観察、X線回折測定、ICP-MS分析を実施し、沈着FPの化学形を評価した。その結果、温度勾配管のほぼ中心位置(450から550C付近)でパイロクロア型化合物を形成するCsが沈着していることがわかった。また、焼結金属フィルターにおいては、5層構造のうち最上流側のフィルターのみに明確な沈着物が観察されたが、特定の化合物に起因するXRDパターンは認められず、その沈着物の結晶性は低い状態にあることが示唆された。
廣沢 孝志; 佐藤 勇; 田中 康介; 逢坂 正彦; 小山 真一; 所 大志郎*; 石ヶ森 俊夫*; 関 崇行*
no journal, ,
BWRにおけるシビアアクシデント雰囲気条件下でのFP放出実験が可能となるように、既存のFP放出挙動試験装置にて、多様な雰囲気で加熱試験を実施するための技術的検討及び検討結果をもとにした改造部品の試作を行い、その性能確認試験を実施した。その結果、高温下でのタングステン部品の酸化反応の抑制が確認でき、高酸素分圧下試験の見通しを得た。
石川 高史; 田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 廣沢 孝志; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; 関岡 健*; et al.
no journal, ,
高速炉におけるソースターム評価に資する基礎データを取得するため、高速実験炉「常陽」で照射したMOX燃料を2773K、2973K及び3173Kでそれぞれ加熱し、燃料から放出したCs及びFPガスを測定した。
大西 貴士; 田中 康介; 佐藤 勇*; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
no journal, ,
照射済高速炉燃料の加熱試験により放出されたFP等の放射性物質が沈着した部材(サンプリングパーツ)を対象に、核種分析を実施し、高速炉のソースターム評価に資する基礎データを取得した。
田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
no journal, ,
照射済高速炉燃料の加熱試験により放出されたFP等の放射性物質が沈着した部材(サンプリングパーツ)を対象に実施した核種分析結果等に基づき、高速炉燃料からのFP等の放出速度を評価した。
田中 康介; 関 崇行; 岡 弘; 松田 哲志*; 牟田 浩明*; 関岡 健*; 所 大志郎*
no journal, ,
文部科学省原子力システム研究開発事業の一環で実施した「微細構造を制御した高MA含有不定比酸化物燃料の物性予測手法に関する研究」における研究内容の概要と主な成果を報告する。
田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.
no journal, ,
照射済高速炉燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果等に基づき、高速炉燃料からのFP等の放出速度を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。
