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論文

高放射性廃液貯槽の廃液撹拌用三方弁等交換時における作業員の被ばく低減対策

礒崎 尚彦; 森本 憲次; 古川 竜一; 坪井 雅俊; 矢田 祐士; 三好 竜太; 内田 豊実; 池澤 和美*; 黒澤 健二*

日本保全学会第16回学術講演会要旨集, p.225 - 228, 2019/07

東海再処理施設では、使用済燃料の再処理の過程で発生した高放射性の廃液をガラス固化するまで貯蔵している。貯蔵に当たっては不溶解残渣等の沈降を防ぐために、定期的に槽内の液を圧縮空気により脈動させて撹拌している。撹拌を行うために三方弁やボール弁が設置されているが、これらの弁を保全のために交換する際に作業員の放射線被ばくが高くなる問題があったことから被ばく低減に取り組んだ内容を報告する。

論文

Convergence behavior in line profile analysis using convolutional multiple whole-profile software

熊谷 正芳*; 内田 知宏*; 村澤 皓大*; 高村 正人*; 池田 義雅*; 鈴木 裕士; 大竹 淑恵*; 浜 孝之*; 鈴木 進補*

Materials Research Proceedings, Vol.6, p.57 - 62, 2018/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.18(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

The convergence behavior of the parameters related to microstructural characteristics $$a$$-$$e$$ was studied during optimizations in a common line profile analysis software program based on the convolutional multiple whole profile (CMWP) method. The weighted sums of squared residual (WSSR) was a criterion of the optimization. The parameters $$b$$ and $$d$$, which are related to the dislocation density and to the crystallite size, respectively, strongly affect the line profile shape. Therefore, the distributions of WSSRs on the space parameters $$b$$ and $$d$$ were first observed. The variation trajectory of parameters $$b$$ and $$d$$ during iterative calculations with several values of parameter $$e$$ was then observed, along with the variations when all of the parameters were variable. In the case where only three parameters were variable, we found that a smaller initial value of $$e$$ should be chosen to ensure stability of the calculations. In the case where all parameters were variable, although all of the results converged to similar values, they did not precisely agree. To attain accurate optimum values, a two-step procedure is recommended.

報告書

STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理

小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹

JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-025.pdf:17.88MB

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。

論文

Thermal expansion of PuO$$_{2}$$

内田 哲平; 砂押 剛雄*; 小無 健司*; 加藤 正人

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.281 - 284, 2014/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:57.19(Materials Science, Multidisciplinary)

アクチニド酸化物の物性評価を試験とシミュレーション計算により行っている。熱膨張は分子動力学(MD)法により物性値計算を行うために重要なデータである。本研究ではPuO$$_{2}$$の熱膨張について試験とMD法により評価を行った。試験では95%TDのPuO$$_{2.00}$$のペレットを使用し、熱膨張計により300-1923Kの範囲で熱膨張測定を行った。MD法では、部分イオンモデルのBorn-Mayer-HugginsポテンシャルにMorseポテンシャルを加えた原子間ポテンシャルを使用して、300-2800Kの範囲で格子定数を計算し、格子定数から熱膨張を評価した。熱膨張測定結果とMD法による熱膨張はよく一致しており、両データから300-2800Kの範囲におけるPuO$$_{2}$$の熱膨張評価式を導出した。

論文

Thermal expansion measurement and heat capacity evaluation of hypo-stoichiometric PuO$$_{2.00}$$

加藤 正人; 内田 哲平; 松本 卓; 砂押 剛雄*; 中村 博樹; 町田 昌彦

Journal of Nuclear Materials, 451(1-3), p.78 - 81, 2014/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:57.19(Materials Science, Multidisciplinary)

PuO$$_{2-x}$$の熱膨張率について、酸素分圧をコントロールした雰囲気において熱膨張計を用いて測定した。熱膨張率は、定比組成からのずれ$$x$$の増加でわずかに増加した。PuO$$_{2-x}$$の線熱膨脹係数について、O/M比と温度を関数として式化した。得られた式を用いて比熱の評価を行い、比熱に及ぼすO/M比の影響は小さく、ショットキー項を評価することが重要であることが分かった。

論文

Melting temperatures of the ZrO$$_{2}$$-MOX system

内田 哲平; 廣岡 瞬; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 佐藤 大介*; 加藤 正人; 森本 恭一

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1549 - 1553, 2013/09

Severe accidents occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant of Unit 1-3 on March 11, 2011, where the MOX fuels were loaded in the Unit 3. For thermal analysis of the severe accident, melting temperature and phase state of MOX corium were investigated. The simulated coria were prepared from 4%Pu-containing MOX, 8%Pu-containing MOX and ZrO$$_{2}$$. Then X-ray diffraction, density and melting temperature measurements were carried out as a function of zirconium and plutonium contents. The cubic phase was observed in the 25%Zr-containing corium and the tetragonal phase was observed in the 50% and 75%Zr-containing coria. The lattice parameter and density monotonically changed with Pu content. Melting temperature increased with increasing Pu content; melting temperature were estimated to be 2932K for 4%Pu MOX corium and 3012K for 8%Pu MOX corium in the 25%ZrO$$_{2}$$-MOX system. The lowest melting temperature was observed for 50%Zr-containing corium.

論文

Effect of oxygen-to-metal ratio on properties of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2

廣岡 瞬; 加藤 正人; 森本 恭一; 米野 憲; 内田 哲平; 赤司 雅俊

Journal of Nuclear Materials, 437(1-3), p.130 - 134, 2013/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.62(Materials Science, Multidisciplinary)

In order to evaluate the method to clean up molten corium generated in the severe accident of reactor melt down, physical properties such as melting temperature and thermal conductivity are necessary. In this study, corium which simulates the molten core of a BWR was prepared from UO$$_{2}$$ and zircaloy-2. Oxygen to metal (O/M) ratio of the corium was adjusted to hyper-stoichiometry, and the physical properties were investigated.

論文

Measurement of oxygen chemical diffusion in PuO$$_{2-x}$$ and analysis of oxygen diffusion in PuO$$_{2-x}$$ and (Pu,U)O$$_{2-x}$$

加藤 正人; 内田 哲平; 砂押 剛雄*

Physica Status Solidi (C), 10(2), p.189 - 192, 2013/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:89.82(Materials Science, Multidisciplinary)

It is well known that PuO$$_{2}$$ having fluorite structure is non-stoichimetric compound. Stoichiometry significantly affects physical properties such as lattice parameter, diffusion coefficient and thermal conductivity. In previous work, oxygen potential of PuO$$_{2-x}$$ was determined as functions of O/M ratio and temperature, and the data was analyzed based on defect chemistry. This result shows that the defect cluster of oxygen vacancy is stable in non-stoichiometric PuO$$_{2}$$. In this work, chemical diffusion of the defect was investigated in PuO$$_{2-x}$$. The thermo gravimeter was employed for the measurement. The O/M ratio was estimated from the weight change of the specimen. The time dependence of O/M change was analyzed, and chemical diffusion coefficient was determined as a function of temperature. The measured data was compared with that of MOX which was reported in previous work. The diffusion coefficient decreased with Pu content.

論文

Effect of oxygen-to-metal ratio on densification behavior in the sintering process of PuO$$_{2}$$ pellet

内田 哲平; 砂押 剛雄*; 加藤 正人

Physica Status Solidi (C), 10(2), p.193 - 196, 2013/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:86.32(Materials Science, Multidisciplinary)

MOX fuel pellets are produced from UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$ powders by mechanical blending method. It is important to control pellet density in the pellet production. To investigate the change of the sintering rate depending on O/M ratio is important for MOX pellet production. The purpose of this work is to investigate the densification behavior of PuO$$_{2}$$ which is one of the starting materials as a function of O/M ratio. Thermal dilatometer was employed to measure pellet densification. The measurements were carried out in atmosphere of air and Ar/H$$_{2}$$ gas mixture added moisture. Powder of PuO$$_{2}$$ was pressed and measured at 1923 K in various conditions. The changes of grain size and densification rate were observed with O/M ratio. The PuO$$_{2}$$ pellet sintered in air was very low density of 84%TD. The highest density pellet of 96%TD was obtained by sintering at O/M ratio of about 1.99.

論文

Melting temperature and thermal conductivities of corium prepared from UO$$_{2}$$ and zircalloy-2

加藤 正人; 内田 哲平; 廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 米野 憲; 森本 恭一

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.91 - 96, 2012/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:56.78(Materials Science, Multidisciplinary)

Pellets of UO$$_{2}$$ react with zircalloy (Zry) cladding to form corium in severe accident of LWRs. It is important to know thermal and chemical properties of corium to analyze fuel behavior in severe accident and to treat corium in post-accident. However, their data are limited. In this work, corium was prepared from UO$$_{2}$$ and Zry-2, and its melting temperature and thermal conductivity were investigated as a parameter of U content. In the heating curves in the melting temperature measurement, thermal arrests were clearly observed. The solidus temperatures of 75%U, 50%U and 25%U-sample were determined to be 2622$$^{circ}$$C, 2509$$^{circ}$$C and 2540$$^{circ}$$C, respectively, which were consistent with solidus temperature reported in the UO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$ system. The melted samples were taken from W-capsule and sliced in a plate. Thermal diffusivity of the plate sample was measured. The data were lower than that of UO$$_{2}$$.

論文

Thermal expansion of corium prepared from UO$$_2$$ and zircalloy-2

廣岡 瞬; 赤司 雅俊; 内田 哲平; 森本 恭一; 加藤 正人

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1444, p.97 - 101, 2012/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.11(Materials Science, Multidisciplinary)

As a part of severe accident research in LWRs, physical and chemical properties of corium formed by meltdown of the reactor core have been studied. The corium consists of two kinds of phases, Zr-rich phase and U-rich phase. The U-rich phase has fluorite structure and Zr-rich phase has monoclinic structure which transforms to tetragonal and fluorite structure with temperature. These phase transformations with temperature change cause volume change and cracks. In this study, the corium was prepared from Zry-2 and UO$$_2$$, and thermal expansion was measured. Then, volume change with phase transformation was analyzed from the results.

論文

Thermal properties of UO$$_{2}$$ by molecular dynamics simulation

内田 哲平; 砂押 剛雄*; 加藤 正人; 小無 健司*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.598 - 602, 2011/10

UO$$_{2}$$のポテンシャル関数を作成して、分子動力学法を用いてUO$$_{2}$$の熱膨張,比熱及び熱伝導率の評価を行った。熱膨張率に関しては熱膨張測定試験を行い、MD法と比較を行った結果、よく一致していた。比熱,熱伝導率はSchottky欠陥を導入することで文献値とよく一致した。特に熱伝導率は低温側でSchottky欠陥の影響を受け、欠陥濃度の増加に従って低下した。これは欠陥構造がフォノン振動を散乱しているためであると考えられる。今回作成したUO$$_{2}$$のポテンシャル関数は十分評価できるものであると考えられる。

論文

Oxygen potential of (U$$_{0.88}$$Pu$$_{0.12}$$)O$$_{2pm x}$$ and (U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2pm x}$$ at high temperatures of 1673-1873 K

加藤 正人; 武内 健太郎; 内田 哲平; 砂押 剛雄*; 小無 健司*

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.120 - 125, 2011/07

 被引用回数:21 パーセンタイル:82.72(Materials Science, Multidisciplinary)

MOXの酸素ポテンシャルは、多くの報告がされているが、それらのデータは、大きなバラツキを持っている。本研究では、12%と30%Puを含むMOXについて1673-1873Kの温度範囲でガス平衡法により酸素ポテンシャル測定を行った。測定データは、点欠陥モデルにより解析され、定比組成の酸素ポテンシャルを決定し、酸素ポテンシャルに及ぼすPu含有率の影響について評価した。MOXの酸素ポテンシャルは、Pu含有率の増加で上昇した。12%と30%Puを含むMOXの酸素ポテンシャルは、1773Kで-334kJ/mol及び-296kJ/molと得た。

報告書

セリウム媒体電解酸化法を用いたTRU廃棄物除染にかかわる基礎試験

石井 淳一; 小林 冬実; 内田 昇二; 住谷 正人; 木田 孝; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-068, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-068.pdf:2.49MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、再処理施設等から発生するTRU廃棄物の発生量低減化方策として、セリウム媒体電解酸化法による除染技術に着目し、TRU廃棄物をクリアランスレベルまで除染できる技術の開発を行っている。セリウム媒体電解酸化法は、硝酸溶液中でCe$$^{4+}$$を強力な酸化剤として使用し、除染対象物であるTRU廃棄物の金属材表面の酸化物層及び金属材表面を溶解する技術である。本研究では、硝酸溶液を用いたセリウム媒体電解酸化法の技術的な実用化に向けて、TRU廃棄物を溶解する目標速度(2$$sim$$4$$mu$$m/h)を達成するために溶液条件の最適化を図ることを目的とし、Ce$$^{3+}$$初期濃度及び硝酸濃度をパラメータとした試験を実施した。パラメータ試験結果より選定した溶液条件において模擬廃棄物を溶解する廃棄物溶解コールド試験を実施した結果、溶解時間90時間までの平均溶解速度は、3.3$$mu$$m/hであった。以上のことから、クリアランスレベルまで除染するのに必要な金属材表面の溶解深さを20$$mu$$mと仮定すると、その除染時間は約6時間であり、1バッチ/日の廃棄物除染が十分に可能であること及び1回分の除染液で15バッチの繰り返し処理が可能であることを確認した。

論文

Isoscalar giant resonances in the Sn nuclei and implications for the asymmetry term in the nuclear-matter incompressibility

Li, T.*; Garg, U.*; Liu, Y.*; Marks, R.*; Nayak, B. K.*; Madhusudhana Rao, P. V.*; 藤原 守*; 橋本 尚信*; 中西 康介*; 奥村 瞬*; et al.

Physical Review C, 81(3), p.034309_1 - 034309_11, 2010/03

 被引用回数:107 パーセンタイル:97.48(Physics, Nuclear)

We have investigated the isoscalar giant resonances in the Sn isotopes using inelastic scattering of 386-MeV $$alpha$$ particles at extremely forward angles, including 0$$^{circ}$$. The strength distributions for various multipoles were extracted by a multipole decomposition analysis based on the expected angular distributions of the respective multipoles. We find that the centroid energies of the isoscalar giant monopole resonance (ISGMR) in the Sn isotopes are significantly lower than the theoretical predictions. In addition, the asymmetry term, $$K_{tau}$$, in the expression for the nuclear incompressibility has been determined from the ISGMR data in Sn isotopes and is found to be consistent with a number of indirectly extracted values for this parameter.

論文

The Phase state at high temperatures in the MOX-SiO$$_{2}$$ system

中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 内田 哲平; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之

Journal of Nuclear Materials, 389(1), p.191 - 196, 2009/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.7(Materials Science, Multidisciplinary)

「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiO$$_{2}$$の凝集が認められた。SiO$$_{2}$$を混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700$$^{circ}$$C, 2000$$^{circ}$$C, 2400$$^{circ}$$Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400$$^{circ}$$Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。

論文

High-energy ion irradiation effects on atomic structures and optical properties of copper oxide and electronic sputtering

松波 紀明*; 左高 正雄; 岡安 悟; 石川 法人; 田沢 真人*; 垣内田 洋*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 266(12-13), p.2986 - 2989, 2008/06

 被引用回数:8 パーセンタイル:50.37(Instruments & Instrumentation)

100MeV Xeイオン照射したCu$$_{2}$$O薄膜において、X線回折強度が減少する挙動を解析した。光学特性測定においては、照射によるバンドギャップの変化が検知されなかった。Cu$$_{2}$$Oにおいてはアモルファス化を起こさずに乱れが導入されることがわかった。

論文

Synchrotron radiation study on structure of atmospheric corrosion products formed on steel surfaces

小西 啓之; 山下 正人*; 水木 純一郎; 内田 仁*

Characterization of Corrosion Products on Steel Surfaces, p.199 - 222, 2006/00

大気腐食によって低合金鋼表面に生成する腐食物(さび)層には、鋼表面を保護し耐食性を高める働きのあることがわかっている。このような保護性さび層の機能や生成機構の詳細については未だに解明されていない点が多い。本稿ではCr及びNiを主要添加合金元素とする鋼材を用いた長期大気暴露試験によって得られたさび試料について、われわれが行った放射光XAFS実験の詳細を解説し、さび層保護機能に関して得られた知見を紹介する。また放射光白色X線を用いた回折実験によってFe-Cr, Fe-Ni合金表面の液膜腐食過程のその場観察についても詳述し、液膜中に共存するイオン種と腐食生成物との相関を示す。

論文

X-ray absorption fine structure spectra of rust layers on Fe-based binary alloys exposed to Cl-rich environment

小西 啓之; 山下 正人*; 内田 仁*; 水木 純一郎

Proceedings of 16th International Corrosion Congress (CD-ROM), 6 Pages, 2005/09

耐候性鋼保護性さび層の構造的特徴と合金元素及び塩化物イオンとの関係を明らかにするために、塩化物環境下で大気暴露した純鉄、Fe-Cr及びFe-Ni合金の表面さび層のXANESを放射光を用いて測定した。Cl K吸収端XANES測定からこれらのさび層がアカガネアイト以外の塩化物を含むことがわかったが、その塩化物の特定には至っていない。Fe K吸収端XANES測定からこれらのさび層がゲーサイト,アカガネアイト,レピドクロサイト及びマグネタイトを主成分とすることがわかった。特にFe-Ni合金のさび層中のアカガネアイトの成分比はFe-Cr合金と比べて相対的に多い。またFe-Cr合金さび層のCr K吸収端XANESスペクトルはCr添加量に依存してわずかに変化するが、Fe-Ni合金さび層のNi K吸収端XANESにはそのような傾向は見られず、Ni添加量のある範囲においてNi周辺の局所構造は変化しないことがわかる。

論文

Characterization of rust layer formed on Fe, Fe-Ni and Fe-Cr alloys exposed to Cl-rich environment by Cl and Fe K-edge XANES measurements

小西 啓之; 山下 正人*; 内田 仁*; 水木 純一郎

Materials Transactions, 46(2), p.329 - 336, 2005/02

 被引用回数:28 パーセンタイル:80.42(Materials Science, Multidisciplinary)

少量のクロムを含む従来型耐候性鋼の耐食性は、塩分飛来環境下では著しく減少する。そのため合金元素としてニッケルを添加した耐候性鋼が、塩分飛来環境下での使用に耐える新型鋼材として注目される。このような耐候性鋼の保護性さび層の構造を知る手がかりとして、宮古島で大気暴露した鉄,鉄ニッケル合金,鉄クロム合金の各試料片の表面に生成したさび層の分析を放射光を用いたCl K-XANES, Fe K-XANESによって行った。Fe K-XANESスペクトルをパターンフィッティング解析することで、さび層の主要構成成分であるゲーサイト,アカガネイト,レピドクロサイト,マグネタイトの組成比を求めることができた。いずれのさび試料についても最も組成比の高い成分はアカガネイトであり、しかもFe-Ni合金のさび中のアカガネイト組成比はFe-Cr合金さび中のそれよりも高い結果となった。一般にアカガネイトは鋼材の腐食をより進行させるということを考えると、塩分環境でより耐食性が高いはずのFe-Ni合金でさび中のアカガネイト量が多いことは意外である。両者のさび中のアカガネイトが質的に異なるものであり、Fe-Ni合金さび中のアカガネイトは腐食の進行に関与しないと考えられる。一方、さび層のCl K-XANESスペクトルは人工育成アカガネイトのそれと極めてよく似ているが、主吸収ピークの立ち上がりにアカガネイトのスペクトルにはないショルダーピークが見られることから、さび層はアカガネイト以外にも何らかの塩化物を含んでいる。幾つかの参照用塩化物試料とスペクトルを比較したが、さび中の塩化物を特定するには至っていない。しかしこのことはClが直接CrやNiなどの添加合金元素と結合していないこと、したがって金属塩化物を生成することにより添加合金元素の耐食性に関する役割を阻害するものではないことがわかる。ショルダーピークは合金元素の添加量がそれぞれある値より低いときにのみ現れており、この塩化物の生成プロセスと鋼材の腐食率との間に関連性があると考えられる。

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