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measurements of 
Pm, 
Sm, 
Eu, 
Gd and 
Tb using a total absorption BGO detector林 裕晃*; 秋田 幸範*; 末松 倫*; 柴田 理尋*; 浅井 雅人; 佐藤 哲也; 市川 進一; 西中 一朗; 永目 諭一郎; 長 明彦; et al.
European Physical Journal A, 34(4), p.363 - 370, 2007/12
被引用回数：17 パーセンタイル：71.92(Physics, Nuclear)全吸収BGO検出器を用いてEuとGdのを初めて測定し、また過去に測定したPm, Sm, Tbのデータを再解析した。これらの核種は、原子力機構東海タンデム加速器施設において
Uの陽子誘起核分裂で合成し、オンライン同位体分離装置を用いて核反応生成物の中から分離した。得られた質量偏差と2中性子分離エネルギーの値を、原子質量評価値や理論計算の値と比較した。
北村 哲浩; 岡田 尚; 浅妻 新一郎; 植松 真一; 石橋 隆
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00
これまでにプルトニウム燃料センターが実施したグローブボックス内装機器の解体・撤去の実績と今後予定しているプルトニウム燃料第二開発室の廃止措置計画の概要を紹介する。
岡田 尚; 植松 真一; 飛田 典幸; 加藤 淳也
9th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM '03), 0 Pages, 2003/00
泡沫浮遊法は、核燃料設備機器の表面からMOX粉末を泡沫に浮遊させMOX粉末を除去し、設備機器の除染法として検討している方法である。本報告はMOX粉末の模擬粉末としてジルコニア粉末による泡沫浮遊試験の結果であり、粒径が数十
mのジルコニア粉末が泡沫で浮遊・除去でき、MOX燃料製造施設の除染技術の一つとして適用可能性を検討したものである。
植松 真一; 飛田 典幸; 小圷 亨
Proceedings of 8th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '01) (CD-ROM), 0 Pages, 2002/00
プルトニウム燃料第一開発室に設置されているプルトニウム廃棄物焼却設備は、焼却炉を有すること、設置場所の空間が限られていること等の特徴を有している。本設備の解体撤去を安全にかつ効率良く行うため、これらの特徴を考慮した解体方法及び手順を選定した。本設備の解体撤去作業は2000年5月から開始され、現在実施中である。焼却炉の解体を安全に行うために前処理として、炭化珪素の抜取り、内面の除染を行う必要があった。このため、装置を開発し、これらを用いて前処理を確実に実施することができた。本設備の解体撤去を通して得られた経験、情報、適用した技術は、将来においてPu系廃棄物処理技術開発施設(PWTF)の可燃物焼却プロセスの解体撤去に役立つものと考える。
植松 真一; 飛田 典幸; 嘉代 甲子男
WM'02, 0 Pages, 2002/00
解体設備は、MOX燃料製造に用いられたグローブボックスを解体するためにプルトニウム燃料第三開発室に設置されている。本設備は、グローブボックスとしての核燃料物質の閉じ込め機能を有し、遠隔機器(M/Sマニュプレータ及びロボット)の導入により、作業員の残留プルトニウムからの放射線被ばくを低減することができる。また、ステンレス製ボックス構造であるため、切断機器としてプラズマ切断機を使用することができ、作業の効率化を図っている。本設備による供用済グローブボックスの解体作業は1996年5月から開始され、現在までに8基(72m3)の解体を実施した。その結果、現行のグリーンハウスによる解体方法に比べて、被ばく線量、二次廃棄物量、及び人工数はそれぞれ61%、80%、及び54%まで低減されることを確認した。
植松 真一; 三次 岳志; 菊池 圭一; 小林 哲朗*; 横谷 淳*
日本原子力学会誌, 39(10), p.870 - 880, 1997/10
被引用回数：1 パーセンタイル：14.22(Nuclear Science & Technology)新型転換炉36本型MOX燃料の照射挙動の解明と健全性の確認を行うとともに、燃料設計手法の妥当性を確認するために、英国のNGHWK及び新型転換炉原型炉「ふげん」において、36本型MOX燃料仕様を有する照射用燃料集合体を用いた照射試験を実施した。本照射試験により得られた照射データ及び照射後試験結果を基に燃料集合体平均燃焼度約33GWd/bまでのMOX燃料の照射挙動を解析・評価した結果、MOX燃料集合体の健全性及び設計手法の妥当性が確認された。よって本成果について報告する。なお、本照射試験は電源開発より受託して実施したものである。
小貫 徳彦; 舘野 久夫; 周治 愛之; 植松 真一; 栗田 一郎; 菊池 圭一; 肥後 淳一
PNC TN8410 97-272, 143 Pages, 1997/08
高燃焼度MOX燃料の開発の一環として,照射用54本燃料集合体4体を「ふげん」炉にて照射した。熱中性子炉用MOX燃料の高燃焼度領域での挙動と集合体規模での健全性実証を計画し実施した。上記燃料集合体関連の,設置許可申請に係る安全審査プレヒアリング用資料を纏めたものである。上記安全審査資料と軽水炉設置変更許可申請書,等による纏めと,燃料設計手法や評価手法検討のまとめを含む。
植松 真一; 栗田 一郎; 小貫 徳彦; 小鷹 幸三; 照沼 幸司
ANS Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance, 0 Pages, 1997/00
動燃事業団は将来の熱中性子炉用MOX燃料に資するために、最高燃焼度55GWd/tの54本型高燃焼度MOX燃料の開発を行っている。燃料設計評価手法としては、合理的な統計的手法を導入した。その中心となる燃料棒挙動解析コードとしてFEMAX-ATRを開発した。本コードは原研が開発したUO2燃料棒挙動解析コードFEMAXI-IIIをベースにMOX燃料に関する物性値及び挙動モデルを組込んだものである。各種の照射試験データにより検証を行ない、十分な予測精度を有することを確認した。一方、大洗工学センターにおいて、54本型燃料の炉外試験として限界熱流来(CHF)試験、及び耐久試験を行ない、従来のCHF相関式が適用できることを確認し、55GWd/tまでの耐久性が保たれる見通しを得た。動燃事業団はUO2-Gd燃料棒に替わるDuplex型MOX-Gd燃料棒を開発している。この燃料棒の特長は既存のMOXペレット
山口 隆司; 周治 愛之; 植松 真一
Proceedings of ANS Topical Meeting on Advances in Nuclear Fuel Management II, 0 Pages, 1997/00
原子力発電の経済性を向上させるためには、高燃焼度化の達成が不可欠である。このためには、燃料中の核分裂性物質濃度を高める必要があるが、これにより燃焼却期の燃焼反応度が上昇してしまう。この対応策として、燃料中にカドリニウム(Gd)を添加することが有効な方策であり、既にウラン燃料では実用化されている。一方、プルトニウムを軽水炉で使用する計画が進められており、ここでも高燃焼度化の要求、プルトニウムの有効利用の観点から、MOX燃料中にGdを添加することが予想される。事業団では、デュプレックスタイプのMOX-Gd燃料を開発している。デュプレックスMOX-Gd燃料は、燃焼初期の燃焼反応を抑制するだけでなく、局所出力ピーチング係数とGdで添加しないMOX燃料とほぼ同等となるような設計も可能である。本発表では、「ふげん」にデュープレックスMOX-Gd燃料を用いた場合の核特性解析結果について報告する。
植松 真一; 山口 隆司; 飯島 隆; 松本 光雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
ATRへの高核分裂性プルトニウム利用に関するフィーラビリティスタディを実施した。99本クラスタMOX燃料と54本クラスタMOX燃料に高核分裂性プルトニウムを用い、各々ドライバ燃料として全炉心に装荷した場合を想定した。主な評価項目は、核設計上の成立性、使用済燃料中のプルトニウム組成、プルトニウムインベントリである。プルトニウムインベントリを増加させ、余剰反応度及び局所出力ピーキングと抑制するためには、可燃性毒物としてガドリニウムの利用が有効であることが分かった。また、原型炉クラスのATRで、3
4バッチ、390EFRD/サイクルの運転を想定した場合、年間約500740kgの高核分裂性プルトニウムを炉心に装荷できることが分かった。
栗田 一郎; 植松 真一
Specialists 'Meeting on Nuclear Fuel and Control Rods, 0 Pages, 1996/10
None
小貫 徳彦; 中村 亘; 栗田 一郎; 植松 真一
動燃技報, (96), p.18 - 28, 1995/12
ATR高燃焼度燃料の燃料設計評価方法においては、軽水炉の設計評価方法の動向も踏まえ、これまでのATR燃料に適用してきた決定論的燃料設計手法を変更し、統計的燃料手法を採用することとしている。燃料設計には種々の設計コードを使用しており、その中心となるのが燃料棒照射挙動解析コード「FEMAXI-ATR」である。同コードの妥当性は、種々の照射試験データとの比較により確認している。ここでは、ATR高燃焼度燃料の燃料設計手法について述べるとともに、燃料棒照射挙動解析コード「FEMAXI-ATR」等の妥当性について述べる。
植松 真一; 菊池 圭一
Proceedings of 1994 International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 0 Pages, 1994/00
本報告は、動燃がATR実証炉燃料の健全性を確認するために実施した、UKAEA SGHWRにおける照射試験(TYPE-E)及びふげんにおける照射試験(E04)のPIE評価を述べるものである。これらの照射試験において、集合体燃焼度は、TYPE-Eにあっては16,900MWd/t、E04にあっては24,400MWd/tを達成した。PIEの結果以下の結論を得た。(1)集合体燃焼度が24,400MWd/tまでのATR実証炉MOX燃料集合体の構造及び燃料要素の健全性を確認し、設計燃焼度までの燃料の健全性の見通しを得た。(2)ATR実証炉MOX燃料の熱的、機械的挙動は、ふげん燃料及びBWR UO2燃料のそれと同程度であった。(3)ATR実証炉燃料設計手法における燃料要素の伸び率等が適切であることを確認した。(4)燃料設計評価コードATFUEL及び燃料要素曲がり評価コードSNAKEの予測値が保守的である
植松 真一; 菊池 圭一; 三次 岳志
Proceedings of ANS International Topical Meeting on Light Water Reactor Fuel Performance, 0 Pages, 1994/00
本報告は、動燃がATR実証炉のための新型転換炉技術確証試験として実施した、SGHWR照射試験(TYPE-E)及びふげん炉での照射試験(E04)のPIE評価を述べるものである。これらの照射試験は、ATR実証炉燃料の健全性を確認するために実施されており、致達燃焼度はTYPE-Eにあっては16,900MWd/t、E04にあっては24,400MWd/tであった。PIEにより、(1)燃料破損及び燃料の異常な変形は認められなかった。(2)燃料要素の伸びは他のATR燃料のそれと同程度であった。(3)FPガス放出率は燃料要素平均燃焼度約19,000MWd/tにおいて約2%程度であり、ふげん燃料及びBWR燃料と同程度であった等の結果を得、燃料集合体平均燃焼度約25,000MWd/tまでのATR実証炉燃料の構造健全性の見通しを得た。又、ATR実証炉燃料設計手法の保守性を確認した。
植松 真一; 中島 靖雄; 菊池 圭一; 安部 智之; 松本 光雄
動燃技報, (87), p.53 - 61, 1993/09
ATR実証炉燃料の燃料設計には、実績のある「ふげん」燃料設計手法を基に最新の照射データを反映した燃料設計手法を用いている。設計には種々の設計コードを使用しているが、その中心となるのが燃料設計コード「ATFUEL」であり、同コードの保守性は照射試験データにより検証している。ここでは、ATR実証炉燃料設計手法について述べるとともに、燃料設計コード「ATFUEL」の保守性について述べる。
植松 真一; 安部 智之; 寺門 信一; 松本 光雄
ANP 92 INTERNATIONAL CONFTY OF ADVANCED NUCLEAR P, 2, 19-1 Pages, 1992/00
ATR実証炉MOX燃料の開発を目的とした鶴首の照射試験がふげん炉及び海外炉において実施されている。このうち、最初の照射試験として、ATR実証炉MOX燃料集合体構造の健全性を確認するため、ATR実証炉MOX燃料試験体(TYPE-E燃料体)を用いて、UKAEA SGHWRにおいて照射試験を実施し、その後WindscalePIE施設においてPIEを実施した。その結果、1.集合体燃焼度16,900MWd/tまでのATR実証炉MOX燃料集合体構造及び燃料要素の健全性を確認し、設計燃焼度までの見通しを得た。2.ATR実証炉MOX燃料の熱的、機械的挙動はふげん燃料及び国内BWRUO2燃料のそれと同程度であった。3.ATR実証炉MOX燃料設計手法におけるFPガス放出モデル等の検証を行うと共に燃料設計評価コードATFUELによる燃料要素内圧の予測値が保守的であることを確認した。
沼田 浩二; 植松 真一
月刊「エコインダストリー」, ,
ウラン・プルトニウム等の核燃料物質を使用する施設からの放射性廃液の廃液の処理は、従来から物理的、化学的な処理方法の組み合わせによって廃液中に含まれる放射性物質を除去する技術を採用している。廃液処理にともない発生する二次的な放射性廃棄物の保管・管理が課題のひとつとしてあげられている。そこで、従来の方法に替え植物性タンニンを利用し、これを不溶化処理したものを使用することによって、単一処理プロセスで放射性廃液の処理が可能となり、さらに二次的な放射性廃棄物の発生量低減を図ることができたので、その概要を紹介する。
