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湊 和生; 高野 公秀; 西 剛史; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 宇埜 正美*
Advances in Science and Technology, 45, p.1931 - 1940, 2006/00
マイナーアクチニドの燃焼/核変換は将来の核燃料サイクルにおけるオプションとして考えられており、研究開発が進められている。マイナーアクチニドを含有した燃料は、現行のウラン燃料とは特性が大きく異なることが予想される。窒化物燃料は、マイナーアクチニド含有燃料として候補の一つである。マイナーアクチニド含有窒化物燃料の熱化学的及び物理的特性について、これまでの研究をレビューするとともに、最新の研究成果を紹介する。
正木 信行; Guillermo, N. R. D.; 音部 治幹; 中村 彰夫; 泉山 ユキ*; 日夏 幸雄*
Advances in Science and Technology, 29, p.1233 - 1240, 2000/00
Eu-メスバウア分光法及び粉末X線回折法を用いて、螢石型酸化物固溶体系Eu
M
O
(M=Zr,Ce)(0
y
1.0)中のEu
の周囲の局所(欠陥)構造を明らかにする検討を行った。得られた
Eu
のアイソマーシフト(IS)は、ジルコニア系(M=Zr)ではパイロクロア相の生成するy~0.5近傍で最小値を取ることを見いだした。他方、セリア系(M=Ce)では、それはyとともにスムーズに増加した。結晶学的データに基づき、両系でのこのようなIS挙動の顕著な相違を矛盾なく解釈することのできるモデルを提案した。これらの結果は、同一の所謂「欠陥型螢石型相」においても、両者、すなわち安定化ジルコニア系とドープトセリア系のそれは、構造的にはかなり異なった局所構造を持つことを示している。
林 君夫; 菊地 啓修; 福田 幸朔
Advances in Science and Technology, 24, p.439 - 446, 1999/00
軽水炉燃料の高燃焼度時の組織変化(リム効果)に関連して、UOを核分裂片に相当するエネルギーのヨウ素及びニッケルイオンで照射した。核的及び電子的エネルギー付与の深さ方向分布をSRIM-96コードで計算した。異なったイオン種について、X線回折法で求めた表面における格子定数変化は、核的エネルギー付与のみを考慮したdpaの計算値によって妥当なスケーリングを行うことができた。しかし同時に、そのスケーリング結果は、電子的エネルギー付与による欠陥生成が付加的に生じていることを示唆した。
辻 宏和; 横山 憲夫; 藤田 充苗*; 加納 茂機*; 舘 義昭*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*
Advances in Science and Technology, 24, p.417 - 424, 1999/00
金材技研、原研及び動燃は、平成2年度から6年度までの共同研究で、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。このシステムをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を平成7年度から11年度までの5年間の計画で開始した。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速電送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。データフリーウェイに収録されているステンレス鋼の照射関連のデータを用いて、スウェリング特性、引張特性、疲労特性等に及ぼす中性子照射効果を抽出し、データベースの有用性を示した。
小川 徹; 岡本 芳浩; R.J.K.Konings*
Advances in Science and Technology, 24, p.381 - 392, 1999/00
使用済み燃料の蓄積が進む中で、先進的燃料を探索すべき必要性が強くなってきている。商用炉での酸化物燃料の使用拡大の一方で、その長所と同様に性能上の限界も明らかになっている。超ウラン元素消滅に関しては、窒化物及び合金燃料が有望である。さらに、これらの燃料と乾式再処理との組合せにより、燃料サイクルの経済性の向上も期待できる。これら先進燃料開発に関して、アクチニド-ランタニド-窒素-塩素系の熱化学的性質のデータベース整備、計算科学的モデリング技術開発を進めている。
辻 宏和; 倉田 有司; 三輪 幸夫; 板橋 行夫; 雨沢 博男*; 島川 聡司; 三村 英明; 北 智士; 鈴木 富男; 塚田 隆; et al.
Advances in Science and Technology, 24, p.483 - 490, 1999/00
高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。この特殊照射キャプセルを用いてJMTRにおいて400及び550Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。本報告では、計画の全体概要について述べるとともに特殊照射キャプセルの特徴、これまでに得た照射前の基本特性試験結果及び照射後試験結果について述べる。
石川 迪夫; 稲辺 輝雄
Advances in Nuclear Science and Technology, Vol.11, p.285 - 335, 1979/00
本論文は、世界的な反応度事故に関する試験研究の推移、NSRR研究計画の必要性、NSRR炉の特徴と実験能力、NSRR実験の計画と方法、および1975年10月から1976年6月までに得られた軽水炉型燃料に対する実験結果、ならびに実験の将来計画を述べたものである。