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論文

Experimental analysis on dynamics of liquid molecules adjacent to particles in nanofluids

橋本 俊輔*; 中島 健次; 菊地 龍弥*; 蒲沢 和也*; 柴田 薫; 山田 武*

Journal of Molecular Liquids, 342, p.117580_1 - 117580_8, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.molliq.2021.117580
 被引用回数：3 パーセンタイル：24.84(Chemistry, Physical)

エチレングリコール水溶液中に二酸化ケイ素(SiO$$_{2}$$)ナノ粒子を分散したナノ流体の準弾性中性子散乱測定(QENS)およびパルス磁場勾配核磁気共鳴分析(PFGNMR)を行った。研究目的は、このナノ流体の熱伝導率が理論値を超えて増加するメカニズムを解明することだった。得られた実験結果は、SiO$$_{2}$$ナノ粒子の周りの液体分子の運動が非常に制限されているため、SiO$$_{2}$$ナノ粒子の添加により、エチレングリコール水溶液中の液体分子の自己拡散係数が低下していることを示す。そして温度一定の条件で、SiO$$_{2}$$ナノ流体中で、液体分子の自己拡散係数が減少するにつれて、熱伝導率が増加した。

論文

Extraction mechanism of lanthanide ions into silica-based microparticles studied by single microparticle manipulation and microspectroscopy

大高 稔紀*; 佐藤 辰巳*; 大野 真平; 名越 航平; 安倍 諒治*; 新井 剛*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 中谷 清治*

Analytical Sciences, 35(10), p.1129 - 1133, 2019/10

https://doi.org/10.2116/analsci.19P155
 被引用回数：9 パーセンタイル：39.39(Chemistry, Analytical)

Single porous silica microparticles coated with styrene-divinylbenzene polymer (SDB) impregnated with octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoylmethylphosphine oxide (CMPO) were injected into an aqueous 3 mol/L nitric acid solution containing trivalent lanthanide (Ln(III)), as a high-level liquid waste model, using the microcapillary manipulation-injection technique; and the extraction rate of Ln(III), as an Ln(III)-CMPO complex, into the single microparticles was measured by luminescence microspectroscopy. The extraction rate significantly depended on the Ln(III), CMPO, or NO$$_{3}$$$$^{-}$$ concentration, and was analyzed in terms of diffusion in the pores of the microparticles and complex formation of Ln(III). The results indicated that the rate-determining step in Ln(III) extraction was the diffusion in the pore solution of the microparticles.

論文

Fuel and fission gas behavior during rise-to-power test of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR)

植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09

https://doi.org/10.3327/jnst.40.679
 被引用回数：13 パーセンタイル：64.52(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10$$^{3}$$MBq/m$$^{3}$$以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m$$^{3}$$以下であった。$$^{88}$$Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2$$times$$10$$^{-9}$$,定格30MW出力時において約7$$times$$10$$^{-9}$$であった。事前解析による$$^{88}$$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

論文

ZrC-coated particle fuel for high temperature gas-cooled reactors

湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400$$^{circ}$$Cから1650$$^{circ}$$Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during post-irradiation heating at 1800 and 2000$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; 関野 甫; 喜多川 勇; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 249(2-3), p.142 - 149, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00223-7
 被引用回数：60 パーセンタイル：95.9(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆燃料粒子は、高温ガス炉用SiC被覆燃料粒子に代わる候補のひとつである。ZrC被覆燃料粒子の1800$$^{circ}$$C・3000時間及び2000$$^{circ}$$C・100時間の照射後加熱試験を実施し、核分裂生成物の放出挙動を調べた。核分裂ガスの放出監視及びX線ラジオグラフ観察から、加熱試験中の被覆層の貫通破損は生じなかったことが明らかになった。ZrC被覆燃料粒子のセシウムに対する優れた保持能は、1800$$^{circ}$$Cまで確認された。1800$$^{circ}$$CにおけるZrC層中のセシウムの拡散係数は、SiC層中における値よりも2桁以上小さいこと、及びZrC層中のルテニウムの拡散係数は、SiC層中のセシウムの拡散係数とほぼ同等であることが明らかになった。

論文

Fission product release from ZrC-coated fuel particles during postirradiation heating at 1600$$^{circ}$$C

湊 和生; 小川 徹; 福田 幸朔; H.Nabielek*; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 224, p.85 - 92, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(95)00032-1
 被引用回数：58 パーセンタイル：97.27(Materials Science, Multidisciplinary)

ZrC被覆UO$$_{2}$$燃料粒子からの核分裂生成物の放出挙動について、1600$$^{circ}$$C、4500時間の照射後加熱試験により調べた。核分裂ガスの放出の監視及び加熱後の粒子の試験結果から、加熱中の粒子の内圧破損は生じていなかった。粒子研磨面観察では,ZrC層のパラジウム腐食及び熱的劣化は観察されなかった。核分裂生成物の$$^{137}$$Cs、$$^{134}$$Cs、$$^{106}$$Ru、$$^{144}$$Ce、$$^{154}$$Eu、及び$$^{155}$$Euは、照射後加熱中に被覆層を通って粒子外へ放出された。ZrC被覆層における$$^{137}$$Csおよび$$^{106}$$Ruの拡散係数を放出曲線から評価した。ZrC層のCs保持能は、SiC層よりも、たいへん優れていることが明らかになった。

報告書

第11次および第12次OGL-1燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物の分布

林 君夫; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 菊池 輝男

JAERI-M 94-075, 90 Pages, 1994/06

JAERI-M-94-075.pdf:2.41MB

JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第11次および第12次燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物(FP)の分布を、ガンマ線スペクトル分析法によって求めた。第11次燃料体の黒鉛スリーブでは、軸方向に種々のFPの濃度ピークが見られた。燃料コンパクトの外観検査では破損粒子は観察されなかったが、黒鉛マトリックスのオーバーコート境界に隙間の発生が見られた。このことから、コンパクト内部の破損粒子から放出されたFPが、この隙間を移行してスリーブに到達したものと推定した。第12次燃料体の黒鉛スリーブでは$$^{110m}$$Agが検出された。その濃度分布は、溶融した熱電対シース材から移行したと思われる。$$^{60}$$Coの濃度分布に対して負の相関を示した。このことから、$$^{110m}$$Agの黒鉛中の移行挙動は、Coを含む金属による共収着効果または黒鉛構造変化の影響を受けるものと推測した。

報告書

二酸化ウランにおけるパラジウムの移行挙動,III

米山 充*; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*; 小川 徹; 伊藤 昭憲; 福田 幸朔

JAERI-M 92-118, 49 Pages, 1992/08

JAERI-M-92-118.pdf:2.54MB

パラジウム(Pd)は高温ガス炉被覆燃料粒子のUO$$_{2}$$核から容易に放出され、SiC被覆層を侵食する作用がある。本研究ではUO$$_{2}$$ウエハースにPd箔をはさんで拡散対とし、1300~1800$$^{circ}$$Cで加熱することによりPdの移行を調べるとともに、UO$$_{2}$$上でのPdの融解およびU-Pd合金の生成の可能性を調べる実験を行った。この実験によりUO$$_{2}$$中のPdの移行は、UO$$_{2}$$内の気孔を経路としてU-Pd合金の生成が遅延効果として働く気相拡散に依存するというモデルで説明できた。熱力学的計算からはO/U比が2.00よりも高い酸素ポテンシャルの条件のもとでUPd$$_{3}$$が生成することが明らかになった。

論文

Release of short-lived noble gases from HTGR fuel with failed coated fuel particles and contaminated matrix

小川 徹; 小林 紀昭; 飛田 勉; 福田 幸朔; 斎藤 隆; 横内 猪一郎; 小畑 雅博

Nucl. Eng. Des., 132, p.31 - 37, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(91)90292-P
 被引用回数：10 パーセンタイル：72.08(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の燃料要素は破損粒子や黒鉛マトリックス汚染に起因するある割合の露出ウランを含んでいる。これらの露出ウランからの短半減期希ガスの放出を測定し、過去の照射試験からのデータベースと比較した。

報告書

小型計算機への導入を想定した実時間大気拡散・被曝評価数値計算コードの開発

茅野 政道; 林 隆; 石川 裕彦; 横川 三津夫

JAERI-M 90-173, 23 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-173.pdf:1.42MB

原子炉事故時等の緊急時において、実時間でサイト周辺の風速場及び大気拡散・被曝線量を計算するコードを開発した。計算モデルは、3次元質量保存風速場モデルと大気拡散計算のための粒子拡散モデルである。これらの計算コードは、小型計算機を用いて運用された場合でも迅速な応答が可能となるように、風速場モデルに対して高速の反復計算法(MILUCR法)を、また濃度、線量モデルにカーネル法を導入した。本報告では、数値モデルの内容、計算コードの構成、関連入出力ファイル、計算例を示す。

論文

Diffusion coefficients of fission products in the UO$$_{2}$$ kernel and pyrocarbon layer of BISO-coated fuel particles at extremely high temperatures

林 君夫; 福田 幸朔

Journal of Nuclear Materials, 174, p.35 - 44, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(90)90418-M
 被引用回数：1 パーセンタイル：19.59(Materials Science, Multidisciplinary)

熱分解炭素(PyC)被覆UO$$_{2}$$粒子からの金属FPの放出を1600~2300$$^{circ}$$Cの温度範囲において照射後加熱によって調べた。$$^{106}$$Ruおよび$$^{155}$$Euの放出は、1800$$^{circ}$$C以上の温度では燃料核中の拡散によって律速され、それらの換元拡散係数は互いに非常に近い値であった。PyC層中のCsの拡散係数D$$_{Cs}$$(m$$^{2}$$/s)は、放出割合から次のように求められた。D$$_{Cs}$$=1.2$$times$$10$$^{-3}$$exp(-4.12$$times$$10$$^{5}$$(J/mol)/RT)この値は、CeのPyC層中の拡散係数に比べて1桁大きかった。PyC層中のFPの拡散係数について、それらのイオン半径および炭化物の安定性の観点から議論した。

論文

Simulation of high Q plasma by ICRF heating of alpha particles

山極 満; 木村 晴行; 滝塚 知典

Nuclear Fusion, 29(10), p.1799 - 1806, 1989/10

https://doi.org/10.1088/0029-5515/29/10/013
 被引用回数：1 パーセンタイル：4.12(Physics, Fluids & Plasmas)

ICRF加熱によりアルファ粒子からバックグラウンドプラズマへのパワー移行を向上させることによって実効的にQ値(核融合パワー増倍率)の高いプラズマを達成する可能性を探る。アルファ粒子から移行される間接的なプラズマ加熱パワーの直接加熱パワーに対する比として定義される実効Q値、Qeff、準線型高周波拡散オペレーターのエネルギーモーメントに基づく、アルファ粒子による波の吸収率を用いて評価する。水素を伴わない場合、主としてアルファ粒子に吸収される第4アルファサイクロトロン高調波は高Qeffプラズマ達成において有望である。高磁場においては第3高調波でもQeffをかなり増大させることができる。ICRF波によるテイル形成および水素による波の吸収のQeffに対する影響についても検討がなされる。

報告書

JT-60ダイバータプラズマ特性の解析

吉田 英俊; 清水 勝宏; 安積 正史

JAERI-M 86-008, 54 Pages, 1986/02

JAERI-M-86-008.pdf:1.33MB

JT-60のダイバ-タプラズマ特性を、ジュ-ル加熱時および高パワ-追加熱時について検討した。ダイバ-タプラズマに関連するパラメ-タ(ダイバ-タ形状、スクレイプオフ層の幅、実効ポンプ速度、放射損失等)や、主プラズマに関連するパラメ-タ(密度、入力パワ-、粒子拡散係数、安全係数等)が、ダバ-タプラズマ特性に及ぼす影響を評価し、支配的なパラメ-タを明かにするとともに、低音高密度ダイバ-プラズマが形成される条件を示した。主プラズマと関連させてダイバ-プラズマ特性を調べる必要から、ダイバ-プラズマと主プラズマを矛盾なく統一的に解析できるシュミレ-ションモデルを新しく開発した。

報告書

被覆粒子燃料からの照射中金属FP放出 (74F9J,75F4A,75F5Aスィープガスキャプセル)

小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 伊藤 忠春; 喜多川 勇; 宮西 秀至; 関野 甫; 沼田 正美; 岩本 多實; et al.

JAERI-M 85-041, 48 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-041.pdf:1.33MB

74F9J、75F4A、75F5Aの3本のスィープガスキャプセルで照射した、計9種類のTriso破覆UO$$_{2}$$粒子試料について、キャプセル内部に放出された金属FP量を照射後定量した。照射温度、時間、照射終了時貫通破損割合($$phi$$EOL)および金属FP放出割合をもとに、個々の試料について主たるFP放出機構を推定した。幾つかの試料については、$$phi$$EPLおよび製造時SiC層破損割合($$phi$$BOL)では説明できない。多量のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$の放出が認められた。この余剰のCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$放出を、(1)照射による新たなSiC層破損の発生、あるいは、(2)健全なSiC層を通しての拡散放出、の二通りの仮説によって検討した。Ag$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$はCs$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$を上回る放出割合を示した。その他の金属FPではEu$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{7}$$が大きな放出割合を示した。

論文

Migration behavior of fission products in and from spherical HTR fuel elements

福田 幸朔; E.Groos*; J.Rau*

Nuclear Technology, 69, p.368 - 379, 1985/00

https://doi.org/10.13182/NT85-A33618
 被引用回数：2 パーセンタイル：37.44(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉用ボール燃料をフランスCadaracheにあるPEGASE炉のSAPHIRガスループで照射した。照射後、ボール燃料表面付近の黒鉛マトリックス中のFP分布を測定した。このFP分布をKFAユーリッヒ研究所が所有するSLIPPER計算機コードで解析し、PgC及び黒鉛マトリックス中のCsおよびAgの拡散係数を得た。また、黒鉛マトリックス中では$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Csと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csとは異なった移行挙動をすることを見出したほか、ボール燃料のごく表面近くでは金属FPに対する捕獲効果が起っていることがわかった。さらに、ボール燃料表面からこれを保持している黒鉛スリーブへの金属FPの移行挙動も調べたが、Ruの移行は反跳によって生じているのに対し、Csの移行は吸脱着によって支配されていることがわかった。

論文

Cross-field particle diffusion in plasma disruption

伊藤 公孝; 伊藤 早苗*

Phys.Lett.,A, 109(12), p.31 - 33, 1985/00

抄録なし

論文

Radial dispersion of a solute in the bed packed with ion-exchange resins

藤根 幸雄; 斎藤 恵一朗; 柴 是行

J.Chem.Eng.Jpn., 17(3), p.327 - 329, 1984/00

https://doi.org/10.1252/jcej.17.327
 被引用回数：1 パーセンタイル：33.9(Engineering, Chemical)

平均粒径100,200,600$$mu$$mのイオン交換樹脂を充填した固定床内において希薄塩化ナトリウム水溶液をトレーサーとして半径方向混合拡散係数を測定した。レイノルズ数が0.02から0.4の範囲で、混合拡散係数は2$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$から6$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$cm$$^{2}$$/sの小さい値を示した。ペクレ数は、実験範囲でレイノルズ数とともに増加し、1から8の値であった。これらの実験値はクロマトグラフィによる同位体分離の操作条件に対応するものである。

論文

3次元風速場を用いた粒子拡散法による複雑地形上の被曝線量評価モデル

茅野 政道; 石川 裕彦

日本原子力学会誌, 26(6), p.526 - 534, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.26.526
 被引用回数：5 パーセンタイル：51.22(Nuclear Science & Technology)

粒子拡散法を用いて、複雑地形上での外部被曝線量、甲状腺線量、地表面沈着量を評価する方法に付いて述べた。事故放出においては、放射線防護上、正確な線量評価が要求される。ここに報告する粒子拡散法を用いた計算モデルは、3次元の質量保存風速場を用いて大気中放出物の3次元的な時間依存分布を計算できる。また、各粒子からの線量への寄与を積算することにより、外部被曝線量の評価を行うことができる。従来、複雑な濃度の3次元分布に対しては、単純なサブマージョンモデルを用いた外部被曝線量評価が行われてきたが、本モデルにより大気拡散から被曝評価まで一貫した精度の高いシミュレーションが可能になった。このコードの検証のため解析解との比較を行い、よい一致を得た。また、原研で1980年から行われている野外実験との比較も行った。

報告書

パフモデル及び粒子拡散モデルによる主蒸気管破断事故時の被曝線量評価法

茅野 政道

JAERI-M 83-098, 21 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-098.pdf:0.67MB

沸騰水型原子炉の運転中何らかの原因により、主蒸気管が破断した場合には、破断口から冷却材の流出がおこり核分裂生成物が、直接発電所敷地周辺へ放出される可能性がある。この主蒸気管破断事故は、原子炉立地審査指針で述べられている重大事故及び仮想事故の1つとして、用いられている。ここで、主蒸気隔離弁閉鎖前に破断口から放出される核分裂生成物による被曝評価は、半球モデルとよばれる簡単なモデルが用いられているが、このモデルの結果は、場合によってかなり過大評価となる。ここでは、より現実的なシミュレーションの可能なモデルとして、流出蒸気の浮上や、拡散を考慮したパフモデルと粒子拡散モデルを用いた評価法について検討した。

論文

Growth of fine holes in polyethylenenaphthalate film irradiated by fission fragments

古牧 睦英; 辻村 重男

Journal of Applied Physics, 47(4), p.1355 - 1358, 1976/04

https://doi.org/10.1063/1.322840
 被引用回数：13

核分裂片で照射したポリエチレンナフタレートフィルムを水酸化ナトリウム溶液で処理し、トラックを中心として生成する微細孔の生長過程を、気体透過測定からしらべた。直径100~1000$AA$の範囲においてエッチング速度は、ポリエチレンテレフタレートに比べて、おおむね1桁小さく、また陽イオン系ならびに陰イオン系の界面活性剤を添加した実験の結果、界面活性剤の種類によってトラック方向のエッチング速度と孔の半径方向のエッチング速度に対する影響が著しく異なることがわかった。

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