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垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Nuclear Science & Technology)In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.
Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08
被引用回数：4 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.
白井 理; 加藤 徹也*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 山下 利之
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.456 - 460, 2005/02
被引用回数：8 パーセンタイル：37.11(Chemistry, Multidisciplinary)773KでのUCl
及びPuClを含むLiCl-KCl共晶溶融塩中におけるPuN及び(U, Pu)Nの電気化学的挙動をサイクリックボルタンメトリーにより検討した。PuN及び(U, Pu)Nの溶解はAg/AgCl参照電極に対して-1.0V付近で生じた。UNの平衡電位はPuNのそれに比べて約0.15V正側で現れるので、PuN及び(U, Pu)Nの静止電位は約0.15V負側の値を示す。(U, Pu)Nを作用電極として用いてサイクリックボルタモグラムを測定した場合、UNの場合と同様に-0.4V以上の電位領域で正電流の急激な増大が観察された。また、波形は明確ではないが、(U, Pu)Nの場合には2つの陽極電流波が現れた。このことは、(U, Pu)Nは固溶体を形成していても、UN及びPuNが別々に溶解することを意味している。
fuel at burnup of 45 GWd/t during simulated Reactivity Initiated Accident (RIA) condition天谷 政樹; 杉山 智之; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(10), p.966 - 972, 2004/10
被引用回数：7 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)商用炉で照射された燃料から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射を行った。パルス照射後に実施した照射後試験の一部として、試験燃料棒の光学顕微鏡及び走査型電子顕微鏡による観察とEPMAによる分析を行った。パルス照射後の燃料ペレット周辺部及び中心部でXe濃度の低下が認められた。パルス照射中のFPガス放出はおもにペレット中心部で生じたものと考えられる。EPMAの結果からパルス照射中のFPガス放出量は10-12%と評価され、この結果はパンクチャ試験結果と同程度であった。この評価値と炉外アニーリング試験結果とを比較した結果、ペレット中心部からベース照射中に粒界に蓄積されたFPガスのほとんどがパルス照射中に放出されたと考えられた。
Li, J.-F.*; 川合 將義*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川崎 亮*
Journal of Nuclear Materials, 321(2-3), p.129 - 134, 2003/09
被引用回数：14 パーセンタイル：66.94(Materials Science, Multidisciplinary)タンタルで被覆したタングステン固体ターゲットを核破砕中性子源に使う場合、接合強度が問題となる。そこで、HIP接合材の機械的強度を、微小押し込み試験と有限要素法により、評価した。接合温度を変えて試験片を作製した。亀裂はいずれの場合でも界面からタングステン側に進展した。界面に沿った亀裂はなかった。タングステンの再結晶化は強度の低下を招いた。亀裂進展に耐えた最適接合条件では、機械的強度は1000MPaを超えることがわかった。
fuel under reactivity initiated accident conditions笹島 栄夫; 中村 仁一; 更田 豊志; 上塚 寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1101 - 1104, 1999/11
被引用回数：2 パーセンタイル：21.18(Nuclear Science & Technology)高燃焼度燃料では、ペレット最外周部で局所的に燃焼度が高くなり、その部分では微細化した結晶粒と多くの粗大気泡を含むいわゆるリム組織が形成されることが知られている。リム部に保持されたFPガスはRIAなどのトランジェント時に燃料挙動にどのような影響を与えるのかが懸念されている。そこで、NSRRパルス照射試験でペレットから放出されたFPガスを分析し、FPガスがペレット径方向のどの領域から放出されたかを同定することを試みた。すなわち、RODBURNコードを用いて燃焼度の増加に伴うXe/Kr比の径方向変化を計算し、燃料棒のガスパンクチャ試験で測定したFPガスの組成(Xe/Kr)から、主たるガス放出の位置を推定した。この結果、パルス照射時に放出されたFPガスはリム部からおもに放出されたものではないことが明らかになった。
小川 徹; 小林 紀昭; 佐藤 忠; R.G.Haire*
Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.347 - 354, 1998/00
被引用回数：16 パーセンタイル：68.02(Chemistry, Physical)最近のNpN、AmNに関する知見を加えて、アクチノイド-窒化物の蒸発挙動の系統的理解が可能になった。また、U-N-Cl系の電気化学的測定により、ハロゲンを含む三元系の挙動が明らかになってきた。アクチノイド-窒化物の高温蒸発過程他の様々な化学平衡関係は、窒素副格子上の空孔を考慮した副格子モデルで記述できる。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 97-036, 47 Pages, 1997/09
JAERI-Data-Code-97-036.pdf:1.07MB
放射性物質輸送容器の貫通解析では、詳細計算プログラムを使用しているが、多くの計算費用と計算時間が必要である。この費用と時間を少なくするために、簡易計算プログラムPUNCTUREを開発した。PUNCTUREはOnatの理論と浅田の研究に基づく円板の静的弾塑性解析法に基づいている。PUNCTUREでは容器の加速度、貫通板の変形、貫通棒の応力と変形を計算できる。PUNCTUREの主要な特徴は次の通りである。(1)計算モデルは次の3種類を選択することができる。完全固定円板曲げモデル、単純支持円板曲げモデル、完全固定円板膜モデル。(2)計算結果は図形表示できる。(3)大型計算機、ワークステーション、パーソナルコンピュータの3種類のバージョンが用意されている。本報告書は計算手法、ベンチマーク計算結果、入力データ等のユーザーズガイドについて記述されている。
小川 徹; 白数 淑郎; 湊 和生; 芹澤 弘幸
Journal of Nuclear Materials, 247, p.151 - 157, 1997/00
被引用回数：15 パーセンタイル：74.12(Materials Science, Multidisciplinary)炭素熱還元法によるUN合成過程を熱力学的に解析し、その結果に基づいて、(Pu、Am)N、AmNの合成法について議論する。解析に当っては、酸窒化物、炭窒化物の二種の固溶体相のモデル化を行った。炭窒化物は、また、微量の酸素を溶解する。このため、Pu-N-O系の再評価を実施した。炭素熱還元過程では、固溶体相の成分間の反応を追跡し、それに伴う気相平衡組成の変化を知ることが必要になる。そのための解析手順を詳説する。
D.M.Barnett*; 田島 俊樹*
Physical Review E, 54(6), p.6084 - 6092, 1996/12
被引用回数：11 パーセンタイル：48.07(Physics, Fluids & Plasmas)非熱平衡状態にある希釈溶液あるいは不磁化プラズマに対するN対のリアプノフ指数に対する理論的な表式が導かれた。特に、リアプノフ指数が、系の揺動を記述する相関関数の時間積分の関数であることが初めて示された。さらにこの理論を一成分プラズマに適用し、粒子間の強結合相関効果を取り入れた粒子-粒子、粒子-メッシュ粒子コードの結果と比較し、プラズマパラメータに対するリアプノフ指数の依存性を導いた。
渡辺 正; 蕪木 英雄
JAERI-Research 96-046, 50 Pages, 1996/09
JAERI-Research-96-046.pdf:1.58MB
代表的な粒子法である直接シミュレーションモンテカルロ法及び分子動力学法を用いてレイリーベナール系をシミュレートし、マクロな流れ場における熱伝導-対流遷移をミクロレベルから考察した。統計的手法であるモンテカルロ法により得られた臨界レイリー数は、流体方程式の線形安定性解析により得られるものと一致し、マクロな流れの安定性がミクロレベルの粒子法により定量的に扱うことができることがわかった。また、遷移過程では温度や流速の変動量の相関が、明確な熱伝導及び対流状態におけるものより強くなっていることが明らかとなった。さらに決定論的手法である分子動力学法により原子のカオス運動をリアプノフ指数を用いて調べたところ、大規模な秩序運動としての対流渦が流れ場に現れると、個々の原子のカオス運動は増加することが明らかとなった。
山原 武; 西野 泰治; 天野 英俊; 石本 清
IAEA-TECDOC-822, 0, p.43 - 54, 1995/09
IAEA Technical Committee Meeting on Recent Development on Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel,17-21 October 1994,Cadaracheにおいて、燃料試験施設の最近の照射後試験技術の開発について発表する。燃料試験施設では、軽水炉高燃焼度燃料の照射後試験に最も力を注いでいるが、燃焼度の伸長とともに従来の試験技術をそのまま適用することが困難となってきた。その例としてパンクチャー試験技術及び脱燃料技術があり、これらの技術開発を行った。また、新たな照射後試験ニーズに応えてペレット熱拡散率測定装置及びペレット融点測定装置の開発を行った。今回はこの4件の技術開発に関して報告する。
with a sublattice formalism; Equilibria involving the nonstoichiometric nitrides小川 徹
Journal of Nuclear Materials, 201, p.284 - 292, 1993/00
被引用回数：13 パーセンタイル：76.59(Materials Science, Multidisciplinary)UN,PuN,(U,Pu)Nの不定比性を考慮した熱力学モデルを提出し、それぞれの窒化物上の蒸気圧を計算した。モデル化に当っては窒素副格子上の空孔を要素の一つとして、正則溶体近似を行う副格子モデルを用いた。計算の結果、UNにPuNが固溶すると、蒸気圧測定値は、PuとNとの調和蒸発組成に収束する結果、Uの蒸気圧が顕著に低下することが分かった。
實川 資朗; 木崎 實; 海野 明; 芝 清之; 菱沼 章道
Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.289 - 307, 1993/00
被引用回数：15 パーセンタイル：98.51(Nuclear Science & Technology)円環状ノッチ付きパンチ試験、スモールパンチ試験、微小引張試験等をホットセル中で行なうための試験装置を開発している。加えてホットセル中で微小試験片を取り扱うためのマイクロマニピュレーター及び微小引張試験片等を製作するための放電加工材の製作も行っている。さらに、各試験法の適用範囲を評価するための試行も行った。スモールパンチ試験から得られる特性値と引張試験結果との相関は、あまり明瞭でなかった。円環状ノッチ付きパンチ試験で得られる脆性延性遷移温度はスモールパンチ試験の結果よりも高く標準シャルピー試験の結果に近かったが、材料依存性には相違も見られた。この違いは、試験片の寸法効果によるものと考えられる。
鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 磯崎 孝則
Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.217 - 227, 1993/00
微小かたさ試験及びSP試験によるDBTTの評価を、熱時効、中性子照射あるいは冷間加工した21/4Cr-1Mo鋼及び鉄-0.15炭素モデル合金について実施した。DBTTの変化はSP試験によって大むね評価できるが、粒間破壊に起因する脆化については金属組織学的検討もあわせて行う必要のあることが分かった。
柳澤 和章
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.909 - 918, 1992/09
高燃焼度PWR燃料から放出されたFPガスの放出率(FGR)を非破壊的に評価するのに、燃料棒ガスプレナム中に蓄積された
Kr同位体から得られるガンマ線強度を利用する実験的研究を実施した。実験結果によれば、以下の評価式により放出FPガス量を推定する事が可能である。FGR=0.28C/Vf又はFGR=0.07CここにFGR(%)はUO燃料から放出されたXe+Krの放出率、C(Counts/h)は供試燃料棒のプレナムにおけるKrの放射能強度であり、Vf(ml)はそのプレナムの容積である。この評価式に対する推定最大実験誤差は
30%である。また、供試燃料棒のガスパンクチュアリングから得たFGRは0.6%から12%の範囲であった。
鈴土 知明; 林 光二
Proc. of a Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 12 Pages, 1991/00
簡単な非線形微分方程式からカオスと呼ばれている複雑な解が得られることが知られている。原子炉の非線形性によってもたらされた複雑な挙動がカオス的挙動に帰結することができ、原子炉動特性および原子炉制御についてある種のヒントが得られるかもしれない。改良前のNSRRの雑音信号から2つのカオスの重要な特徴量、フラクタル次元および最大リアプノフ指数が評価された。解析の結果、当原子炉で観測された出力振動はカオス的である可能性が高いことがわかった。またこれらの2つの特徴量の、実際の原子炉の監視および異常診断への応用方法について独自の提案をし、従来の方法との比較を行った。その結果、新しい方法は原子炉の状態のより広い範囲にわたって利用可能であることがわかった。
半田 宗男; 塩沢 憲一; 岩井 孝; 荒井 康夫
Analytica Chimica Acta, 239, p.107 - 113, 1990/00
被引用回数：9 パーセンタイル：47.03(Chemistry, Analytical)UN、PuN及び(U,Pu)N燃料中の窒素の定量を簡便でかつ短時間内に高精度で行う技術を開発した。分析前の試料の酸化に伴う窒素の損失を防止するために高純度不活性ガス雰囲気グローブボックス内で試料の粉砕、秤量を行った後錫キャプセル中に気密圧封した。窒素の定量は、試料をキャプセルとともに循環酸素気流中で850
Cに加熱して酸化し、発生したガスをガスクロマトグラフで測定することにより行った。定量の変動係数は約0.7%と高精度であった。今回開発した窒素定量法は、研究用燃料ばかりでなく、燃料製造ラインの品質管理にも十分利用することができる。
(M=Fe.Co,Ni)鈴木 康文; 荒井 康夫; 大道 敏彦; 笹山 龍雄
Journal of Nuclear Materials, 115, p.187 - 191, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Materials Science, Multidisciplinary)三元系化合物PuFeC,PuCoC,およびPuNiCの熱化学的性質をクヌーセンセルを使って質量分析法により1420Kから1920Kの温度範囲で調べた。これらの三つの化合物ではそれぞれ1650,1610,および1670Kで包晶反応がおきることが示唆された。Fe,Co,Niの蒸気圧がPuの蒸気圧よりもはるかに高かったので、転移温度以下ではこれらの蒸発プロセスは不均一蒸発である。PuFeC,PuCoC,およびPuNiCの生成エネルギーを蒸気圧データから求めた。
and PuCoC荒井 康夫; 鈴木 康文; 笹山 龍雄; 渡辺 斉
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(3), p.257 - 260, 1982/00
被引用回数：3 パーセンタイル：54.87(Nuclear Science & Technology)Pu-Ni-C系およびPu-Co-C系中の三元系化合物の存在については、現在まで報告されていない。本研究において1200C、He気流中の条件で三元系化合物PuNiCおよびPuCoCを調整した化学分析、酸化に伴う重量変化測定より化合物の組成がノミナル値からずれていないことを確認し、X線回析パターンから単相の化合物であることを確認した。PuNiCとPuCoCは非常に類似したX線回析パターンを示しているが、UNiC,UCoC,UFeC,PuFeC等(いずれも正方晶格子を持つ)の回析パターンとは異種のものである。このほか、同じ条件でPuFeCの調整も行ない、回析線の指数付け、格子定数の測定等を行なった。PuNiC、PuCoCおよびPuFeCペレットの形状密度および液浸密度を測定した。
