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報告書

VICTORIA2.0コードを用いた燃料からの放射性物質放出に関するVEGA-1及び-3実験解析

日高 昭秀*; 工藤 保; 木田 美津子; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-001, 67 Pages, 2005/02

JAERI-Research-2005-001.pdf:3.38MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質の放出を調べるVEGA計画では、昇温中のFPの放出及び移行沈着を把握するため、それらを機構論的モデルに基づいて評価できるVICTORIA2.0コードを用いて実験解析を実施することにしている。本報では、同コードのVEGA実験解析への適用性を調べるため、試験後分析を全て終了しているVEGA-1及び-3実験について、Csを対象とした解析結果について記述する。VEGA-1実験のCs放出履歴から求めた結晶粒内拡散に関する相関式は、最高温度の異なるVEGA-3実験のCs放出割合を適切に再現した。この相関式をVICTORIA2.0コードに適用して実験装置配管内へのCs沈着分布を評価したところ、沈着量及びフィルタ捕集量を過少評価した。その原因は、同コードはFPを起源とするエアロゾルのみしか考慮しておらず、エアロゾル化を過小評価するためであった。そこで、FP以外の微粒子を凝縮核とした不均質核形成によるエアロゾル化と粒成長を考慮することにより、同コードはVEGA実験におけるCs沈着分布を適切に予測できることを示した。

報告書

放射性物質を含む酸性溶液からのCs分離法の検討及びICP-AESを用いた元素分析

金沢 徹*; 日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Tech 2004-050, 53 Pages, 2004/06

JAERI-Tech-2004-050.pdf:4.35MB

シビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験では、放出量評価の一環として、実験後に装置配管を酸洗浄した溶液を$$gamma$$線計測し、燃料からの放出量と装置内への沈着量のマスバランスを求めている。しかしながら、照射後数年間冷却した燃料を用いた場合、短半減期核種や微量元素の定量化が不可能である。そこで、これらの放出及び移行評価を目的として、誘導結合プラズマ原子発光分光分析(ICP-AES)を用いて酸洗液中の元素分析を実施することにしている。分析に際しては、装置の汚染防止及び被曝量低減の観点から、主な$$gamma$$線源であるCsを事前に溶液から除去しておく必要がある。アンモニウムモリブドリン酸(AMP)を用いるイオン交換分離法について、分離試験を実施した結果、Csを99.9%以上分離できること、また、錯化剤を併用することによって、一旦分離されたSbも回収可能であることが明らかになった。また、AMP法でCs分離したVEGA-3実験の酸洗液を、ICP-AESにより試験的に元素分析した結果、U, Sr, Zrの定量化に成功した。今後、Cs分離法として沈殿分離法も併用しつつ、ICP-AESを用いて、放出,移行挙動を明らかにしてゆく予定である。

論文

Decrease of cesium release from irradiated UO$$_{2}$$ fuel in helium atmosphere under elevated pressure of 1.0MPa at temperature up to 2,773K

日高 昭秀; 工藤 保; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(7), p.759 - 770, 2002/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.54(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデント時における燃料からの放射性物質放出は、ほとんどの場合、高温高圧下で起きると考えられる。放出挙動に対する温度の影響は既存の実験で数多く調べられてきたが、圧力の影響は実験の困難さのためにほとんど調べられてこなかった。そこで、原研のVEGA実験計画では、圧力の影響を調べるため、圧力を0.1MPaと1.0MPaとする以外はほぼ同じ条件で照射済UO$$_{2}$$燃料を不活性ヘリウム雰囲気下で2,773Kまで昇温する実験を2回行った。その結果、1.0MPaの加圧雰囲気下では、燃料からのセシウム放出割合が0.1MPa下におけるそれと比べて、測定した全ての温度域で約30%減少することを世界で初めて観測した。本報では、それらの実験の概要,測定結果について述べるとともに、試験後にホットセルで行った種々の解析結果について記述する。また、観測された圧力の影響を説明する機構及び計算モデルについて議論する。

報告書

シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動; VEGA-1実験の結果

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-055, 48 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-055.pdf:3.9MB

シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA計画の第1回目実験であるVEGA-1を1999年9月に行った。試験燃料は、燃焼度47GWd/tUのPWR燃料ペレット2個(被覆管無し)であり、大気圧,He雰囲気条件で2773Kまで昇温した。Csは1650K以上で放出し始め、最終的な放出割合は約85%に達した。Ruの最終的な放出割合は4.7%,CeとEuのそれはゼロであった。実験後に行った研究燃料に対するミクロ組織観察では、FPガス放出に伴って生じたと考えられる直径数$$mu$$mの気泡が多数観測された。Cs放出に関して既存の放出モデルを用いて評価した結果、燃料と被覆管の共晶反応が生じる高温域で計算は実験より過大となった。Cs放出データをUO$$_{2}$$結晶粒内の拡散係数で整理すると、アレニウス型にほぼ従うことから、Cs放出は粒内拡散が律速であったと考えられる。

論文

Current status of VEGA program and a preliminary test with cesium iodide

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保; 林田 烈*; 中村 仁一; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Conf 2000-015, p.193 - 200, 2000/11

日本原子力研究所では、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$の高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下における照射済燃料からの中・難揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。第1回目のVEGA-1実験の前に、非放射性で揮発性のCsI粉末を装置内で蒸発させ、装置の基本性能を確認するための実験を行った。その結果、エアロゾルフィルターの捕集効率は約98%であること、設計通りにフィルターの下流側に到達するCsIエアロゾル量は微量であること、しかしながら、わずかに形成されたI$$_{2}$$ガスはフィルターを通過し、コンデンサー前の低温配管へ凝縮することを明らかにした。

論文

照射済燃料からの放射性物質放出挙動実験(VEGA)計画について

日高 昭秀; 中村 武彦; 工藤 保

原子力eye, 46(3), p.79 - 83, 2000/03

原研では、放射性物質の放出機構解明とソースタームの予測精度向上のため、シビアアクシデント条件下の照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画を開始した。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}C$$及び10気圧下における中・難揮発性FPやアクチニドの放出挙動をおもに調べる予定である。また、事前に試験燃料を再照射して短半減期FPを再生させてその放出挙動を調べたり、燃焼度や酸化・還元雰囲気の影響及びMOX燃料からの放射性物質の放出挙動についても調べる。VEGA実験装置は燃料試験施設内に設置され、平成11年2月に完成した。同年9月には、最高温度2500$$^{circ}C$$、不活性雰囲気、大気圧下における照射済PWR燃料からの放射性物質の放出挙動を調べる第1回目のVEGA-1実験が成功裡に終了した。本解説では、VEGA計画の概要及びVEGA-1実験結果の速報値について述べる。

論文

Current status of VEGA program

日高 昭秀; 中村 武彦; 西野 泰治; 金澤 浩之; 橋本 和一郎; 原田 雄平; 工藤 保; 上塚 寛; 杉本 純

JAERI-Conf 99-005, p.211 - 218, 1999/07

日本原子力研究所では、照射済燃料からの核分裂生成物質(FP)の放出挙動を調べるため、VEGA計画を進めている。同計画では、これまでの類似実験では得られていなかった、3000$$^{circ}$$Cの高温条件及び加圧雰囲気(1.0MPa)下でのFP放出、低揮発性FPや超ウラン元素の放出挙動を調べる予定である。特に、雰囲気圧力の影響を調べる試験は世界で初めてであり、本試験の最大の特徴と言える。また、事前に試験燃料をNSRR炉内で再照射して短半減期FPを再生させるとともに、燃焼度や酸化還元雰囲気の影響についての研究も行う。試験装置は、水蒸気・ガス供給系、高周波誘導加熱炉、試験燃料を設置するトリア製坩堝、熱勾配管、フィルタ及び$$gamma$$線測定系等から成る。平成7年度に基本設計、8年度に装置の詳細設計、9$$sim$$10年度に製作を行った。10年度後半に燃料試験施設内に装置を設置した後、特性試験を行い、11年度から年に4回の本試験を開始する。

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