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阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵
JAERI-Research 2001-027, 20 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-027.pdf:1.0MB
溶液燃料過渡臨界事故時における放射性物質の施設内への閉じ込め効果を検討するため、NUCEFのTRACYを用いて、溶液燃料臨界事故時放射性物質閉じ込め試験を実施している。放射性希ガス核種は高い揮発性を有するため、ほかの非揮発性核種と比べると施設外へ放出されやすく、公衆の被曝線量評価の観点からは放射性希ガス核種の放出挙動に関する定量的なデータが重要となる。そこで放射性希ガスとして
Xeに着目し、気相への放出係数を考慮した評価モデルを用いることで、気相への放出割合を評価した。また、逆炉周期と放出係数との間に相関関係を見いだすことができ相関式を導出した。さらに、二重境膜説をもとに放出係数と放射線分解ガス気泡径の関係を検討し、その結果を用いて、逆炉周期と気液接触面積との定性的な相関関係を示すことができた。
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1401 - 1404, 2000/12
被引用回数：7 パーセンタイル：46.88(Materials Science, Multidisciplinary)ベリリウムからのトリチウム放出挙動に関しては、これまでに表面酸化膜及び結晶粒径の効果について報告されているが、ヘリウム生成量及び照射損傷量の効果については報告されていない。このため、ヘリウム生成量及び照射損傷量が異なる条件で照射したベリリウム微小球からのトリチウム放出特性を調べた。照射条件は3種類で照射温度が445,383,616(
)、各照射温度に対応するヘリウム生成量及びdpaが7,5.1,10(
10
appmHe)及び4,8.6,6である。これらの試料を用いてトリチウム放出率測定試験を行った結果、照射損傷が大きい試料の見かけのトリチウム拡散係数が大きくなることが明らかになった。
馬場 淳史*; 西川 正史*; 河村 繕範; 奥野 健二
Journal of Nuclear Materials, 248, p.106 - 110, 1997/09
被引用回数：4 パーセンタイル：37.13(Materials Science, Multidisciplinary)リチウムセラミックスからの増殖トリチウム放出挙動はまだ完全に理解されておらず、多くのin-situ実験結果が、トリチウムの結晶内拡散過程を律速して解析されているものの、表面反応の寄与が無視できないことも指摘されている。筆者らはリチウムセラミックス結晶表面の吸着水量を報告してきたが、今回、同位体交換反応を介して捕捉されるトリチウム量を吸着容量と区別し、交換容量として測定した。交換反応は、結晶表面に強力に吸着した化学吸着水あるいは結晶水中の水酸基を介して生じると考えられ、リチウムジルコネートでは交換容量が観測されなかった。また、トリチウムの結晶内拡散係数,吸着容量、そして今回求めた交換容量から、ブランケット内トリチウムインベントリーを推算し、同位体交換容量が与える影響について検討した。
林 巧; 天野 順造; 奥野 健二; 成瀬 雄二
Fusion Technology, 21, p.845 - 849, 1992/03
トリチウムの長期的使用・貯蔵保管に耐える材料選択・開発を行なう場合、材料中の崩壊ヘリウム(
He)の挙動に関する知見はトリチウムの挙動と共に重要である。本報では、当研究室で開発・実用化したジルコニウムコバルト合金を用い、そのトリチウム化物(ZrCoTn)からのHeの放出挙動を約1年半にわたり調べた。実験には各0.5gのZrCoを用いた小型のトリチウム貯蔵容器を使用し、ZrCoTnの放置温度(293-523K)、トリチウム化率(0.3,1.4)、および水素の吸放出回数(1,10)をパラメータとしてHeの放出量を圧力の経時変化と定期的ガス分析により測定した。結果、上記実験条件下でHeの放出率は全崩壊トリチウム量の約3%以下で、実験期間中ほぼ一定であった。さらに、ZrCoTn中のHeは、873Kまで昇温してほとんどのトリチウムが解離・崩壊しても放出されなかった。
荒殿 保幸; 中島 幹雄; 佐伯 正克; 立川 圓造
日本原子力学会誌, 27(2), p.139 - 144, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)「トリチウム放出挙動実験装置」の概要について、設計、製作および特性など技術的側面から述べた。本装置は核分裂により生成するトリチウムのUO
燃料からの放出挙動をin-situで検討するためにJRR-4に設置したものである。照射熱中性子束は最大1.510
cm・sec
,実験温度領域は400~1000
Cである。
模擬燃料の作製高松 佑気*; 黒崎 健*; 石井 大翔*; 逢坂 正彦; 中島 邦久; 三輪 周平; Di Lemma, F. G.; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*
no journal, ,
セシウム(Cs)及びヨウ素(I)等の揮発性核分裂生成物(FP)の燃料からの放出挙動評価において必要となるこれらFPを含有する模擬燃料の作製方法を確立することを目的として、ヨウ化セシウム(CsI)を含有させた二酸化セリウム(CeO)を母材とする模擬燃料を放電プラズマ焼結により作製した。低温及び短時間の放電プラズマ焼結により、模擬燃料内においてCsIが化学形態を保持したままで均質に分布した試料が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。
-based simulated fuel containing CsI高松 佑気*; 黒崎 健*; 石井 大翔*; 大石 佑治*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平; 逢坂 正彦
no journal, ,
セシウム(Cs)及びヨウ素(I)等の揮発性核分裂生成物(FP)の燃料からの放出挙動を評価するための模擬燃料の作製方法を確立することを目的として、ヨウ化セシウム(CsI)を含有させた二酸化セリウム(CeO)を母材とする模擬燃料を放電プラズマ焼結により作製した。低温及び短時間の放電プラズマ焼結により、模擬燃料内においてCsIが化学形態を保持したままで均質に分布した試料が得られ、Cs及びIを含有する模擬燃料の調製に成功した。
金田 智寛*; 横山 賢一*; 石島 暖大; 上野 文義; 阿部 仁
no journal, ,
使用済核燃料再処理施設では、異種金属の機器を接続するためステンレス/タンタル(Ta)/ジルコニウム(Zr)の異材接合継ぎ手が使われている。これらの材料の内、Taは水素を吸収することで機械的特性が変化することが知られている。一方で、Ta中の水素の存在状態の検討に必要な放出挙動を検討した例は少ない。そこで本研究では、表面皮膜の生成状況によるTaの水素放出挙動を明らかにすることを目的とし、0.9%NaC中で水素チャージを行ったTaについて、空気、アルゴンおよび超高真空中での水素放出挙動を検討した。その結果、空気中では600C、アルゴン中では400C、超高真空中では300Cから水素の放出が開始した。大気中で測定した後の試料表面は白色のTa酸化物に覆われており、これを研磨除去後アルゴン中で水素放出挙動を評価した結果500Cから水素表出がみられた。以上の結果は、Ta表面に生成した酸化皮膜は水素放出を抑制するため、Ta中の水素の存在状態と熱時効との関係を考察する場合、この影響を考慮し検討する必要があることを示すものである。
