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報告書

岩石型燃料照射試料の燃焼率測定

白数 訓子; 山下 利之; 金澤 浩之; 木村 康彦; 須藤 健次; 間柄 正明; 伊奈川 潤; 河野 信昭; 中原 嘉則

JAERI-Research 2001-018, 23 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-018.pdf:1.48MB

JRR-3Mにおいて照射された岩石型プルトニウム燃料の燃焼率を測定することを目的に、当該燃料試料の溶解並びに破壊分析を行った。模擬岩石型燃料試料を用いた溶解方法の検討を行い、ホットセル作業に適した燃料の溶解方法を確立した。本方法により照射済岩石型燃料試料の溶解を行い、試料の破壊分析に供した。分析では、同位体希釈、質量分析法でネオジムとプルトニウムの定量及び同位体組成を測定した。得られた結果より$$^{148}$$Nd法を用いて燃焼率を算出した。また、トリア系燃料については、$$^{233}$$Uを同様に定量した。

論文

アクチニド元素のイオン交換分離分析技術

臼田 重和

平成7年度新湿式再処理システム技術開発等成果報告書, 0, p.60 - 72, 1996/03

燃焼率を正確に測定するためには、使用済燃料中のウラン、プルトニウム、超プルトニウム及び希土類元素等を対象に破壊分析を行う必要がある。そのために開発した2系列のイオン交換分離法(鉱酸系イオン交換法及び鉱酸-アルコール混合系イオン交換法)を中心に述べる。

論文

Triton burnup measurements by neutron activation at JT-60U

M.Hoek*; 西谷 健夫; M.Carlsson*; T.Carlsson*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 368, p.804 - 814, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(95)00667-2
 被引用回数：19 パーセンタイル：81.69(Instruments & Instrumentation)

DDプラズマ中で発生する1MeVトリトン(T)はDTプラズマで発生する3.5MeV$$alpha$$粒子と運動パラメータがほぼ同じであるため、Tの挙動から$$alpha$$粒子の挙動を類推することができる。1MeV Tは、プラズマ中で減速し、DT反応を起こして14MeV中性子を放出する。ここでは、DD反応による2.5MeV中性子とトリトン燃焼による14MeV中性子の発生量を放射化箔法で測定した。測定されたトリトン燃焼率(14MeV中性子/2.5MeV中性子)は、プラズマ電流とともに増加し、プラズマの大半径とともに減少しており、トリトンに対するリップル損失を示唆している。

論文

Atomic absorption spectrometric determination of the isotopic composition of lithium by an ultimate absorbance-ratio technique

櫛田 浩平

Analytica Chimica Acta, 183, p.225 - 230, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0003-2670(86)80090-3
 被引用回数：5 パーセンタイル：33.11(Chemistry, Analytical)

リチウム同位対比の測定は、トリチウム製造研究におけるトリチウム生成量評価法のひとつであるリチウム-6燃焼率測定において必要となる。原子吸光光度法による測定法は、質量分析法において問題となる分別蒸留が起こらず、試料調整が容易であり、測定時間が短い等の利点がある。従来行われて来た吸光度比法は、溶液中のリチウム濃度に影響を受ける欠点があった。その影響を消去するため、極限吸光度比を利用する方法を開発した。本法では、試料溶液中のリチウム濃度を知らなくても同位対比が測定できる利点がある。本法により、濃度$$>$$0.01mol/m$$^{3}$$ Liの試料を、$$^{6}$$Li比0~100%の範囲で同位体測定ができる。測定誤差は$$pm$$0.7% $$^{6}$$Li と評価された。また、本法により天然組成および$$^{6}$$Li高濃縮リチウム試料を比較的良い精度で測定できた。

論文

Release of tritium,protium and helium from neutron-irradiated $$^{6}$$Li-Al alloy

須貝 宏行; 櫛田 浩平; 棚瀬 正和

Journal of Nuclear Materials, 139, p.248 - 252, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90177-7
 被引用回数：8 パーセンタイル：66.77(Materials Science, Multidisciplinary)

長時間中性子照射した$$^{6}$$Li-Al合金($$^{6}$$Li;0.022wt%)からの水素ガス(H$$_{2}$$,HT,T$$_{2}$$)とヘリウム(He)の加熱放出を、$$^{6}$$Li燃焼率と温度の関数として研究した。トリチウムガス(T$$_{2}$$,HT)は650K付近で合金から急激に放出され、H$$_{2}$$は670K付近から徐々に放出されたのに続き、Heは合金の融点付近で放出された。T$$_{2}$$成分は、$$^{6}$$Li燃焼率とともに増加した。得られたガス中のトリチウムの最大比放射能は、純粋なトリチウムガスの比放射能(2.14PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$)にほぼ等しい1.98PBqmol$$^{-}$$$$^{1}$$であった。650K付近でのトリチウムの急激な放出は、合金の再結晶または放射線損傷の回復に伴なって起こるのであろう。合金の融点以下ではおそらく合金中の欠陥にトラップされることにより、Heは放出されない。

報告書

Determination of Pu Accumulated in Irradiated Fuels by Non-Destructive Isotopic Correlation Technique

鶴田 晴通; 須崎 武則; 松浦 祥次郎

JAERI-M 8599, 13 Pages, 1979/11

JAERI-M-8599.pdf:0.55MB

平均4,400MWd/tの燃焼度を持つJPDR-Iの使用済燃料について、非破壊ガンマ線スペクトロメトリを行った。1つの燃料集合体内の8本の燃料棒について、核分裂生成物のガンマ線強度比と、破壊測定によって得られている燃焼率および蓄積されたPuと残存Uの原子数比とについて相関関係を調べた。この結果、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比が、燃焼率に対してよりもむしろPu/U原子数に対してのより良い指標であることを見出した。次いで、燃料棒に対して得た相関関係を使って、各々の燃料集合体中に含まれているPu/U原子数比を求めた。このようにして得た集合体中のPu量は再処理工場での値と2%の差で一致した。

論文

Improvement of fission products decontamination through dibutyl phosphate masking in a Purex process

辻野 毅; 星野 忠也*; 青地 哲男

Ind.Eng.Chem.,Process.Des.Dev., 15(3), p.396 - 400, 1976/03

ピュレックスプロセスの共除染工程において、核分裂生成物(FP)の除染係数(DF)を向上させる目的で、非放射線ジルコニウムあるいはハフニウムイオンを添加する新しいプロセスを提案し、この原理をミニミキサーセトラーを用いるプロセス実験によって実証した。高速炉燃料を再処理する場合の溶媒の損傷(~2watt-hr/l-solv.)に相当するリン酸ニブチル(DBP)を加えた実験において、DFは、Zr-Nb、およびRu-Rhにおいてそれぞれ約4および2倍に上昇させることができた。これは主として、添加金属イオンによる「DBPのマスキング効果」によるものと推定され、非放射性HfはDFを向上させるだけでなく、水溶性中性子毒として、臨界制御にも用いることができる。

報告書

標準スペクトル法による$$gamma$$線スペクトルの解析およびその照射済燃料への適用

田坂 完二

JAERI-M 5947, 285 Pages, 1975/01

JAERI-M-5947.pdf:9.31MB

原子炉燃料の燃焼率等をその$$gamma$$線スペクトルから求めることを目的とし、$$gamma$$線スペクトルを精度よく解析する方法-標準スペクトル法-が提唱されその適用性に検討が加えられた。標準スペクトル法は解析する$$gamma$$線と近いエネルギーの単色の$$gamma$$線のスペクトルの測定結果をもとに、それからパックグランドを差引きデータを平滑化したものを標準スペクトルと定義し、この標準スペクトルでフォトピークの形を表わし、パックグランドを1次式で近似し、最小2乗法により$$gamma$$線スペクトルを解析するものである。この方法の主な特徴はピークの形が精度よく必要最小限の数のパラメータで表現されている為、数多くのピークが複雑に重なりあっている$$gamma$$線スペクトルでも精度よくしかも収束性よく簡単に解析できる点にある。照射済燃料の複雑な$$gamma$$線スペクトルに本方法を適用し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲反応率、燃料の燃焼率、燃焼履歴などが求められた。

論文

特集・超プルトニウム元素の化学; -4.同位体相関技術

梅澤 弘一

日本原子力学会誌, 16(7), p.361 - 364, 1974/07

使用済核燃料の測定に用いられる同位体相関技術の概要を解説した。JPDR-Iの例につき、二三の超プルトニウム核種生成量と燃焼率、照射歴および冷却期間との間の関連を述べ、超プルトニウム元素組成の変動に基づく同位体相関技術の可能性を考察した。

論文

Correlation of amounts of transplutonium nuclides with burnup in the JPDR-I spent fuel

梅澤 弘一; 市川 進一; 鈴木 敏夫; 岡下 宏; 夏目 晴夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 10(8), p.489 - 492, 1973/08

https://doi.org/10.3327/jnst.10.489

JPDR-I使用済燃料から採取した試片につき、超プルトニウム元素の放射化学分析をおこない、$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Am,$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{2}$$Cmおよび$$^{2}$$$$^{4}$$$$^{4}$$Cmを定量した。この結果をもとに、通常の方法で測定した燃料の燃料率と、これら超プルトニウム各同位体の生成量との相関関係を検討した。同じ照射・冷却覆歴の試料に関するかぎり、種々の超プルトニウム同位体の収量比は燃焼率と良く相関することが確かめられた。

論文

特集燃焼率測定; 燃焼率測定の概要

夏目 晴夫

日本原子力学会誌, 15(6), p.362 - 364, 1973/06

燃焼率測定の概要を平易に解説した。はじめに最適と思われる定義を選び、燃焼率関係の用語が統一されていない状態を説明した。ついで測定の目的を技術的な面から説明した。また測定操作の概要、非破壊-破壊測定の得失、その組合せの必要性、誤差解析の必要性を述べた。最後にペレットの半径方向の燃焼率測定、出力分布測定、同位体相関技術その他の特殊技術について略述した。

論文

特集燃焼率測定; 燃焼率の破壊測定法

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 小森 卓二

日本原子力学会誌, 15(6), p.364 - 368, 1973/06

燃焼率測定技術のうち破壊法(非破壊法は続章)について解説した。方法はFPモニター法と重元素同位体比法に大別され、この2法について原理、算出方法を示した。前者についてはモニター核種の選択基準、比較検討を加えた。つぎに破壊法の現状を解説した。試料の溶解および分離、精製段階の主な問題点を掲げ、種々な分離方法を文献で示し、代表例として当部で採用している方法を説明した。最後に今後の課題として、照射ずみ炉心からのサンプリング、同位体相関技術、核データ、測定機器の自動化の各項について研究項目を解説した。

論文

特集燃焼率測定; 核燃料管理と燃焼率

柴田 昌文*; 平田 実穂

日本原子力学会誌, 15(6), p.378 - 383, 1973/06

国際原子力機関において作成し、理事国会議において承認された「保障措置モデル協定、INFCIRC/153」による、核燃料管理方式について、説明と評価を行ない、燃焼率測定の保障措置上の位置付けと、保障措置を合理化し、簡素化する上で、燃焼率測定に対し要求する技術開発の問題点を指摘した。

論文

破壊法による核燃料の燃焼率測定技術の開発

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一

日本原子力学会誌, 15(4), p.239 - 247, 1973/04

https://doi.org/10.3327/jaesj.15.239

日本原子力研究所における使用済核燃料の燃焼率測定システムの概略を述べ、その中心となる破壊法による測定技術について詳述した。破壊測定は、イオン交換系統分離を基幹として体系化され、ガンマ線スペクトロメトリー、アルファ線計数法などによる放射化学分析、ならびに電量分析、質量分析など、各種定量法が用いられる。また、各種測定データの処理ならびにデータ解析のソフトウェアの機能を説明し、燃焼率の計算法を論じた。あわせて、燃焼率測定セルの整備状況を報告し、試験測定の結果得られた二、三の成果を示す。

論文

原子炉燃料の非破壊分析による燃焼率測定法

岡田 実

原子力工業, 17(4), p.51 - 57, 1971/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/40017724697

燃焼率測定のための非破壊分析法として直接$$gamma$$線スペクトロメトリーと間接$$gamma$$線スペクトロメトリーが比較的よく研究されており,これらを使えば核燃料の燃焼率が相当正確に測定できる

論文

質量分析法による燃焼率測定

小森 卓二; 田村 修三; 吉田 博之; 郡司 勝文; 田村 公子

日本原子力学会誌, 13(12), p.688 - 693, 1971/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.13.688

照射済み燃料の燃焼率を測定することは,燃料の経済性,原子炉の燃焼特性ないしは安全性などの見地からきわめて重要である。そして,すでに動力用原子炉を含めて多くの原子炉が稼動しているわが国においても,燃焼率測定の必要性がとみに高まりつつある現状である。

口頭

トリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析装置によるNd核種迅速分析手法の開発

風間 裕行; 豊田 千尋; 大西 貴士; 前田 宏治

no journal, , 

原子力施設における臨界管理や保障措置において、核燃料の燃焼率測定は重要である。既往の燃焼率測定法では、核分裂収率の精度が高く、生成量が燃料の核分裂数に比例する燃焼度指標核種として、Nd-148の質量分析が行われる。本研究では、核分裂生成物として随伴するSm-148の同重体干渉を除去し、Ndの分離前処理工程を省略することによる簡便な燃焼率測定法の確立を目指し、トリプル四重極誘導結合プラズマ質量分析装置を用いたNd核種の分析手法を検討した。

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