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Ho, H. Q.; 本多 友貴*; 濱本 真平; 石井 俊晃; 藤本 望*; 石塚 悦男
Applied Radiation and Isotopes, 140, p.209 - 214, 2018/10
被引用回数:3 パーセンタイル:29.51(Chemistry, Inorganic & Nuclear)The feasibility of a large-scale iodine-125 production from natural xenon gas at high-temperature gas-cooled reactors was investigated. A high-temperature engineering test reactor, which is located in Japan, was used as a reference HTGR reactor in this study. First, a computer code based on a Runge-Kutta method was developed to calculate the quantities of isotopes arising from the neutron irradiation of natural xenon gas target. This code was verified with a good agreement with a reference result. Next, optimization of irradiation planning was carried out. As results, with 4 days of irradiation and 8 days of decay, the I production could be maximized and the I contamination was within an acceptable level. The preliminary design of irradiation channels at the HTTR was also optimized. The case with 3 irradiation channels and 20-cm diameter was determined as the optimal design, which could produce approximately 180,000 GBq per year of I production.
本岡 隆文; 永石 隆二; 山岸 功
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 95, 2017/03
福島第一原発での汚染水処理で炭酸塩スラリーが発生し高性能容器(HIC)に保管されている。HIC上のたまり水発生原因を推察するため、高崎量子応用研究所のコバルト照射施設で模擬炭酸塩スラリーに実機HICよりも高吸収線量率で線を照射した。炭酸塩濃度95g/Lのスラリーに線を8.5kGy/h照射すると、水位上昇、スラリー内の気泡発生、上澄液の出現、ガス放出を観察した。本試験結果より、水位上昇の原因はスラリー内のガス蓄積による体積増加と推察された。HIC上のたまり水発生に、ガス蓄積によるスラリーの体積増加が示唆された。
植田 祥平; Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Chekushina, L.*; 本田 真樹*; 高橋 昌史*; 北川 健一*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10
カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉において、実用小型高温ガス炉の通常運転条件下での燃焼度100GWd/t-Uを目標とする高温ガス炉燃料を用いたキャプセル照射試験が実施されている。本照射試験は、国際科学技術センター(ISTC)の枠組のもとで原子力機構とINPが共同で実施する、カザフスタンでは初の高温ガス炉燃料照射試験である。本照射試験では、原子力機構が新たに、HTTRの燃焼度(最高33GWd/t-U)よりも高い100GWd/t-Uへの高燃焼度化設計を施したU濃縮度10%未満の低濃縮UO燃料核TRISO被覆燃料粒子を用いている。本照射試験に供したTRISO被覆燃料粒子および燃料コンパクト試料は共に、HTTR燃料製造技術にもとづいて日本の原子燃料工業が製造したものである。WWR-Kにおけるヘリウムガススウィープキャプセルおよびガススウィープ設備は共に、INPが設計・製作した。本照射試験は2012年10月に開始され、2015年2月末までに完了する予定である。本照射試験は燃焼度69GWd/t-Uに到達し、新設計のTRISO被覆燃料粒子の健全性を確認した。さらに、燃料設計時に予測した通り、製造時のSiC層破損粒子が照射中に追加破損したことによると考えられる核分裂生成物ガスの放出が観察された。
横山 須美; 佐藤 薫; 野口 宏; 田中 進; 飯田 孝夫*; 古市 真也*; 神田 征夫*; 沖 雄一*; 金藤 泰平*
Radiation Protection Dosimetry, 116(1-4), p.401 - 405, 2005/12
被引用回数:1 パーセンタイル:10.41(Environmental Sciences)高エネルギー陽子加速器施設における内部被ばく線量評価法及び空気モニタリング技術を開発するためには、高エネルギー陽子の加速に伴い、2次的に発生する中性子や陽子と空気構成成分との核破砕反応により空気中に生成される放射性核種の性状を明らかにしておく必要がある。このため、これらの核種のうち、まだ十分なデータが得られていない放射性塩素及び硫黄ガスの物理化学的性状を明らかにするために、Arと空気を混合したガスまたはエアロゾルを添加したArガスへの中性子照射実験を実施した。この結果、浮遊性放射性塩素は非酸性ガスとして、放射性硫黄は酸性ガスとして存在すること,放射性塩素及び硫黄ともにエアロゾルに付着すること,放射性塩素は壁面へ付着しやすいことが明らかとなった。
藤井 貴美夫
JAERI-Tech 2005-048, 108 Pages, 2005/09
天然ウランを燃料とする黒鉛減速炭酸ガス冷却型の日本原子力発電(株)東海発電所は、1998年3月31日に停止した。現在、同社において廃止措置に向けて検討が行われている。東海発電所や原研の高温工学試験研究炉の炉内には多くの黒鉛材料が使用されている。使用済み黒鉛を放射性廃棄物として考える場合、半減期が極めて長い炭素14(C)が含まれるため廃棄処理・処分する際に問題となることが予想される。C濃度の問題を解決する一つの研究として、平成11年度から原研-原電共同研究で基礎データを取得した。C低減化方法の最適条件を選定するには、対象黒鉛材料の酸化反応と細孔構造に関する基礎データが必要である。ここでは、東海発電所に使用されているペシネQuality1黒鉛及びHTTRで使用されているIG-110黒鉛について、450C800Cの温度範囲における空気酸化特性及び反応の進行に伴う、表面積と細孔分布の変化を調べた。
菊地 泰二; 山田 弘一*; 齋藤 隆; 中道 勝; 土谷 邦彦; 河村 弘
JAERI-Tech 2004-026, 28 Pages, 2004/03
トリチウム増殖材の照射試験は、照射試験後に内部のトリチウム増殖材を取り出し、各種照射後試験が実施される。照射試験体を切断する際には、トリチウム増殖材装荷部からはトリチウムガス再放出が考えられること、また、切断時にスイープガス配管内にカナル内の水が流れ込まないようにする必要があることなどから、スイープガス配管を閉止する必要がある。しかしながら、スイープガス配管の閉止に際しては、中性子照射の影響や非常に小さい装荷スペース及び高い密封性能に加えて、簡便な操作方法にする必要があること等の諸要求条件から、既存のバルブやプラグ等を用いることができない。そのため、上記条件に適合する閉止栓を検討する必要がある。本書では、照射試験体切断時にスイープガス配管を閉止するための閉止栓の開発及び実際の照射試験体切断における閉止栓の操作要領について報告する。
山下 利之; 蔵本 賢一; 白数 訓子; 中野 佳洋; 秋江 拓志; 長島 久雄; 木村 康彦; 大道 敏彦*
Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.126 - 132, 2003/07
被引用回数:10 パーセンタイル:56.31(Materials Science, Multidisciplinary)岩石型燃料の照射安定性を調べるために、2回の照射試験を実施した。最初の試験ではディスク型燃料を、2回目はペレット型燃料を用いた。スエリング,ガス放出率及び相変化を、パンクチャー試験,被覆管外径測定並びに金相試験により調べた。イットリア安定化ジルコニア(YSZ)単相型燃料は、低いガス放出率(3%以下)、無視しうるスエリング及び組織変化など、優れた照射挙動を示した。粒子分散型燃料は、粉末混合型燃料と比べ、スエリングは小さいが高いガス放出率を示した。本照射試験において、スピネルの分解と引き続く組織変化が初めて観察され、これは1700K以上で発生すると考えられる。スピネルマトリクス燃料のガス放出率は、燃料最高温度を1700K以下にすることで、コランダム型燃料と同等までに低減できると考えられる。スピネルマトリクスの照射損傷領域は、YSZ球表面に限定されていることがわかった。
廣田 耕一; 箱田 照幸; 田口 光正; 瀧上 眞知子*; 小嶋 拓治
Proceedings of 9th International Conference on Radiation Curing (RadTech Asia '03) (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00
流量1,000m/hN,温度200度の条件で、ダイオキシン類を含むごみ燃焼排煙に電子ビームを照射した。その結果、吸収線量の増加に伴いダイオキシン類の分解率が高くなり、14kGyでその値は90%に達した。また、ダイオキシンとフランの分解挙動について考察を行った。
五十嵐 慎一; 武藤 俊介*; 田辺 哲朗*; 相原 純; 北條 喜一
Surface & Coatings Technology, 158-159, p.421 - 425, 2002/09
低角度入射電子顕微鏡法を用いて、シリコンブリスタリングのその場観察を行った。重水素照射により形成されるブリスターの大きさ,密度は、電子線照射領域内では領域外より明らかに小さいことがわかった。これは高エネルギー電子線による電子励起により、シリコン不飽和結合の重水素による終端化が抑制されたためである。また、フラックスが高いと、ブリスターが形成されるより前に、フレーキングが起きることも明らかにした。さらに、重水素照射では、注入重水素の最大飛程よりさらに浅いところで、重水素終端された欠陥が形成され、そこで劈開が起こり、ブリスターとなることを明らかにした。
沢 和弘; 角田 淳弥; 植田 祥平; 高橋 昌史; 飛田 勉*; 林 君夫; 斎藤 隆; 鈴木 修一*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*
JAERI-Research 2002-012, 39 Pages, 2002/06
本報告書は、平成7年度から開始した原研と原燃工との共同研究「連続被覆法により製造した高温工学試験研究炉用燃料の照射健全性実証試験」の結果を示すものである。HTTR初装荷燃料は日本で初めて大量生産を行った高温ガス炉燃料であり、製造過程における品質管理に加え、照射健全性を確認するための照射試験を行った。照射はJMTRの94F-9Aスィープガスキャプセルで実施した。照射試料は初装荷燃料の製造ラインから抜取った。照射開始時の核分裂生成物ガスの放出率から、照射試料には製造時の貫通破損粒子が含まれていないことがわかった。また、HTTRの最高燃焼度3.6%FIMA,最高高速中性子照射量1.510m,(E0.18MeV)まで燃料は破損することなく、健全であった。さらに、これらの値の約2倍である燃焼度7.0%FIMA,高速中性子照射量3.110mまで照射を継続したが、著しい追加破損は見られなかった。
菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三
KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00
最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。
沢 和弘; 飛田 勉*; 高橋 昌史; 斎藤 隆; 飯村 勝道; 横内 猪一郎; 芹澤 弘幸; 関野 甫; 石川 明義
JAERI-Research 2001-043, 52 Pages, 2001/09
高温ガス炉の被覆燃料粒子は、高燃焼度条件下で被覆層内圧の上昇により破損に至る可能性がある。そのため、バッファ層の体積を大きくするとともに、SiC層を厚くするなどの対策により、内圧破損を防止する必要がある。この改良を行った被覆燃料粒子を約10%FIMAの高燃焼度まで照射した。照射は材料試験炉でスィープガスキャプセルを用いて行い、その後各種照射後試験を行った。その結果、照射初期には貫通破損粒子が無かったが、照射中に貫通破損が発生したことがわかった。照射後試験において、破損粒子を見つけだし、SEM及びEPMA観察を行った結果、内圧破損が生じた可能性が高いことがわかった。計算を行った結果、健全粒子は内圧には至らず、製造時SiC層破損粒子のPyC層の破損により、貫通破損に至った可能性があることがわかった。
更田 豊志; 笹島 栄夫; 杉山 智之
Nuclear Technology, 133(1), p.50 - 62, 2001/01
被引用回数:67 パーセンタイル:96.88(Nuclear Science & Technology)高燃焼度PWR燃料の反応度事故時挙動について、NSRR実験の最新の成果を報告する。これまでにNSRR実験では、水素吸収によって外周部の延性が低下した被覆管と燃料ペレットとの機械的な相互作用による高燃焼度PWR燃料の破損が、低い燃料エンタルピレベルで生ずることを示した。今回新たに、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を備えた高燃焼度PWR燃料の実験においても、同様の破損が生じることを示した。さらに、微粒子化した燃料の冷却材中への放出と機械的エネルギーの発生とを確認し、機械的エネルギーを定量化した。これらの結果をふまえて、被覆管外周部延性低下の影響を受けたPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)破損、燃料微粒子化と機械的エネルギー発生、FPガス放出等、反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動について論じる。
沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; 飛田 勉*; 湊 和生
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 11 Pages, 2001/00
高温ガス炉ではバッファ層、高密度熱分解炭素層及び炭化ケイ素層からなるTRISO型被覆粒子を燃料としている。高温ガス炉燃料の安全設計で、1次冷却材中への放出が許容値を超えないよう核分裂生成物を閉じ込めることが重要であり、運転中の著しい燃料破損を防止することを基本としている。高燃焼度下における燃料挙動を研究するため、原研の材料試験炉及び米国のHFIRにて照射試験を行った。照射燃料は5~10%FIMAまで健全性を維持できるよう、バッファ層及びSiC層を厚くした。両試験ともに、照射中に破損が検出された。照射中の内圧破損挙動を評価した結果、健全粒子のSiC層には引張応力は発生せず、燃料コンパクトのプレス時に発生したSiC層に欠陥のある粒子が照射により貫通破損に至ったと考えられる。
林 君夫; 沢 和弘; 白鳥 徹雄; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 北島 敏雄; 伊藤 忠春; 藁谷 兵太
JAERI-Research 2000-001, p.116 - 0, 2000/01
JMTRに設置された高温・高圧の炉内ガスループOGL-1において照射した第13次~第15次燃料体の製造、照射及び照射後試験の結果をまとめた。第13次、第15次燃料はHTTR用初装荷仕様燃料であり、前者は製造時破損率を大幅に低下させた高品質燃料、後者はHTTR初装荷燃料と同一の製造装置で製造した燃料である。両者とも、照射中のFPガス放出率、照射後試験結果とも極めて良好であった。第14次燃料は高燃焼度用改良燃料の試作品であり、過渡的昇温後の約1500照射中にFPガスのスパイク的放出が検出された。全体としては、第13次~第15次燃料体のいずれについても、照射中のFPガス放出率、照射後の被覆燃料粒子貫通破損率とも、HTTR初装荷燃料の設計における基準値に比べて十分低い値であり、良好な照射健全性が確認された。
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; 尾形 孝成*; 伊藤 昭憲; 宮西 秀至; 関野 甫; 西 雅裕; 石川 明義; 赤堀 光雄
Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.670 - 675, 1998/00
被引用回数:7 パーセンタイル:49.84(Chemistry, Physical)金属燃料の照射挙動の基礎的理解のために、U-Zr合金微小球を調製しその照射試験を行った。U-Zr合金液滴をHe中を落下凝固させることにより微小球とした。それを各1粒ずつ、Zr箔にくるみ、石英管封入したものをJRR-3キャプセルに装荷した。照射中は外部電気ヒーターにより、温度を正確に制御した。温度は723,873,973K、燃焼率は最大1.5at%であった。照射後に、石英管内に放出されたFPガスの定量、粒子の寸法測定、断面のSEM/EPMA観察を行った。また、結果を金属燃料挙動解析コードによる予測結果と比較考察した。
宇賀神 光弘; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 大岡 紀一; 中倉 優一
Journal of Nuclear Materials, 254(1), p.78 - 83, 1998/00
被引用回数:22 パーセンタイル:89.86(Materials Science, Multidisciplinary)UMe系合金UMn,UFeMn,UNiFeとUSiGeとを燃焼度53~57%、燃料温度約190Cで216日間照射した。試料形態は、燃料の粒子分散型と合金箔型のミニプレートである。Mn入りUMeの分散型ミニプレートは、この系で唯一報告されているUFeミニプレートに比較して、照射による厚み増加が少なく寸法安定性が改善された。一方、合金箔型では分散型よりもFPガス気泡の成長が抑制され燃料のスエリングが少なくなることがわかった。これは前者の方が、被覆材の拘束力による気泡成長に対する抑制効果が大きいためと考えられる。UMeとAlとの照射下での反応についても述べた。
更田 豊志; 中村 武彦; 石島 清見
NUREG/CP-0162, 2, p.179 - 198, 1998/00
NSRRにおいて実施している高燃焼度燃料実験について、最新の成果を報告する。部分体先行照射燃料を対象としたPWR燃料実験に加えて、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用したPWR燃料を対象とした最新の実験においても、被覆管外面腐食がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じた。水素吸収に伴う被覆管強度の低下に加えて、急速なFPガス放出が被覆管に対する強い負荷となって、破損しきい値の低下を招いている可能性が高い。機械的エネルギの発生においても、FPガス放出が強く影響していることが示唆された。また、BWR燃料実験についても併せて報告する。
更田 豊志; 永瀬 文久; 中村 武彦; 上塚 寛; 石島 清見
NUREG/CP-0166, 3, p.223 - 241, 1998/00
高燃焼度軽水炉燃料を対象とするNSRR実験及び炉外分離効果試験について、最近の成果を報告する。PWR燃料実験では、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用した燃料の実験においても、被覆管外面腐植がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じており、さらに機械的エネルギーの発生と微粒子化した燃料の冷却水中への放出を確認した。一方、BWR燃料実験においては燃焼度45MWd/kgU、ピーク燃料エンタルピ約150cal/gまでの範囲で破損は生じていない。また、高燃焼度PWR燃料の破損要因となっている燃料ペレット/被覆管機械的相互作用に対する、被覆管水素吸収量及び水素化物偏在の効果を定量化するために実施した水素吸収被覆管の高速バースト試験の結果を報告する。