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論文

Influence of pressure on cesium release from irradiated fuel at temperatures up to 2,773K

工藤 保; 日高 昭秀; 中村 武彦; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(10), p.910 - 911, 2001/10

http://dx.doi.org/10.3327/jnst.38.910

本報告は、最高温度2,773Kは同様にして圧力だけ異なる最初の2回の照射済燃料からの放射性物質放出実験、VEGA-1及びVEGA-2で得られたセシウム放出における圧力の影響について述べたものである。1.0MPaの圧力で実施したVEGA-2でのセシウムの放出割合は、大気圧で実施したVEGA-1のそれより小さかった。圧力による両実験での放出速度の相違を定量化するために、セシウムの放出率係数を評価したところ、約1900K以上において、VEGA-1でのセシウムの放出率係数はVEGA-2実験のそれの約2.8倍であった。

論文

Diffusion-controlled tritium release from neutron-irradiated $$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$

奥野 健二; 工藤 博司

J.Nucl.Mater., 138, p.210 - 214, 1986/00

http://dx.doi.org/10.1016/0022-3115(86)90007-3
 被引用回数：26 パーセンタイル：8.69

中性子照射した$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$中に生成したトリチウムの加熱放出挙動、特にトリチウム放出速度を中心に研究を行った。真空中で、1170Kまで加熱することによって、$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$中に生成したトリチウムは、すべて放出されることが明らかとなった。その化学形は、大部分(約95%)HTOであった。HTO(g)放出過程では、トリチウム(T$$^{+}$$)の$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$結晶中での拡散が律速であることが判明した。630から925Kの温度範囲におけるトリチウムの拡散係数は、D=2.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$exp[-90.3(kJmol$$^{-}$$$$^{1}$$)/RTcm$$^{2}$$s$$^{-}$$$$^{1}$$,であった。$$gamma$$-LiAlO$$_{2}$$に対するトリチウムの拡散係数は、同温度範囲において、Li$$_{2}$$Oのそれと比較して、約2桁小さいことが判明した。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄

JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI$$^{-}$$であったが、原子炉停止直後にはI$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。

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