検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

使用済燃料直接処分における放射性核種の瞬時放出率設定手法の構築

北村 暁; 赤堀 邦晃; 長田 正信*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.83 - 93, 2020/12

使用済燃料を再処理せず深地層中に処分(直接処分)した場合、放射性核種の放出挙動はガラス固化体の地層処分とは異なると考えられる。本論文では、直接処分における核種の放出挙動評価のひとつである瞬時放出率(IRF)の設定手法を構築した。IRFの設定にあたっては、諸外国の安全評価報告書等など最新の文献情報を参考に、瞬時放出挙動を、核分裂生成ガス放出率(FGR)に比例するものと一定値をとるものとに分類した。FGRについては、わが国の使用済燃料に対して取得されたデータを収集した上で、燃料挙動計算コードFEMAXIを使用して推奨値と最大値を算出した。また、算出したFGRや既往のIRF実測値を用いて、わが国の加圧水型原子炉(PWR)使用済燃料におけるIRFの推奨値と最大値を推定した。推定した推奨値を既往の文献値と比較したところ、概ね諸外国の設定値と同程度であることが確認された。

論文

Release of radioactive materials from high active liquid waste in small-scale hot test for boiling accident in reprocessing plant

山根 祐一; 天野 祐希; 田代 信介; 阿部 仁; 内山 軍蔵; 吉田 一雄; 石川 淳

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(6), p.783 - 789, 2016/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.52(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃液(HALW)から放出される放射性物質の放出挙動について、沸騰事故条件での実験研究を行った。実験室規模の再処理で得られたHALWを用いた実験で、Ru, $$^{99}$$Tc, Cs, Sr, Nd, Mo, RhなどのFP核種と$$^{242}$$Cm及び$$^{241}$$Amなどのアクチニドの放出割合を測定した。結果として、Ruの放出割合は0.20、FP核種やアクチニドの放出割合は1$$times$$$$10^{-4}$$であった。Ruは気相中にミスト及びガスとして放出された。Ruの放出量の、試料溶液中のRuの初期濃度に対する依存性は弱かった。FP核種とアクチニドは非揮発性で、気相中にミストとして放出された。その放出量は、試料溶液中の初期濃度が大きいほど多かった。Ruの放出割合とNOx濃度は試料溶液の温度の上昇に合わせて増加した。RuとNOxの多くは200から300$$^{circ}$$Cの間の、互いにほぼ同じ温度において放出された。ミストその他の粒子状物質の粒径分布を測定したところ、150$$^{circ}$$C以下と200$$^{circ}$$C以上で、互いに異なった分布が得られた。

論文

Experimental study on boiling accident of high active liquid waste in reprocessing

内山 軍蔵; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1056 - 1063, 2015/09

再処理施設高レベル廃液の沸騰事故時における放射性物質の放出量評価データ取得に関する実験研究を行っている。本研究では、コールド基礎実験、コールド工学実験及びホット実験を行っている。これまでの実験の結果、高レベル模擬廃液の沸騰事故条件ではRu及びTcは揮発性を有し、ガス状及びミスト状で放出され、その他のFP元素は非揮発性であり、ミスト状で放出されることがわかった。高レベル摸擬廃液からの非揮発性FP元素の放出率は、10$$^{-4}$$程度であった。Amなどのアクチニド元素の放出率は、非揮発性FP元素とほぼ同程度であった。

論文

Release of radioactive materials from simulated high level liquid waste at boiling accident in reprocessing plant

田代 信介; 内山 軍蔵; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄

Nuclear Technology, 190(2), p.207 - 213, 2015/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:40.75(Nuclear Science & Technology)

沸騰事故条件下の高レベル濃縮廃液(HALW)からの放射性物質の放出挙動を調べた。非放射性物質からなる模擬HALWを用いた実験から、Ruは事故条件では揮発性化合物となり、ガスとミストの両方の状態で放出されることがわかった。また、沸騰条件下での模擬HALWからのRu放出速度と見かけのRuの揮発速度定数が得られた。一方、Csのような他のFP元素は不揮発であり、ミストの状態で放出されることがわかった。反応容器内の模擬HALWの表面近傍におけるミスト径分布を測定した結果、ミスト径の範囲は0.05から20$$mu$$mの範囲であり、約2$$mu$$mをピークとした分布であることがわかった。

報告書

Summary of Fuel Safety Research Meeting 2004; March 1-2, 2004, Tokyo

燃料安全研究室

JAERI-Review 2004-021, 226 Pages, 2004/10

JAERI-Review-2004-021.pdf:14.4MB

2004年3月1日及び2日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、燃料安全研究会合2004を開催した。本会議の目的は、参加者間で燃料安全研究の成果を報告し議論を行うこと,経験や情報の交換を行うことである。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本報告書は、同会議における発表をまとめたものである。

報告書

Proceedings of the 24th NSRR Technical Review Meeting; Tokyo, November 13-14, 2000

燃料安全研究室

JAERI-Conf 2001-010, 303 Pages, 2001/09

JAERI-Conf-2001-010.pdf:59.22MB

2000年11月13及び14日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、第24回NSRRテクニカルレビュー会議を開催した。本会議の目的は、原研におけるNSRR計画及び軽水炉燃料の安全性研究で得た最近の進捗を報告し議論を行うことである。会議では、通常運転時、反応度事故(RIA)時及び冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動、シビアアクシデント時のFP放出挙動に関連し、海外機関からの5件を含む21件の研究成果が報告され議論された。会議は、今後の研究展開を図るうえで、また研究協力を推進する上で非常に有用であった。本報告集は、発表された研究成果をまとめたものである。

論文

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

 被引用回数:41 パーセンタイル:93.17(Materials Science, Multidisciplinary)

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。

論文

NSRR/RIA experiments with high burnup PWR fuels

更田 豊志; 笹島 栄夫; 土内 義浩*; 森 行秀*; 中村 武彦; 石島 清見

Proc. of 1997 Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.669 - 676, 1997/00

高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelでPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)による有効発熱部全体に亘る被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った高燃焼度PWR燃料実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料を用いた実験では、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。

論文

NSRR/RIA experiments with high-burnup PWR fuels

更田 豊志; 永瀬 文久; 石島 清見; 藤城 俊夫

Nucl. Saf., 37(4), p.328 - 342, 1996/00

高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告するとともに、高燃焼度燃料のPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)による破損に強い影響を及ぼす被覆管への水素吸収について、径方向の偏圧量に関する照射後試験結果を示す。燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、現行指針における破損目安値を下回る約60cal/g・fuelでPCMIによる被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料で、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。

論文

Behavior of high burnup PWR fuel under a simulated RIA condition in the NSRR

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 石島 清見; 藤城 俊夫

NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.59 - 85, 1995/00

高燃焼度PWR燃料を対象とした実験を中心に、NSRRにおいてこれまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelで被覆管に有効発熱部全体に亘る大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。また、ピーク燃料エンタルピ37~74cal/g・fuelの範囲において18~23%に及ぶ高いFPガス放出率が測定されたのに加え、被覆管の破損を生じた実験では燃料ペレットの著しい微粒子化が観察された。燃料ペレット粒界に保持されたFPガスの急激な膨張が、粒界の分離、更にはFPガスの放出、ペレットの微粒子化に寄与しているものと考えられる。

論文

Release behavior of tritium from graphite heavily irradiated by neutrons

佐伯 正克

Journal of Nuclear Materials, 99(1), p.100 - 106, 1981/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:73.81(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子により重照射した黒鉛からのトリチウムの放出挙動を等速昇温加熱法により調べた。重照射黒鉛中には最大約30$$mu$$Ci/g黒鉛のトリチウムが含まれていたが、その源は不純物リチウムであった。加熱により放出されるトリチウムの主化学形はHTであり、その他にHTOとCH$$_{3}$$Tが検出されたが、他の炭化水素は検出限度以下であった。放出化学形の一つHTOは反応系内で2次的に生成していることを、実験的に確かめた。加熱による放出量と照射による黒鉛化度の劣化との間には明確な相関関係のあることを見いだした。

論文

Chemical forms of tritium on the release from aluminium

横山 淳; 中島 幹雄; 立川 圓造

Journal of Nuclear Materials, 101(1), p.9 - 15, 1981/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:63.34(Materials Science, Multidisciplinary)

$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を利用してアルミニウム中に打ち込まれた反跳トリチウムの放出挙動を調べた。試料をNaOH/D$$_{2}$$O溶液に溶解した場合、全トリチウムの約85%はDTの形で放出し、残りはHT,T$$_{2}$$,DTOの形で放出した。またHTおよびT$$_{2}$$の相対収量は、アルミニウム中の不純物プロチウム濃度に依存し、HTおよびT$$_{2}$$の生成過程が互いに競争反応になっていることを見い出した。さらに、試料を等速昇温加熱した場合、トリチウムはHT(94%)、HTO(5%)、CH$$_{3}$$T(1%)の化学形で放出し、HTOおよびCH$$_{3}$$Tの放出速度はHTに比べて高温側にピークを有した。これは、HTOとCH$$_{3}$$Tの生成あるいは脱離の活性化エネルギーがトリチウムのアルミニウム中での拡散の活性化エネルギーよりも高いためであると考えられる。またHTの放出速度の時間プロファイルを、前に報告した拡散定数を用いて計算したプロファイルと比較したところ、観測されたプロファイルが酸化膜の影響を反映していることがわかった。

論文

Behavior of iodine-131 during rinsing in-pile loop with demineralized water after fission product release experiment

山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:23.03(Nuclear Science & Technology)

炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの挙動を調べるために水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの半減期で減少した。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度測定結果を数学的に解析し、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度変化、および水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量と系の壁面に付着している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量との関係を表わす式を導いた。

論文

漏出した原子炉一次冷却水中放射性物質の砂状土壌による捕集

加藤 正平; 穴沢 豊; 岩谷 征男; 和達 嘉樹; 笠井 篤; 吉田 芳和

日本原子力学会誌, 20(1), p.42 - 45, 1978/01

 被引用回数:0

原子炉一次冷却水が何らかの原因により系外へ漏出した場合、漏出放射性物質による環境への影響の評価が必要となる。放射性物質の地中移動に関する研究は、廃棄物の地中処分に関連して主として放射性物質が、イオン状の場合であって、原子炉一次冷却水中放射線コバルトのような非イオン状のものについては少ない。本法では砂を充填したカラムを用いて、土壌による冷却水中放射性物質の捕集について調べ、非イオン状放射性コバルトの挙動が、イオン状放射性コバルトの挙動とは異なっていることを示した。実験から冷却水中放射性コバルトの砂層中の透過比についての実験式を導いた。以上の結果と漏出例をもとに、放射性コバルトの砂層中の挙動についての評価方法を検討した。

論文

被覆粒子燃料の概要と研究現状

岩本 多實

日本原子力学会誌, 15(2), p.86 - 101, 1973/02

 被引用回数:0

我が国では、近年高温ガス炉に対する関心が核エネルギーの効率的利用と環境対策の面から注目されている。本稿は、この炉に用いられる被覆粒子燃料について紹介するとともに、この燃料の性質と照射挙動を中心に最近の研究状況をまとめた。

15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1