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小澤 麻由美; 深谷 洋行; 佐藤 真人; 蒲原 佳子*; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 大木 恵一; 梅田 幹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 9 Pages, 2016/11
For criticality safety of used nuclear fuel, it is necessary to determine amounts of such rare earth elements as gadolinium(Gd), samarium(Sm), europium(Eu) since those rare earth elements involve the isotopes having particularly large neutron absorption cross sections. However, it is difficult to measure those isotopes simultaneously by mass spectrometry because some of them have same mass numbers. Thus fine chemical separation of those rare earth elements is indispensable for accurate determination prior to measurement. The conventional separation method with anion exchange resin has been utilized in JAEA mainly for the separation of uranium and plutonium. Therefore rare earth elements such as Gd, Sm and Eu except Nd are wasted without being separated in the conventional method. The authors have examined to improve the conventional method in order to separate those rare earth elements mutually.
玉置 裕一; 大森 雄; 藤島 雅継; 水越 保貴; 坂本 直樹
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/11
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの核燃料使用施設では、高速炉用燃料や材料開発のための試験が行われている。1970年代に建設されたこれらの施設は、40年以上に渡り運転経験を蓄積してきた。施設を安全で継続的に運転するためには、電源設備、マニプレータ、インセルクレーン、排風機や換気設備といった、重要設備のメンテナンスが必要となる。本定期安全評価手法は、日本の実用原子炉施設等で実施されている手法を基に核燃料使用施設に適用している。本論文では、安全評価手法を用いた核燃料使用施設での定期安全評価の取り組みについて報告する。
勝山 幸三; 石見 明洋; 田中 康介; 木原 義之
Proceedings of 53rd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/11
燃料デブリの性状を把握するための分析技術開発の一環として、これまで高速炉燃料集合体の非破壊検査技術として開発してきたX線CT検査技術を燃料デブリの分析に適用するための技術開発に着手した。本報告では、実燃料デブリ分析への適用性を確認するために実施した模擬デブリ試料を用いたX線CT試験結果について報告する。試験の結果、燃料デブリ内の燃料部位の形状や位置が把握でき、さらに臨界評価等で重要となる空隙部の形状等も非破壊により把握できる見通しを得た。
小野澤 淳; 遠藤 慎也; 仲田 祐仁; 柳澤 宏司
no journal, ,
Reactor Fuel Examination Facility is one of the largest hot laboratories in Japan, dedicated to the post irradiation examinations for NPP fuels. It has 8 concrete cells and 5 lead cells equipped with manipulator arms, and many examinations have been performed such as the safety research for the nuclear fuels, the research activities for the decommissioning of Fukushima Dai-ichi NPP and the fundamental studies for the target materials of the proton accelerator.