柳澤 宏司 
; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Yanagisawa, Hiroshi; Takeshita, Isao; Nomura, Masayuki; not registered; Tsujino, Takeshi
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities |
巻 |
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号 |
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ページ数 |
: | p.461 - 470 |
発行年月 |
: | 1991/00 |
発表会議名 |
: | OECD/NEA CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities |
開催年月 |
: | 1991/10 |
開催都市 |
: | 東京 |
開催国 |
: | |
キーワード |
: | Fuel Cycle; Experiments Facility; Criticality Safety; Solution Fuel; Reprocessing; PUREX; Partitioning; Waste Management; Transuranium; Safety Assessment |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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Altmetrics |
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