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論文

JT-60におけるトリチウム挙動

正木 圭

核融合炉, (11), p.30 - 33, 2004/03

JT-60のW型ダイバータ及び第一壁タイル内に残留したトリチウムをイメージングプレート法及び燃焼法により測定した。両者の測定結果は良い一致を示し、ドーム頂部で最もトリチウム濃度が高く、運転時の表面温度が高いダイバ-タ部では低い値を示した。タイル表面の堆積層の厚さを、走査型電子顕微鏡による断面観察により測定した結果、トリチウム分布と堆積層との相関は認められなかった。DD反応で生成される高エネルギートリトンの軌道損失を、軌道追跡モンテカルロコードで計算した結果、計算結果とイメージングプレート法及び燃焼法によるトリチウム分布の測定結果はよく一致した。また、計算結果と燃焼法測定結果との比較から、ダイバータターゲットタイルに取込まれたトリチウムは、タイル表面の温度上昇により放出されたことがわかった。これらのことから、JT-60のダイバ-タ及び第一壁タイルのトリチウム分布は、DD反応で生成される高エネルギートリトンのトロイダル磁場リップルによる損失を反映し、生成時のエネルギーが損失されずに壁に深く入射されていることがわかった。さらに、ダイバ-タタ-ゲットにおいては、タイル表面温度上昇の影響を受け、トリチウムが放出されていることがわかった。

論文

Development of an integrated transuranic waste management system for a large research facility:NUCEF

峯尾 英章; 松村 達郎; 竹下 功; 西沢 市王; 杉川 進; 辻野 毅*

Nuclear Technology, 117(3), p.329 - 339, 1997/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.47(Nuclear Science & Technology)

NUCEFは、TRU(超ウラン)元素を用いた実験を行う大型の複合研究施設である。施設で発生するTRU廃棄物に対する合理的な管理は非常に重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体廃棄物は、主として臨界実験のための核燃料調製設備及びホットセル($$alpha$$$$gamma$$セル)やグローブボックスで行われる再処理やTRU廃棄物管理の実験から発生する。NUCEFにおけるTRU廃棄物管理は区分管理を基としており、廃棄物の減容及び液体廃棄物に含まれるTRU元素の再利用を最大限に行おうとするものである。廃棄物管理システムの確立には、固体廃棄物の区分管理のための測定技術、濃縮廃液からのアメリシウム回収及び安定化技術、並びに有機廃液及びその他の廃液の減容技術の開発が必要である。これらの技術は、NUCEFで行われる研究開発の成果を応用して開発される。

論文

TRU separation from the phosphoric acid waste in submerged combustion process of spent solvent in reprocessing

内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 内田 勝秀*

ICEM 95: Proc. of 5th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation,Vol. 1, 0, p.403 - 407, 1995/00

再処理廃溶媒を液中燃焼処理する際に発生するリン酸廃液からTRU核種を分離する方法としてリン酸ビスマス共沈法とアルミナ膜分離法を組合せた方法を取り上げ、その有効性を実験的に検討した。その結果、共沈分離法では、Pu及び模擬TRU核種(Dy、Sm、Nd、Ce)に対するBiの添加量(モル比)10以上、温度80$$^{circ}$$C、リン酸濃度1Mの条件下で、Pu及び模擬TRU核種の除染係数が100以上になることがわかった。また、0.2$$mu$$m孔径のアルミナ膜分離法では、共沈した模擬TRU核種をリン酸溶液から100以上の高い除染係数で分離できることがわかった。これらの実験結果は本方法がリン酸溶液中に溶解しているTRU核種の固液分離法として有効であることを示している。

報告書

液中燃焼法による廃溶媒処理試験

内山 軍蔵; 天川 正幸*; 桑山 公一*; 前田 充

JAERI-M 87-101, 17 Pages, 1987/07

JAERI-M-87-101.pdf:0.69MB

液中燃焼法の再処理廃溶媒処理への適用性を確認するため、工学試験装置(処理能力;67000KJ/hr)を用いて燃焼試験を実施した。廃溶媒の模擬試料としてTBPとn-ドデカン混合物(TBP;30-100%)を用いた。模擬廃溶媒はTBP濃度にかかわらず、温度1300-1500$$^{circ}$$C、空気比1.2-1.4の処理条件下で、自己燃焼し、しかも完全燃焼することがわかった。なお、燃焼時にミストがかにり発生した。非揮発性放射性物質の模擬物質として添加したジルコニウムは、ほぼ全量、燃焼炉回収缶液に捕集・濃縮された。

論文

液中燃焼法による再処理模擬廃液の蒸発濃縮

岩本 多實

Radioisotopes, 17(11), p.517 - 522, 1968/00

再処理廃液の蒸発濃縮に液中燃焼法を適用する場合を想定して、プロパンと酵素の混合ガスを燃料とした液中燃焼法によりおもにPurex1WW型模擬廃液を蒸発濃縮する実験を行なった。その結果、(1)通常の蒸発法に比べて缶液温度は10~16$$^{circ}$$C低く、しかも高度の濃縮が可能で減容比0.3まで濃縮できる。(2)蒸発缶は小型で簡単な構造を有し熱効率は大きい、(3)燃焼ガスからCO$$_{2}$$の吸収を行ない、かつ、バーナーの不完全燃焼を少なくすれば排出ガス量はかなり少なくできる、(4)硝酸アルミニウムを多量に含む廃液に対しては通常の蒸発によるよりも高度の濃縮が可能で蒸発終了後冷却すればただちに固型物が得られる、などが明らかにされた。

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