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論文

Comparison of the burnup charcteristics and radiotoxicity hazards of rock-like oxide fuel with different types of additives

Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(2), p.134 - 142, 2001/02

ThO$$_{2}$$,UO$$_{2}$$,あるいはEr$$_{2}$$O$$_{3}$$などの添加物を加えた、兵器級及び原子炉級プルトニウム岩石型酸化物燃料(PuO$$_{2}$$-ZrO$$_{2}$$: ROX)の燃焼特性を、軽水炉燃料セルについて検討した。これらの添加物はROX燃料炉心の反応度係数及び出力ピーキングの改善のため重要である。プルトニウムの核変換特性に及ぼすThO$$_{2}$$の影響は小さい。3種類の添加物とも$$^{243}$$Amと$$^{244}$$Cmの生成量を大きく減少させる効果がある。一方マイナーアクチニド核種でも、$$^{237}$$Npと$$^{241}$$Amの生成量はUO$$_{2}$$あるいはEr$$_{2}$$O$$_{3}$$を添加することにより増加する。Er$$_{2}$$O$$_{3}$$添加物により、さらに長寿命FP核種の$$^{135}$$Csの生成量も増える。これらの結果、使用済み燃料の放射能の毒性は添加物により増加し、特にEr$$_{2}$$O$$_{3}$$添加物の場合はMOX使用済み燃料と同程度あるいはそれ以上となるケースもある。

論文

Parametric studies on plutonium transmutation using uranium-free fuels in light water reactors

Afroza, S.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*

Nuclear Technology, 131(2), p.197 - 209, 2000/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.51(Nuclear Science & Technology)

PuO$$_{2}$$+ZrO$$_{2}$$燃料(岩石型燃料:ROX)とPuO$$_{2}$$-ThO$$_{2}$$燃料を用いた、減速材/燃料体積比(Vm/Vf)が0.5から3.0までの軽水炉におけるPu消滅特性を検討し、MOX燃料と比較した。さらに、マイナーアクチニドや長寿命FP生成量も評価し、使用済燃料の放射性毒性も検討した。岩石型燃料でのPu消滅率は非常に高く、ThO$$_{2}$$型燃料でも良い消滅特性を示すものの核分裂性Pu消滅量の半分程度$$^{233}$$Uが生成する。マイナーアクチニドの生成量はThO$$_{2}$$型燃料で最も小さい。岩石型燃料の使用済燃料中の放射性毒性は、原子取り出し18年後以降ほかの燃料よりも低くなる。

報告書

Burnup characteristics of PuO$$_{2}$$+ZrO$$_{2}$$, PuO$$_{2}$$+ThO$$_{2}$$ and MOX fueled LWRs

Shelley, A.*; 秋江 拓志; 高野 秀機; 関本 博*

JAERI-Research 99-051, p.51 - 0, 1999/09

JAERI-Research-99-051.pdf:2.05MB

PuO$$_{2}$$+ZrO$$_{2}$$(岩石型酸化物燃料:ROX)、 PuO$$_{2}$$+ThO$$_{2}$$(トリウム酸化物燃料:TOX)及びMOX燃料を装荷した軽水炉における、Pu消滅、マイナーアクチニド(MA)及び長寿命FPの生成、使用済燃料中の放射能の毒性、燃料温度及びボイド反応度係数等の特性を検討した。例えば、減速材/燃料体積比が2.0の場合、ROX燃料中で兵器級Puの初装荷量の90%が消滅し、そのうち初装荷Puの2.5%はMAに変換されることがわかった。原子炉級Puの場合は80%が消滅し、6.7%がMAに変換する。TOX燃料もPu消滅特性は良いが、消滅した核分裂性Puの半分程度の$$^{233}$$Uが生成する。MAと長寿命FPの使用済燃料中の生成量から放射能の毒性を評価すると、ROX燃料がほかの燃料より低い。ROXの主な欠点は反応度係数であるが、これが改善されればPuワンススルー燃焼用の燃料として優れた特性をもつ。

特許

不溶解性残渣処理プロセス

松村 達郎; 津幡 靖宏; 佐野 雄一; 小山 真一

山村 朝雄*; 鷹尾 康一郎*; 鈴木 達也*; 可児 祐子*; 高橋 優也*; 小山 直*; 駒嶺 哲*; 藤田 玲子*; 小澤 正基*

特願 2018-113698  公開特許公報  特許公報

【課題】使用済燃料の再処理工程で発生する不溶解性残渣に含まれるジルコニウムやパラジウムを効率よく回収する方法を提供すること。 【解決手段】不溶解性残渣を過酸化水素含有酸性水溶液等で処理し、不溶解性残渣に含まれるジルコニウムとモリブデンを該酸性水溶液に溶解させて分離する。得られたジルコニウムとモリブデンは、抽出剤などを用いて分離され、ジルコニウムに含まれる長寿命放射性核種は偶奇分離によって低減される。また、酸性水溶液に不溶のパラジウムなどを含む白金族合金については、強酸処理、酸化溶解、フッ素化などによりパラジウムを分離し、パラジウムに含まれる長寿命放射性核種も偶奇分離によって低減される。

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