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論文

Experimental research on nitride fuel cycle in JAERI

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 白井 理; 鈴木 康文

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

原研における窒化物燃料サイクルに関する実験研究の最近の成果を紹介するものである。照射挙動に関しては、JMTRにおける照射試験により基礎的な燃料挙動を把握したのに引き続き、2本の(U,Pu)N燃料ピンが高速実験炉常陽で現在照射中である。約4.7%FIMAの燃焼度達成後、11年度後半からは照射後試験の開始が予定されている。高温特性に関しては、アクチニド窒化物相互の固溶体以外に、ZrNあるいはTiN等の不活性母材を含む窒化物燃料の調製条件の確立及び熱伝導度の評価等が行われた。また、新規装置を用いた熱容量及び熱膨張の測定に着手した。溶融塩電解に関しては、塩化物共晶塩中におけるNpN及びPuNの電解試験が行われ、電気化学測定により陽極溶解機構を調べるとともに固体陰極においてアクチノイド金属の回収に成功した。

論文

Studies on pyrochemical reprocessing for metallic and nitride fuels; Behavior of transuranium elements in LiCl-KCl/liquid metal systems

坂村 義治*; 井上 正*; 白井 理; 岩井 孝; 荒井 康夫; 鈴木 康文

Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00

金属及び窒化物燃料用に開発されている高温化学再処理に関する研究の一環として、LiCl-KCl/液体金属系での超ウラン元素の挙動を調べた。ここではLiCl-KCl/液体Bi系でのNpの挙動に関する実験と、LiCl-KCl/液体Cd系でのPu及びAmの挙動に関する実験を行った。前者の実験では、液体Bi中へのNpの固溶度と過剰部分モル自由エネルギーを求めた。後者の実験では、液体Cd中でのPuの活量係数及びPuとAmの分配係数を評価したほか、溶融塩中においてAmが還元条件下ではII価で存在することを示した。さらにNp/Np(III)及びPu/Pu(III)の標準電極電位を決定したほか、得られた実験結果を用いて、LiCl-KCl/液体金属系中でのアクチノイドとランタノイドのふるまいについて、熱力学的側面から議論した。

論文

Recent progress of research on nitride fuel cycle in JAERI

鈴木 康文; 小川 徹; 荒井 康夫; 向山 武彦

Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.213 - 221, 1998/00

原研におけるマイナーアクチノイド消滅のための窒化物燃料サイクルに関する原研の現状について述べる。最近の研究は高温化学再処理及び物性データベース整備を軸に行われている。高温化学再処理に関しては、LiCl-KCl中でのアクチノイドの電析や窒化物の電解によるアクチノイド金属の回収などが行われている。また、NdNとCdCl$$_{2}$$の反応により窒素の放出挙動が調べられた。熱伝導や照射挙動といった物性データベース整備についても述べた。

論文

Overview of activities on Pu and minor actinides fuel research in JAERI

荒井 康夫; 山下 利之

Proc. of 2nd Seminar on the New Fuel Technology toward the 21st Century, p.1 - 7, 1997/00

韓国原子力研究所(KAERI)が主催するセミナーにおいて、原研におけるプルトニウム及びマイナーアクチニドを含む燃料研究の現状を紹介するものである。酸化物燃料についてはTRU酸化物の固体化学研究及び余剰プルトニウム処理処分のための岩石型燃料開発について、また、窒化物燃料についてはマイナーアクチニド消滅処理用ターゲット物質及び高速炉用新型燃料としての燃料開発、さらに窒化物燃料の高温化学再処理に関する研究の取り組みについて中心に記述した。

論文

Conceptual design study of self-completed fuel cycle system

大杉 俊隆; 高野 秀機; 小川 徹; 秋江 拓志; 土橋 敬一郎; 平岡 徹*; 小林 嗣幸*; 松丸 健一*; 東海林 裕一*

Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.181 - 189, 1995/00

長半減期核種の閉じ込め・核種変換システムを確立するために、窒化物燃料高速炉と高温化学再処理とに基づく核燃料サイクルシステムを検討した。窒化物燃料高速炉はその秀れた炉心特性の故に、電力生産、燃料生産のみならず、核種変換用炉心等種々の炉型の設計が可能である。また、高温再処理法は、プロセスの単純さと、装置の小型化が容易であることから、燃料サイクルコストの大幅な低下が期待できる。窒化物燃料の高温化学再処理の各プロセスの技術的検討とマスフローの解析を求め、これらシステムの成立性を確認した。さらに、プロセス機器、プラント建屋の概略の設計を進め、大幅な燃料サイクルコストの削減の可能性が大きいことを示した。

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