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論文

Microscopic analyses on Zr adsorbed IDA chelating resin by PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.

論文

Quantitative analysis of Zr adsorbed on IDA chelating resin using Micro-PIXE

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 久保田 俊夫*

QST-M-23; QST Takasaki Annual Report 2018, P. 59, 2020/03

Radioactive spent solvent waste contains U and Pu is generated from reprocessing process of spent nuclear fuel. The nuclear materials should be removed from the solvent for safety storage or disposal. We are focusing on the nuclear materials recovery from spent solvent using imino diacetic acid (IDA) type chelating resin as a promising method. In order to reveal adsorbed amount of Zr, which is simulated of Pu, Micro-Particle Induced X-ray Emission (PIXE) was carried out. Micro-PIXE analysis succeeded in quantitative analysis on trace amount of adsorbed Zr from simulated spent solvent.

論文

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

論文

Effect of deflected inflow on flows in a strongly-curved 90 degree elbow

岩本 幸治*; 楠崎 亮*; 十河 基介*; 保田 和則*; 山野 秀将; 田中 正暁

Proceedings of ASME-JSME-KSME Joint Fluids Engineering Conference 2015 (AJK 2015-FED) (USB Flash Drive), p.1767 - 1773, 2015/07

軸方向曲率半径が内径(125mm)と等しくなる90$$^{circ}$$エルボに対して壁面圧力計測と流動場可視化を実施した。本研究では、ほぼ一定な速度傾斜をもつ偏流を導入した。レイノルズ数320,000および500,000の場合、規格化した圧力分布で比較すれば、全体的には差異は見られないことがわかった。入口一様流入の場合と比較し、偏流の場合はエルボ腹側の低圧領域は弱められ外側高圧領域は強まることが明らかにされた。本研究の場合、エルボ下流の圧力がエルボ出口から直径の2倍の距離までの範囲の内側で圧力が高くなるという圧力分布が特徴的であった。流動場の可視化により背側から移流される強い2次流れの衝突によって圧力上昇が引き起こされていると結論づけられた。本研究における非定常圧力分布は、一様流の場合と比べると、エルボ内部および下流において変動の激しい領域が周方向に減少したことを示した。

論文

Study on flow induced vibration evaluation for a large scale JSFR piping, 4; Unsteady flow characteristics in 1/10 scale hot-leg piping experiments under undeveloped and swirl inflow conditions

岩本 幸治*; 近藤 学*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

LDV measurements in a 90$$^{circ}$$ elbow were examined on inflow from a long/short pipe and swirl generator, modeling a 1/10 scale hot-leg piping of a Japanese sodium-cooled fast breeder reactor. Flow distribution when ${it Re}$ = 320000 shows short upstream pipe induces a flow separation downstream and weakens the Prandtl's secondary flow of the first kind. This suppresses the kinetic energy transport within the pipe wall of the elbow. The swirl generator generates swirling inflow with the non-dimensional angular momentum of 0.12. The circumferential velocity distribution formed a shape like Rankin's combined vortex in the elbow inlet. Also observed is an accelerated axial velocity at the vortex center, whose distribution is like that of non-swirl inflow. Frequency analyses show the Strouhal number by vortex from the boundary layer at the inner side became 0.5, except for 0.6 in the long pipe case. This might be related with the boundary layer width and the local flow velocity.

論文

Study on flow-induced-vibration evaluation of large-diameter pipings in a sodium-cooled fast reactor, 4; Experiments on the 1/10-scale hot leg test facility in Reynolds number of 50000 and 320000

岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 小竹 庄司

Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2008/11

JSFRに採り入れられるホットレグ配管の1/10縮尺モデルを用いて、圧力測定,レーザードップラー流速計計測と流動可視化を実施した。Re=50000を用いたLDV計測により、(1)エルボ入口から45度からエルボ出口から下流に配管直径の0.3倍の位置まで流動剥離が見られた。(2)本研究では、2種類の変動が現れた。Re=320000の場合、流れの慣性が逆圧力勾配より優勢になるため、エルボ下流の流動剥離高さが小さくなることがわかった。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告 -総合評価技術検討書-

塩谷 洋樹; 大滝 明; 小野 清; 平尾 和則; 加藤 篤志; 安松 直人*; 久保田 貞衣*

JNC-TN9400 2004-052, 514 Pages, 2004/09

JNC-TN9400-2004-052.pdf:8.85MB

本報告書は、フェーズⅡの中間とりまとめ(平成13年度から15年度の3ヶ年を対象)における、FBRサイクル候補概念の多面的評価、導入シナリオ評価、投資対効果評価に関する手法の開発およびその評価結果について報告するものである。

報告書

FBRサイクル導入シナリオの検討(Ⅳ)-サイクル諸量の観点からのFBR導入シナリオの評価-

小野 清; 久保田 貞衣*; 辺田 正則*; 塩谷 洋樹; 平尾 和則

JNC-TN9400 2003-061, 135 Pages, 2003/07

JNC-TN9400-2003-061.pdf:6.97MB

本報告書は,平成13年度から14年度にかけて実施したFBRサイクルの導入シナリオ評価に関する成果について報告するものである。サイクル諸量の観点からのFBR導入シナリオの議論においては,従来からの資源有効利用,エネルギーセキュリティの視点に加えて,環境負荷低減の視点の重要性も年々増している。このため本研究では,国内を対象に,従来の天然ウラン累積需要量などに加えて,使用済燃料貯蔵量,マイナーアクチニド(MA)貯蔵量,廃棄物発生量等のサイクル諸量についてワンススルー,プルサーマルおよび高速増殖炉サイクルの比較を行い,短期的視点からプルサーマルの必要性を検討するとともに,長期的視点からFBRの必要性を検討した。この結果,短期的な視点(今後20$$sim$$30年間)から見ると,プルサーマルの導入はFBR導入以前における使用済燃料貯蔵量の削減や天然ウラン累積需要量削減の効果があることが分かった。一方,長期的な視点(今後100$$sim$$200年間)から見ると,FBR導入は,ウラン資源有効利用やエネルギー・セキュリティ向上の効果のみならず,高レベル廃棄物(使用済燃料,ガラス固化体)発生量の低減,MA蓄積量の低減など環境負荷低減の観点からも大きな効果があることが明らかになった。

報告書

FBRサイクルデータベースの開発(II)

久保田 貞衣*; 大滝 明; 平尾 和則

JNC-TN9410 2003-002, 84 Pages, 2003/05

JNC-TN9410-2003-002.pdf:1.4MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究では、原子炉プラント、再処理、燃料製造のそれぞれについてシステム設計を進める一方で、FBRサイクル導入の意義を具体的に明示するためのシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価に取り組んである。後者の各評価では、様々な条件や局面が考えられる将来社会を想定し、FBRサイクルのニーズや社会的効用について調査・分析を行っている。この一連の評価では、システム設計による内生情報の他に、将来のエネルギー利用に係わる国内外の政策・法案、経済予測、資源需給予測、技術開発の現状や実用時期等の外生情報を考慮して、実用化に適った候補概念の提案を目指している。 本報告書で紹介するFBRサイクルデータベース(以下、サイクルDBという)は、前述のシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価に用いる参考情報等を、一元的に管理・検索できるよう平成11年度よりシステム化に着手した。平成12年度には市販のソフトウェアによる試作・試験運用を行い、操作性や機能面での課題を摘出し、平成13年度にはWebを用いた登録・検索機能の整備により試作システムの課題解決を図り、グループ内で運用を開始した。 さらに平成14年度は、検索機能の拡充と管理作業の効率化を図ると共に、機構内イントラネットを利用してサイクルDBの内部公開を開始した。また、サイクルDBの収録データ件数は、平成14年度に約 350件追加登録を行い、平成15年3月末時点で延べ約 7,250件に至る。 今後の計画では、FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおける各種評価の関連情報の入力を継続する。また、検索機能の利便性の向上や経済性データベースとの連携策の検討に取り組む予定である。

報告書

燃焼度が経済性に与える影響の評価

塩谷 洋樹; 小野 清; 平尾 和則; 佐賀山 豊; 安松 直人*; 久保田 貞衣*

JNC-TN9400 2002-044, 42 Pages, 2002/07

JNC-TN9400-2002-044.pdf:1.69MB

FBRサイクルにおける燃焼度と経済性の関係については、過去に幾つかの検討が行われている。いずれも、燃焼度の目標値として、炉心部分の集合体取出平均燃焼度で15$$sim$$20万/MWd/tは妥当であると結論している。その後、 FBRサイクル実用化戦略調査研究(F/S)のフェーズI(平成11年度$$sim$$12年度)が始まり、 FBRサイクルの原子炉建設費、再処理費、燃料製造費などの目標値の大幅な見直しが行われたことに加え、ブランケットを含む原子炉全体の取出平均燃焼度の向上の重要性が認識されたことを受けて、 今回、F/Sで実施中の最新プラント及び炉心設計を基に、燃焼度が経済性(発電原価)に与える影響を再検討した。検討に当たっては、炉心径、炉心圧損条件及び燃料クリープ寿命(Cumulative Damage Fraction:CDF)を変えずに高燃焼度化を図るものとした。検討の結果、増殖費を1.1程度で一定とした場合、原子炉全体の取出平均燃焼度の上昇により装荷燃料重量が減少し、発電原価は減少するものの、燃料製造単価の上昇や設備利用率の減少等により、炉心部燃焼度15万MWd/t(原子炉全体の取出平均燃焼度で約9万MWd/t)付近で発電原価は最小となることが分かった。また、増殖比を上げると原子炉全体の取出平均燃焼度が下がり、発電原価は上昇する。逆に増殖比を1.0近くまで下げて原子炉全体の取出平均燃焼度を上げた場合、発電原価はさらに下がることが確認された。

報告書

FBRサイクルデータベースの開発

久保田 貞衣*; 大滝 明; 平尾 和則

JNC-TN9400 2002-034, 41 Pages, 2002/06

JNC-TN9400-2002-034.pdf:1.76MB

FBRサイクル実用化戦略調査研究では、FBRサイクル導入の意義を具体的に提示すするためのシナリオ評価、投資対効果評価および多面的評価が、原子炉プラント、再処理、燃料製造のシステム設計と並行的に行われている。これらの評価では、システム設計で得られた設計データに加えて、将来のエネルギー利用に関連する経済予測、資源需給予測、技術開発の現状や実用見通し等の内外の情報を考慮して、実用化に適した FBR候補概念のイメージを提案する。本報告書で紹介する FBRサイクルデータベースは、さまざまな設計情報や内外の情報を一元的に管理・検索できるようシステム化したものである。この FBRサイクルデータベースは、平成12年度にプロトタイプを試作し、平成13年度にはプロトタイプが有していた利用者が常時一人に限定される等の課題を Web化により改善した。このデータベースの情報登録数は、設計データ、各種の内部検討結果、外部情報を含め約7,000件(平成14年3月末時点)に達する。今後の計画では、 FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズIIにおける各種評価の関連情報の入力を継続すると共に、利用範囲の拡大等について検討する。

報告書

世界における原子力エネルギー最大供給可能量の検討

小野 清; 大滝 明; 平尾 和則; 久保田 貞衣*; 辺田 正則*

JNC-TN9400 2001-028, 51 Pages, 2000/12

JNC-TN9400-2001-028.pdf:1.96MB

本研究では、世界全体を対象に、将来のエネルギー供給において原子力にどこまで期待できるのかを探るため、天然ウラン資源を可能な限り利用するという観点から原子力の最大導入可能量を試算した。試算にあたり、立地問題、財政問題等の社会的な条件は、今回の試算では無視し、純粋にサイクル諸量上の観点から原子力の可能性を捉えることに専念した。原子力の導入シナリオとして以下の3つを想定した。1)軽水炉ワンススルー体系2)軽水炉とプルサーマル体系3)軽水炉とFBR体系試算の結果、以下の成果が得られた。軽水炉ワンススルー体系あるいは軽水炉とプルサーマル体系では、IIASA/WECのエネルギー供給見通し(基準Bケース)が達成できないばかりでなく、原子力発電設備容量は21世紀中葉頃から徐々に減少し、22世紀初頭には天然ウラン資源を消費し尽くしフェーズアウトしてしまう。一方、FBRによるプルトニウム利用を積極的に進めた場合、原子力発電設備容量はFBRの導入開始時期や増殖性能により異なるものの、原子力が来世紀以降も持続可能な重要なエネルギー・オプションの一つとなる。

報告書

核燃料サイクルにおける物質収支解析手法の機能拡張

大滝 明; 小野 清; 篠田 佳彦; 辺田 正則*; 久保田 貞衣*; 平尾 和則

JNC-TN9410 2000-006, 74 Pages, 2000/04

JNC-TN9410-2000-006.pdf:3.01MB

核燃料サイクルにおける物質収支を迅速かつ定量的に評価する目的で、サイクル諸量評価コード「FAMILY」の機能拡張、ならびに廃棄物中に含まれるTRUとLLFP(長寿命FP)の蓄積量計算コードの開発などを行った。実施内容は次の通り。(1)MAの収支計算が可能な「FAMILY-MA」を作成した。(2)FAMILYコードのポスト処理ツールを作成した。(3)汎用表計算ソフトを用いてサイクル諸量簡易計算ツールを作成した。(4)廃棄物中のTRU,LLFP蓄積量計算コードを開発した。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,14; 1/10スケールモデルでのLDV計測による入口乱れ強さに対する検討

岩本 幸治*; 近藤 学*; 池内 康紀*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

no journal, , 

上流に接続されている直管長さの違いがエルボ内流れにもたらす影響を明らかにするため、エルボの上流にバッファタンクを取り付けた場合の流速測定を行い、発達した直管内流れが流入する場合の結果と比較した。

口頭

曲率の強いベンド内流れに生じる流体振動に対する流入条件の影響

近藤 学*; 池内 康記*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

比較的発達した流れ及び未発達な流れが90度ベンドに流入するような実験装置を作成し、レイノルズ数320000の下でLDVによる流速測定を行った。

口頭

曲率の強いエルボ内流れに対する流入条件の影響

池内 康記*; 近藤 学*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

no journal, , 

比較的発達した流れ及び未発達な流れがベンドに流入するような実験装置を作成し、レイノルズ数320000の下でLDVによる流速測定を行うことで、流入条件の検討を行った。

口頭

旋回流入時における高曲率ベンド内流れ

高井 優*; 近藤 学*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

no journal, , 

本研究では、旋回流れが90度ベンドに流入するような実験装置を用いてレイノルズ数320000の下でLDVによる流速測定を行った。

口頭

曲率の強いベンド内に旋回流れが生じる場合の流体振動現象

近藤 学*; 高井 優*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

本研究では、旋回流れが90度ベンドに流入するような実験装置を用いて、レイノルズ数320000の下でLDVによる流速測定を行った。

口頭

Na冷却高速炉における大口径配管の流力振動評価に関する研究,23; ホットレグ1/10スケールモデルによる旋回流入の検討

岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 田中 正暁; 山野 秀将

no journal, , 

管軸曲率半径が管内径と等しいエルボにおいて、無次元角運動量0.12で旋回流入する流れに対してLDV計測を行った。流れ場及びエルボ内に発生する流体振動について非旋回流入時と比較し、無次元振動数に変化が見られないことを確認した。

口頭

偏流が流入する場合における高レイノルズ数ベンド内流れのLDV計測

小川 祥太*; 岩本 幸治*; 保田 和則*; 十河 基介*; 山野 秀将; 田中 正暁

no journal, , 

配管の曲がり部では、曲がりの内側の境界層から周期的な渦が放出され、流力振動が起こることがある。境界層の形状は流入条件に大きく依存するため、振動の形態が変化する可能性がある。本研究では、その影響を検討するために、偏流が曲がり部に流入する流れに対してLDVによる流速測定を行った。

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