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報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)

再処理技術開発センター

JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12

JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22$$sim$$26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。

報告書

再処理プロセス・化学ハンドブック第3版

再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会

JAEA-Review 2015-002, 726 Pages, 2015/03

JAEA-Review-2015-002.pdf:43.63MB
JAEA-Review-2015-002(errata).pdf:0.21MB

「再処理プロセス・化学ハンドブック」を新たに改訂し、第3版としてまとめた。作業にあたって国内の大学や企業の有識者からなる再処理プロセス・化学ハンドブック検討委員会を組織し、意見交換を行いながら文献の調査と執筆を進めた。本ハンドブックの目的は従来から変わることはなく、ウラン燃料、MOX燃料の利用とそのリサイクルのため、今後の湿式再処理分野の課題に向けた取り組みの一つとして、プロセスと関連する化学の基礎情報をまとめたデータベースを整備したものである。

報告書

土壌の原位置加熱による放射性セシウムの除去可能性の検討

福島支援本部 環境支援部; 人形峠環境技術センター; 再処理技術開発センター ガラス固化技術開発部; 放射線管理部 環境監視課

JAEA-Research 2011-026, 74 Pages, 2011/11

JAEA-Research-2011-026.pdf:5.9MB

福島第一原子力発電所の事故に伴い放射性核種によって広範囲の土壌が汚染され、さまざまな環境修復策が検討されている。セシウム(Cs)の揮発性を利用した原位置土壌加熱によるCs除去方法の有効性を確認するため、バーナーを用いた土壌加熱による土壌温度の上昇確認,加熱時の放射性Csの揮発挙動を調べた。草焼バーナーで土壌表面をCs化合物の融点まで加熱するには15分以上の加熱が必要であり、最大温度は700$$^{circ}$$Cであった。また、土壌表面が約600$$^{circ}$$Cまで加熱されても表面から1cmの深さでは約300$$^{circ}$$Cまでしか上昇せず、5cmの深さでは50$$sim$$60$$^{circ}$$C程度であった。600$$^{circ}$$C$$sim$$1300$$^{circ}$$C及び5分$$sim$$60分とした加熱試験の結果、Cs-134並びにCs-137の加熱前後の放射能量変化率は-9.8%$$sim$$+14.0%の範囲でばらついている程度であり、顕著な揮発挙動は見られなかった。放射性Csの化学形態と揮発挙動を検討するため、Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$試薬を土壌又は模擬土壌のモルデナイト型ゼオライトと混合させたものについて、TG/DTA分析等を実施した。結論として、放射性CsがCs$$_{2}$$CO$$_{3}$$単体で存在した場合、加熱によって揮発除去できるが、SiO$$_{2}$$とAl$$_{2}$$O$$_{3}$$が共存した場合、加熱によってCsAlSiO$$_{4}$$等の化合物が生成され、放射性Csは土壌中に留まると推定される。

報告書

新型燃料再処理技術調査(I)

岸本 洋一郎; 新型再処理技術*; 検討WG*

PNC-TN8420 88-003, 243 Pages, 1988/05

PNC-TN8420-88-003.pdf:11.14MB

PNCはFBR技術のブレークスルーを目標として,金属燃料,炭化物燃料,窒化物燃料(以下炭・窒化物燃料)についての技術開発に着手した。本書はこれら新型燃料の再処理技術開発開始に必要な技術情報収集を目的として行った調査の報告である。 今回の調査は文献を中心として行ったもので可能な限り再新の情報を対象とした。 本書は大きく金属燃料のための高温冶金法と,炭・窒化物燃料についてのPUREX法適用を前提とした溶解までの工程に関する技術レビューと,これら文献のデータベース化をねらったデータリストで構成した。 本調査の結果,主要な技術について,まだ多くの解決を要する問題が存在し,かつホット試験による確認も不充分であることが明らかになり,PNCとして実施すべき研究開発の方向が明らかになった。

報告書

ステンレス鋼のアルカリによる腐食について (オーステナイト系ステンレス系の腐食試験研究報告書)

再処理*; 化学処理2課*; 小林 英男*

PNC-TN843 85-15, 7 Pages, 1985/05

PNC-TN843-85-15.pdf:0.23MB

JNFSのDCS受託業務に関連した作成資料 本資料,PNCSJ80979-01「オーステナイト系ステンレス鋼の腐食試験研究報告書」を再編集したものである。1.試験条件1)供試材2)試験片形状SUS304L,SUS316L3--$$times$$10W--$$times$$40---3)熱処理A-R---,溶接材,溶接後650$$^{circ}C$$/1-熱処理材 4)溶液条件1)沸騰6NN-OH+400-/-N-NO3 2)沸騰6NN-OH+400-/-N-NO3+120-/-N-2HPO4 3)沸騰2NN-OH+400-/-N-NO3 4)沸騰2NN-OH+400-/-N-NO3+120-/-N-2HPO4 5)相6)表面状態 液相,気相湿式320番仕上 7)試験方法 1)装置 装置の略図をF--.1.1に示す。2)溶液量 700--3)浸漬時間 48時間 2.試験結果F--.1.1試験装置 6NN-OH沸騰溶液における腐食量は2NN-OH沸騰溶液と比較すると若干高い。N-2HPO4の影響もほとんどないと考えられるが,6NN-OH沸騰溶液では304Lの方が若干高い。気相部は液相部と比較するといずれも腐食量は著しく低いことが判明した。アルカリ腐食において304L,316Lは粒界腐食を生じなかった。

報告書

TASTEX Tokai Advanced Safeguards Technology Exercise 東海再処理工場の保障措置技術開発

増田 学*; 再処理建設所*; 管理課*

PNC-TN844 80-07, 66 Pages, 1980/04

PNC-TN844-80-07.pdf:2.99MB

再処理施設における核物質の国際査察を,より効率よく高い精度で連続的に行なう事が出来るようにするため,日本,US,フランス,及びIAEAの参加の下で国際保障措置技術開発,いわゆるTASTEXプロジェクトが発足した。このTASTEXという名称は必らずしも上記四者間で合意を得た正式名称ではなく東海保障措置技術開発-Tokai Advanced Safeguards Technology Exercise-の頭文字を取ったもので米国が名付け親といわれている。保障措置技術は現在では,まだ端を発したに過ぎず,実際に再処理施設にルーチン稼動を目標として全システムが適用されるのはまだ先のことと思われる。しかし,日米再処理交渉の成り行きに見られる様に,この種の研究は国家間の政治的negotiationがあくまでも骨子となっており,場合によってはIAEAの直接介入も考えられないことではない。当初開催された合同調整委員会-Joint Steering Committee Meeting-でもこの件については明らかになっており,これを踏まえ,実際に1980年に入ってからはIAEAはR&D部門からデモンストレーションに参加するため東海施設にエンジニアを派遣して来たそもそも保障措置技術の開発は査察官の査察時におけるロードを少しでも軽減し,同時に精度を上げることにある。その意味ではIAEAが主幹となって行なっても少しもおかしくない研究でもあり,TASTEXには,我が国の保障措置に対する積極的な姿勢が現われているといえる。また一般的に云えることではあるが,国際共同研究には必らず各国の事情による障害が生ずるものでTASTEXについても例外ではない。特にフランスの技術が導入されている東海工場では研究遂行にあたり,その技術情報の取り扱いには慎重を期した。また研究の進行過程における報告内容の扱いについても配慮を行なった。当然この種の全般的な取り決めは各国で確認されるものであり,TASTEXにおいては次の様な合意がプロジェクト発足当時,文書で確認された。1) TASTEXは,日,米,仏,の三者が共同して調査研究を実施する。2) IAEAに適宜研究状況を報告し,IAEAは助言を与える事ができる。3) 研究テーマの分担に従い資金は原則として各参加国が負担する。4) 商業機密に関する情報の取扱いは各当事者にお

報告書

軽水炉燃料サイクルにおいて原子炉及びそのバックエンド(再処理及び燃料加工等)より生ずる廃棄物の各種管理方法

再処理建設所*; 渡辺 昌介*

PNC-TN851 77-02, , 1977/02

PNC-TN851-77-02.pdf:16.75MB

本巻では,第1巻第2章で類別した超U元素を含む廃棄物の処理及び固定化の各種の方法についてのべる。ここで用いる処理(treatment)とは,輸送,貯蔵あるいは処分のために1次廃棄物の形態を変える何等かの行動を指し,また固定化(immobilisation)は,廃棄物の置かれる環境の作用をより受けにくいように1次廃棄物の形態を変えることを意味する。場合によっては,処理及び固定化の必要がないこともありうる。これら2つの作業は,公象の健康及び安全を防護するかあるいは公衆の健康及び安全を損うことなしにコストを低減する場合に有利であると考えられる。第5章から第16章に示す各種の方法は,燃料サイクルバックエンドから生ずる特定の性状の廃棄物に適用する処理を詳述したものであるが,これに加えてその処理法の状況すなわち利用可能性の有無の観点からも論じている。現在利用できない方法についてはその開発の段階を示し,あわせて工業的な実用化に必要な研究項目を記述する。ここにまとめた情報は個々の処理に関連する技術のみを示し,読者に各処理法の技術的な様相及び開発状況を評価する基準を提供するものである。処理法はまだ最適化されておらず,その効力について結論づけあるいは勧告する企図はない。(ERDA-76-43)

報告書

軽水炉燃料サイクルにおいて、原子炉及びそのバックエンド(再処理及び燃料加工など)より生ずる廃棄物の各種管理方法(第1巻)(ERDA-76-43)

渡辺 昌介*; 再処理建設所*

PNC-TN851 76-04, , 1976/08

PNC-TN851-76-04.pdf:4.26MB

この報告書は,商業用軽水炉燃料サイクルのバックエンドから発生する廃棄物の技術的な管理の諸方法について,廃棄物の種類及びその管理に利用できる各種の技術ならびにこれら技術の利用の可能性を記述したものである。この報告書の目的は,将来の決定,評価及び環境へのインパクト陳述書の根拠に役立つと考えられる技術情報を包括的に要約することにあり,従って,ある特定の廃棄物管理技術をとりあげたり,比較評価することはさけた。技術は発達の過程にあって,この報告書は将来見直しが必要であるが,その場合は,この内容は今後の補遺,改訂の基準となろう。廃棄物の管理は,処理,暫定貯蔵,輸送及び最終貯蔵あるいは処分の4段階に大別されるが,この報告書はこれをうけて下記のように5巻に分割した。第1巻:軽水炉燃料サイクルにおいて,原子炉及びそのバックエンド(再処理及び燃料加工など)より生ずる廃棄物の各種管理方法第2巻:廃棄物の各種処理方法第3巻:暫定貯蔵と輸送第4巻:最終貯蔵及び処分第5巻:付録,特に今後最終貯蔵あるいは処分に利用できる地質構造の特性に重点をおいた補足情報この報告書の作成は,ERDAのNuclear Fuel Cycleand Production部の指示を受けて,1975年8月に開始され,執筆には,ERDAの契約者,民間工業及び大学の専門家が当たり,調整はBattelles Pacific NorthwestLaboratoriesが行った。完成したのは,1976年の3月であるが,各種技術の状況は,1975年9月1日現在について記述した。

報告書

工学規模流動層による酸化ウランのフッ素化

再処理研究室

JAERI-M 6664, 63 Pages, 1976/08

JAERI-M-6664.pdf:1.79MB

フッ化物揮発法再処理研究の一環として、Kg規模のF$$_{2}$$およびUF$$_{6}$$取扱技術の入手及び流動層によるウランのフッ素化特性の把握を目的に最大5Kg/バッチのウランを扱う実験装置を製作し、フッ素化実験を進めて来た。このレポートは、これらを通じ得られた種々の成果をまとめたもので、実験装置の概要とその使用経験、流動化予備実験、回分および半連続操作におけるウランのフッ素化特性ならびにこれら実験を進めるために試作・開発したF$$_{2}$$-UF$$_{6}$$分析用インラインガスクロマトグラフ、差動型熱伝導分析計などの内容を含む。

報告書

フッ化物揮発法再処理における精製工程の研究開発

再処理研究室

JAERI-M 6592, 44 Pages, 1976/06

JAERI-M-6592.pdf:1.19MB

フッ化物理発法による燃料再処理研究の一環として、ウランおよびプルトニウムの混合酸化物ならびに非放射性核分裂生成物を含む高速炉炉模擬燃料によるフッ素化・精製実験をZ$$^{phi}$$および3$$^{phi}$$流動層を用いて行い、提案フローシートにおける核分裂生成物の挙動および問題点を把握することができた。ここでは、研究対象とした概念フローシートおよびその精製原理、プルトニウムおよびクランの精製工程の実験結果ならびに用いた工程分析法についてまとめた。

報告書

六フッ化ウラン安全取扱手引

再処理研究室

JAERI-M 6486, 20 Pages, 1976/03

JAERI-M-6486.pdf:0.96MB

大フッ化ウランを安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめた。内容の主なものは物理的、化学的および核的性質、燃焼性、腐食性、生体に対すろ有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急措置である。(JAERI-memo-3662(1969)を公開するものである。)

報告書

フッ素安全取扱手引

再処理研究室; フッ素化学研究室

JAERI-M 6485, 17 Pages, 1976/03

JAERI-M-6485.pdf:1.02MB

フッ素を安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめてある。内容の主なものは、物理的、化学的性質、燃焼性、腐食性、生体に対する有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急処置である。

報告書

連続流動層コールドトラップのフッ化物揮発法への適用

再処理研究室

JAERI-M 6405, 19 Pages, 1976/02

JAERI-M-6405.pdf:0.62MB

フッ化物揮発法に適用し、プロセスの連続化と六フッ化プルトニウムの放射線分解を防止する観点から、流動層型凝縮器および揮発器による連続コールドトラップの有用性についてけんとうすると共に、六フッ化ウランを用いた実験によりその技術的可能性を示した。ここでは、プルトニウムおよびウラン精製工程におけるコールドトラップの具備すべき条件、2インチ径流動層装置の実験を通じて得られたその凝縮特性と共に、凝縮塔におけるミスト生成に関するモデル解析結果について述べる。$$ast$$この報告は、昭和49年日本原子力学会年会において口頭発表した内容をもとに作成したものである。

報告書

乾式再処理におけるF$$_{2}$$二段フッ素化法の開発

再処理研究室

JAERI-M 6393, 27 Pages, 1976/02

JAERI-M-6393.pdf:0.81MB

安定なPu回収率を有する「F$$_{2}$$=段フッ素化法」を確立することを目標に、非放射性核分裂生成物を含む高速炉炉心模擬燃料のフッ素化実験を2インチ$$phi$$流動層を用いて行なった。このプロセス原理を実証すると共に、UおよびPuのフッ素化におよぼすFPの影響、Puの工程損失を低減させる可能性を明らかにすることができた。また、UF$$_{6}$$に同伴したPuF$$_{6}$$をUO$$_{2}$$F$$_{2}$$によって分離する新しいプロセスの可能性を基礎実験によって明らかにした。この報告は、日本原子力学会、昭和49年々会において口頭発表した内容をまとめたものである。

報告書

流動層によるプルトニウムのフッ素化

再処理研究室

JAERI-M 6392, 48 Pages, 1976/02

JAERI-M-6392.pdf:1.43MB

安定なPu回収率を有する「F$$_{2}$$=段フッ素化法」を確立することを目標に、その第1段階としてUO$$_{2}$$およびPuO$$_{2}$$のフッ素化実験を2インチ$$phi$$流動層を用いて行ない、フッ素化特性および工程上の問題点を把握することができた。ここでは、実験装置の概要および設計の考え方、UO$$_{2}$$のフッ素化による総合作動試験およびPuO$$_{2}$$のフッ素化実験さらに、中性子モニター、粉体サンプリング法の検討結果についてまとめた。

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