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論文

大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理

前多 厚; 木幡 幸一; 山崎 保夫; 高橋 孝三; 大久保 利行; 宮崎 仁

デコミッショニング技報, (33), p.58 - 66, 2006/03

原子力機構では、自らの原子力施設の廃止措置及び放射性廃棄物の処理・処分を、原子力施設の設置者及び放射性廃棄物の発生者としての責任において計画的かつ効率的に進めていく。研究開発拠点の一つである大洗研究開発センターにおける放射性廃棄物管理について現状を報告する。大洗研究開発センターの廃棄物管理施設では、安全確保を大前提に、契約により大洗地区の原子力事業者から受け入れたものも含め、低レベル放射性廃棄物の廃棄物管理を実施している。固体廃棄物の焼却,圧縮,液体廃棄物の固化等の減容,安定化,廃棄物の保管管理を着実に進め、将来処分まで適切に保管管理している。

論文

Research activities on advanced nuclear fuel cycle in NUCEF

鈴木 康文; 土尻 滋; 大野 秋男; 前多 厚; 杉川 進

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

NUCEFで行われている核燃料サイクル分野における研究活動の現状と今後の予定を紹介する。臨界安全,新しい再処理技術,群分離,廃棄物管理,超ウラン元素化学などについて、最近の成果を概要するとともに、研究計画の概要を述べる。

論文

Waste management in NUCEF

鈴木 康文; 前多 厚; 杉川 進; 竹下 功

Proceedings of International Conference on Scientific Research on the Back-end of the Fuel Cycle for the 21st Century (ATALANTE 2000) (Internet), 8 Pages, 2000/10

NUCEFで発生する放射性廃棄物の管理について紹介する。NUCEFでは、STACY,TRACY,セル等を用いた研究活動からさまざまな廃棄物が発生する。特に、プルトニウム硝酸溶液を用いたSTACYでの臨界実験準備で生ずるアメリシウム廃棄物の管理が課題のひとつである。これらの廃棄物の処理及び管理等について概説する。また、廃棄物の安定化、減容等を目的としてNUCEFで実施されているタンニンゲルを用いたアメリシウム廃液処理、銀電解酸化法を応用した有機廃液の無機化等にかかわる技術開発の現状を報告する。

論文

Current status of criticality safety experiment in NUCEF and its enhancement of facility function toward Pu experiment

竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09

NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。

論文

Present status and enchancement of facility capability in NUCEF for the safety research and development of base technology on nuclear fuel cycle

津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。

論文

Applicability of insoluble tannin to TRU aqueous waste treatment in NUCEF; Improvement of breakthrough capacity by temperature control

松村 達郎; 臼田 重和; 前多 厚

Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM'99)(CD-ROM), 3 Pages, 1999/00

NUCEFで発生する硝酸系TRU含有廃液を処理するため減容性に優れた不溶性タンニンのTRU吸着特性に関する研究を進めている。すでに低硝酸濃度においてAmの分配係数が10$$^{3}$$ml/g以上で実用的な破過容量を持つことを見いだしている。しかし、吸着速度が遅いためカラム通液流速増加時に破過容量が急速に低下することが予想される。これは処理設備のスループット向上及びコンパクト化の障害となる。そこで、これを改善するためカラム温度を高くすることによって吸着速度を向上させることを試みた。その結果、温度が高くなると破過容量が向上することが見いだされ、温度コントロールによる破過容量の向上の見通しを得ることができた。吸着特性は、さまざまな条件によって変化することが予想され、不溶性タンニン自体の改良の可能性もある。今後、不溶性タンニンをNUCEFのTRU廃液処理に適用するため、さらに基礎データを取得する予定である。

論文

NUCEF計画; 燃料サイクル安全工学研究の現状と今後の展開

竹下 功; 前田 充; 三好 慶典; 大野 秋男; 岡崎 修二; 中島 健; 藤根 幸雄; 久保田 益充; 村岡 進; 荒 克之; et al.

原子力工業, 43(9), p.1 - 37, 1997/09

燃料サイクルバックエンドにおける安全性確保、技術の高度化を図ることを目的として進めているNUCEF計画は、施設の完成から4年目を迎えた。本特集は、NUCEFにおける臨界安全性研究、高度化再処理研究、TRU廃棄物管理研究のこれまでの研究成果及び今後の展開を概説するものである。1.NUCEF計画の概要、2.STACYによる実験、その研究成果、3.TRACYによる実験、その研究成果、4.BECKYによる実験、その研究成果と今後の計画、5.研究協力の現状と今後の計画、6.今後のNUCEF計画の展開

論文

Vaporization behaviour of (Pu,Am)N

小川 徹; 大道 敏彦; 前多 厚; 荒井 康夫; 鈴木 康文

Journal of Alloys and Compounds, 224, p.55 - 59, 1995/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:19.14

原子炉級PuN試料のクヌーセン・セル質量分析法による蒸気圧測定の際、初期に、熱力学的予測に比べて顕著に低い質量数239と、非常に大きい質量数241の信号が認められた。この観察事実は、(Pu,Am)N$$_{1-x}$$の熱力学的モデルによって良く説明できる。解析に当っては、AmNのGibbs生成自由エネルギーがUN,PuNのそれと大きくは異ならないという仮説を立てた。計算と実験との一致はこの仮説を支持するものであった。AmNの生成の第二法則エンタルピーは1600Kで-294kJ/molと評価された。

報告書

84F-12Aウラン・プルトニウム混合炭化物燃料キャプセルの照射及び照射後試験

岩井 孝; 荒井 康夫; 前多 厚; 笹山 龍雄; 関田 憲昭; 野村 勇; 鈴木 康文

JAERI-M 94-036, 81 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-036.pdf:3.81MB

炭素量の異なるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ペレットをそれぞれ充填した2本の燃料ピンを、JMTRを用いてキャプセル照射した。燃焼度は4.5%FIMAに達した。東海研燃料試験施設に搬入して照射後試験を実施した。本報告書は照射後試験の結果および考察をまとめたものである。照射後試験では、4.5%FIMAまでの照射健全性が実証された他、照射挙動として、燃料ペレットからのセシウムの移行、FPガス放出率、気孔分布の変化、被覆材の浸炭現象など、多くの知見を得ることができた。

論文

Vaporization behavior of plutonium-zirconium binary alloy

前多 厚; 鈴木 康文; 岡本 芳浩; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 205, p.35 - 38, 1994/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.15

各種のプルトニウム組成をもつPu-Zr合金のプルトニウム分圧を約1400から1900Kの温度範囲でヌセン法による質量分析により測定した。プルトニウムの活量を評価した結果、Pu-Zr系は理想溶体に近い挙動を示すが、凝縮相では理想状態から僅かに偏ることが認められた。液相状態では理想溶体を仮定し、固相ではG$$^{E}$$(sol)=4500X$$_{Pu}$$X$$_{Zr}$$(J/mol)の過剰ギブスエネルギーをもつ規則溶体とすると,実測した固相線及び液相線温度を良く再現できることが判った。

論文

Investigation of the Pu-U phase diagram

岡本 芳浩; 前多 厚; 鈴木 康文; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 213-214, p.372 - 374, 1994/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:30.75

アクチノイド合金系において重要なPu-U合金状態図について研究を行った。Pu-U状態図にはEllingerらによる報告があるが、最近熱力学データとの不整合が指摘されている。本研究ではPu-U合金を調製し示差熱分析を行った。その結果、固相の転移点についてはEllingerらの報告とほぼ一致した。一方、固相線温度は高く、液相線温度は低い値が得られた。すなわち、この系の固相線と液相線の幅は今まで考えられていたよりもかなり狭いことを示した。得られたデータについてギブス自由エネルギー最小化コード「ChemSage」を用いて解析したところ、液相において大きな負の剰余自由エネルギーを示した。

論文

Chemical forms of solid fission products in the irradiated uranium-plutonium mixed nitride fuel

荒井 康夫; 前多 厚; 塩沢 憲一; 大道 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 210, p.161 - 166, 1994/00

 被引用回数:19 パーセンタイル:15.96

照射下におけるウラン・プルトニウム混合窒化物燃料中の固体FPの化学形態を、熱力学平衡計算および燃焼度模擬燃料のEPMA観察により推定した。計算は自由エネルギー最小化法に基づくSOLGASMIX-PVを用い、燃料温度および燃焼度をパラメータとした。一方実験では、英国ハーウエル研究所より入手した燃焼度模擬酸化物を炭素熱還元により窒化物に転換し、その焼結ペレットを観察用試料に供した。本実験および計算の結果は概ね良い一致を示した。すなわち、主な固体FPの中で、ジルコニウム、ニオブ、イットリウムおよび希土類元素等は燃料母相に固溶する一方で、析出相としてウランと白金属元素から構成されるURu$$_{3}$$型の金属間化合物およびモリブデンを主成分とする合金相の形成が確認された。また、本計算結果に基づき、燃料中への固体FPの蓄積によるスエリング率を、%FIMA当たり0.5%と評価した。

論文

Neptunium-iron phase diagram

J.K.Gibson*; R.G.Haire*; E.C.Beahm*; M.M.Gensini*; 前多 厚; 小川 徹

Journal of Nuclear Materials, 211, p.215 - 222, 1994/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.41

Np-Fe合金系の相関係を示差熱分析法によって明らかにした。状態図を実験結果、正則溶体モデル計算、並びにU-Fe,Pu-Fe状態図との比較に基づいて作成した。Np-Fe系状態図は、二つの金属間化合物NpFe$$_{2}$$及びNp$$_{6}$$Feと、二つの共晶反応とによって特徴づけられる。

論文

Fabrication of uranium-plutonium mixed nitride fuel pins for irradiation tests in JMTR

荒井 康夫; 鈴木 康文; 岩井 孝; 前多 厚; 笹山 龍雄; 塩沢 憲一; 大道 敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.824 - 830, 1993/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.01(Nuclear Science & Technology)

高速炉用新型燃料であるウラン・プルトニウム混合窒化物(U$$_{0.8}$$Pu$$_{0.2}$$)N燃料ピンを製作した。今回製作した4本のHeボンド形燃料ピンは、完成検査後、2本ずつ2体のキャプセルに組み込まれ、現在JMTRで照射中である。燃料ペレットは、N$$_{2}$$-H$$_{2}$$混合気流中における酸化物の炭素熱還元法により調製した。燃料組成は化学量論的組成の一窒化物であり、酸素および炭素の残留量は2,000ppm以下と高純度である。燃料ピンは、He雰囲気のグローブボックス中でのTIG溶接により製作した。照射中のギャップコンダクタンスに関する情報を得る目的で、1本の燃料ピン中にはペレット中心温度測定用の熱電対を挿入した。被覆管および端栓の材質はオーステナイトステンレス鋼を標準材として用いたが、1本の燃料ピンには、ボイドスエリング特性に優れたフェライト鋼を採用した。そのほか、燃料-被覆管の初期ギャップ巾などを照射パラメータとした。

論文

Self-irradiation damage in PuN

岡本 芳浩; 前多 厚; 鈴木 康文

Journal of Nuclear Materials, 206, p.94 - 96, 1993/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.36

Puから$$alpha$$崩壊時に放出される高エネルギー$$alpha$$粒子および反跳ウラン原子によるPuNの自己照射損傷について、格子定数測定により調べた。格子膨張は800日を過ぎて0.254%に達し飽和した。格子定数変化率を$$Delta$$a/a=2.54$$times$$10$$^{-3}$${1-exp(-4.39$$times$$10$$^{-3}$$t)}とし、これを時間あたりではなく$$alpha$$崩壊あたりの値として見た場合同位体組成の異なる過去のPuNの報告とよく一致した。Puの同位体組成が変わっても$$alpha$$崩壊あたりの格子定数変化率$$Delta$$a/aはPuNでは同じになるものと考察した。Nellisにより提案された自己照射損傷のモデルを用いて得られたデータを解析した。その結果、生じた欠陥どうしの相互作用が無視できるほど小さいという結論を得た。

論文

低燃焼度ウラン-プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動

岩井 孝; 鈴木 康文; 前多 厚; 笹山 龍雄; 半田 宗男

日本原子力学会誌, 34(5), p.455 - 467, 1992/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.83(Nuclear Science & Technology)

高速炉用新型燃料として注目されているウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピン4本をJRR-2を用いてキャプセル照射し、破損することなく燃焼度13GWd/tまでの健全性を確認した。42および64kw/mと比較的低い線出力であったにもかかわらず、気孔成長や結晶粒径変化が顕著に観察された。燃料ペレット密度や炭素含有量などの燃料特性の違いは組織再編、クラッキングおよびFPガス放出などの燃料挙動に少なからず影響を及ぼした。ガンマスペクトロメトリによると、セシウムがFPガスに似た挙動を示し一部がプレナム部に凝縮していることが明らかになった。316ステンレス鋼被覆管の内面にわずかな浸炭が認められた。

論文

照射試験用ウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの製作

鈴木 康文; 荒井 康夫; 笹山 龍雄; 前多 厚; 岩井 孝; 大道 敏彦; 半田 宗男

日本原子力学会誌, 34(1), p.66 - 74, 1992/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.83(Nuclear Science & Technology)

新型FBR燃料として期待されるウラン・プルトニウム混合炭化物燃料の照射挙動を把握し、その健全性を実証するため、JRR-2およびJMTRを用いた照射試験用の燃料ピン9本を製作した。酸化物を炭素熱還元し、さらに焼結を行うことによって、組成の異なる2種類の燃料、(U,Pu)C$$_{1.0}$$および(U,Pu)C$$_{1.1}$$を調製した。これらの炭化物燃料ピンの基本設計、製作手順ならびに確性試験の結果について報告する。製作された燃料ピンのうち、8本については、燃料破損を起こすことなく、42から64kW/mの線出力で照射が完了し、最高で約5at%の燃焼度を達成している。残りの1本の燃料ピンについては、熱安定型ペレットが装荷されており、JMTRで照射継続中である。

論文

Uranium activity of uranium-rich U-Zr alloys by Knudsen effusion mass spectrometry

前多 厚; 鈴木 康文; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 179, p.L21 - L24, 1992/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:5.56

高ウラン濃度側の2種のU-Zr合金(24.4at%Zr及び39.3at%Zr)と純ウランのウラン蒸気圧、Pu、を測定し、合金のウラン活量を求めた。液相における活量係数は0.8~0.9であり、従来の報告値より大きな値が得られた。また合金のlog Pu-1/T関係は高温度領域では直線性を示すが、ある特定温度以下では直線から偏ることが認められ、この温度から合金の液相線温度を定めた。

論文

Phase diagram of the Pu-Zr system in the Zr-rich region

鈴木 康文; 前多 厚; 大道 敏彦

Journal of Alloys and Compounds, 182, p.L9 - L14, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:17.46

粉末冶金的手法を用いて製造したPu-Zr合金を用いて50at.%Zr以上の組成領域におけるPu-Zr系状態図を調べた。示差熱分析及びX線回折の結果、共析反応($$varepsilon$$-Pu=$$alpha$$-Zr+$$delta$$-Pu)の温度及び存在組成領域が従来の報告と異なることを見い出した。これらの相違は、試料調製法と試料純度に起因する可能性のあることを指摘した。

論文

Vaporization behavior of uranium-plutonium mixed nitride

鈴木 康文; 前多 厚; 荒井 康夫; 大道 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 188, p.239 - 243, 1992/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:17.03

混合窒化物、(U$$_{1-x}$$Pu$$_{x}$$)N(x=0,0.20,0.35,0.60,0.80,1.00)のU及びPu蒸気圧をクヌーセン・質量分析法によって測定した。窒化物試料は炭素熱還元で得られたUN及びPuNの混合物を均質化することによって調製して実験に供した。生成物については、X線回折によって固溶体形成の確認を行った。また、(U,Pu)N相の格子定数の組成依存性を調べた。蒸気圧測定は1mm径オリフィスのタングステンセルを用いて実施した。UN及びPuNに対しては、文献値とのよい一致がみられた。また、混合窒化物では固溶体比によりU及びPuN分圧の低下することが認められた。(U,Pu)N中のPuNの活量を評価した結果では、理想容体からはずれることが示唆された。

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