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論文

Oxidation behavior of Am-containing MOX fuel pellets in air

田中 康介; 吉持 宏; 大林 弘; 小山 真一

Energy Procedia, 71, p.282 - 292, 2015/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:9.34

MA含有MOX燃料の酸化特性に関する基礎データを取得するため、Am含有MOX燃料ペレットの高温酸化試験を実施し、UO$$_{2}$$燃料及びMOX燃料の挙動と比較した。

論文

Effects of interaction between molten zircaloy and irradiated MOX fuel on the fission product release behavior

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 逢坂 正彦; 大林 弘; 小山 真一

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.876 - 885, 2014/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:51.92(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動におよぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価することを目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。

報告書

化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価; 溶融被覆管と照射済MOX燃料の反応による相状態とFP放出挙動

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 関根 伸一; 関 崇行*; 所 大志郎*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-022, 62 Pages, 2014/01

JAEA-Research-2013-022.pdf:33.64MB

原子力安全研究及び東京電力福島第一原子力発電所1$$sim$$4号機の廃炉措置に向けた研究開発におけるニーズを踏まえ、シビアアクシデント進展解析コードの高度化を目的として、化学形及び燃料と被覆管、制御棒等との高温化学反応に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究が開始された。本研究の一環として、核分裂生成物の放出挙動に及ぼす燃料と被覆管との高温化学反応の影響を評価するための加熱試験手法を確立するとともに、核分裂生成物放出に関するデータの取得を目的として、溶融被覆管と照射済MOX燃料が反応する体系での核分裂生成物の放出試験を実施した。ジルコニアるつぼを用いて、溶融ジルカロイと照射済MOX燃料を最高温度2100$$^{circ}$$Cまで加熱して反応させる試験を実施し、核分裂生成物であるCsの放出速度を評価した。また、放出挙動評価に資する基礎データ取得の一環として、加熱後試料の組織観察や元素分布測定等を行った。試験結果を先行研究の結果と比較・検討した結果、本試験手法を用いることにより、溶融被覆管と照射済燃料が反応する体系における核分裂生成物の放出試験が実施できることを確認した。また、FP放出の基礎データに加え、溶融被覆管と照射済燃料との反応挙動及び反応時におけるUとPu及びFPの随伴性に関する基礎データを得た。

報告書

照射済燃料を浸漬させた人工海水の組成分析

田中 康介; 須藤 光雄; 大西 貴士; 圷 葉子; 吉武 庸光; 山下 真一郎; 関岡 健*; 石ヶ森 俊夫*; 大林 弘; 小山 真一

JAEA-Research 2013-036, 31 Pages, 2013/12

JAEA-Research-2013-036.pdf:3.31MB

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の事故では、原子炉の冷却機能維持のために建屋の外部から注水が行われた。その際、緊急措置として一時的に海水が使われ、燃料と海水が有意な時間直接的に接触する状態が生じた。この状態においては燃料から核分裂生成物(FP)等が海水中に溶出することが想定されることから、その溶出・浸出挙動を把握しておくことは、圧力容器,格納容器等構造物の健全性に与える影響を評価する上での基礎的な情報として有用である。そこで、本研究においては、FP等の海水への浸出挙動に係る基礎的な知見を得ることを目的として、照射済燃料を人工海水中で浸漬させて得られた溶液の組成を分析する試験を行った。その結果、海水成分は浸漬試験の前後で大きな変動は確認されなかった。また、浸漬試験後の溶液中における被覆管成分は検出されず、これらの元素の溶出は確認されなかった。FP成分についてはCs, Cd, Mo等が、燃料由来成分についてはU, Pu及びAmがそれぞれ検出された。溶液中で検出された核種において溶出率を評価した結果、地下水を想定した溶液に照射済燃料を浸漬させた試験結果と類似する傾向にあることがわかった。

論文

Restructuring and redistribution of actinides in Am-MOX fuel during the first 24h of irradiation

田中 康介; 三輪 周平; 関根 伸一; 吉持 宏; 大林 弘; 小山 真一

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.480 - 488, 2013/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:68.05(Materials Science, Multidisciplinary)

高速実験炉「常陽」で短期照射されたマイナーアクチニド(MA)含有MOX燃料のうちAmを約3%及び5%含有したMOX燃料(Am-MOX燃料)において燃料組織観察及びEPMA分析を実施し、ペレット径方向のAm再分布挙動に及ぼすO/M比の影響を調査した。

論文

Recovery of minor actinides from spent fuel using TPEN-immobilized gels

小山 真一; 須藤 光雄; 大林 弘; 緒明 博*; 竹下 健二*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.549 - 553, 2013/09

照射済燃料からMAの回収を実証するため、TPEN(分離錯体)誘導体を化学的に高分子ゲルに固定したゲルで作成したカラム(TPPENゲル)により、照射済燃料を用いた抽出クロマト分離試験を行った。Amの吸着係数向上と、溶離液の温度効果を確認するため、10モル%のTPPENゲルを用い、温度をスイングさせた試験を実施した。その結果、5$$^{circ}$$Cの0.01M NaNOH$$_{3}$$(pH3.5)溶液により90%のEuが溶離した。その後、溶離液温度を32$$^{circ}$$Cに変化させたところ、Amが溶離された。さらに溶離液のpHを2.0に変え、ゲルに残った全てのAmを回収することができた。

論文

Recovery of minor actinides from spent fuel via an extraction chromatographic technique using TPPEN-immobilized gels

小山 真一; 須藤 光雄; 大林 弘; 竹下 健二*; 尾形 剛志*; 緒明 博*; 稲葉 優介*

Separation Science and Technology, 47(14-15), p.2024 - 2028, 2012/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:86.39(Chemistry, Multidisciplinary)

照射済燃料からMAの回収を実証するため、東京工業大学がTPEN(分離錯体)を化学的に高分子ゲルに固定することに成功した。このTPENゲルで作成したカラムにより照射済燃料を用いた抽出クロマト分離試験を行った結果、0.01M NaNOH$$_{3}$$(pH4)溶液によりMAをカラムに吸着させた状態で希土類を溶離し、溶離液を0.01M NaNOH$$_{3}$$(pH2)に変えることでMAを回収できる可能性があることを明らかにした。

論文

Microstructural evolution and Am migration behavior in Am-containing MOX fuels at the initial stage of irradiation

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 逢坂 正彦; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 吉持 宏; 田中 健哉

Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.179 - 187, 2010/00

MOX燃料の照射挙動におよぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験は終了し、照射後試験を進めている。本報告では、10分間及び24時間照射したAm-MOX燃料ペレットの照射後試験結果について述べる。併せて、照射燃料試験施設(AGF)で実施してきた遠隔製造技術開発及び燃料特性評価結果についても紹介する。

論文

Selective separation of heat-generating nuclide by silica gels loaded with ammonium molybdophosphate; Adv.-ORIENT cycle development

遠藤 祐介*; Wu, Y.*; 三村 均*; 新堀 雄一*; 小山 真一; 大西 貴士; 大林 弘; 山岸 功; 小澤 正基

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.1007 - 1015, 2009/09

高速炉を機軸とする新しい燃料サイクルの開発を目指した先進オリエントサイクル開発の一環として、発熱元素Csを分離するための複合吸着剤(モリブドリン酸アンモニウム担持シリカゲル,AMP-SG)を複数の方法で調製し、吸着溶離試験を実施した。AMP-SG複合吸着剤は、高レベル廃液相当の2$$sim$$3M HNO$$_{3}$$溶液においても10$$^{3}$$cm$$^{3}$$/g以上の高いCs分配係数を示した。Cs吸着等温線はラングミュア式に従い、この式から求めた最大吸着量は0.24mmol/gであった。アンモニウム塩溶液はCsの回収及び吸着剤再生に有効な溶離剤であり、カラムに吸着したCsの94%を5M NH$$_{4}$$NO$$_{3}$$-1M HNO$$_{3}$$溶液で溶離できた。硝酸-硝酸アンモニウム混合液を用いたクロマトグラフィでは、同族元素であるCsとRbを高純度で分離できることを確認した。

論文

Microstructure and elemental distribution of americium-containing uranium plutonium mixed oxide fuel under a short-term irradiation test in a fast reactor

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 吉持 宏; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 385(2), p.407 - 412, 2009/03

 被引用回数:19 パーセンタイル:20.17(Materials Science, Multidisciplinary)

MOX燃料の照射挙動に及ぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験は終了し、照射後試験を進めている。本報告では、10分間照射したAm-MOX燃料ペレットの照射後試験結果について述べる。3%及び5%のAmを含有するMOX燃料ペレットを遠隔操作技術を用いて製造した。燃料ペレットのO/M比は1.98である。この燃料を軸方向最大線出力約43kW/mで照射した。金相試験結果から、10分間の照射期間においても、レンズ状ボイドや中心空孔の形成などの組織変化が生じることがわかった。また、EPMA分析によりAmの再分布の発現が認められた。

論文

Microstructure and elemental distribution of americium-containing MOX fuel under the short-term irradiation tests

田中 康介; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 吉持 宏; 田中 健哉

JAEA-Conf 2008-010, p.288 - 296, 2008/12

MOX燃料の照射挙動に及ぼすAm添加の影響を調査するため、原子力機構ではAm-1照射試験を実施している。本報では、短期(10分間及び24時間)照射したAm-MOX燃料においてこれまでに得られた燃料組織観察結果及びEPMAによる元素分布測定結果について報告する。

論文

Innovative oxide fuels doped with minor actinides for use in fast reactors

逢坂 正彦; 三輪 周平; 田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 大林 弘; 門藤 健司; 圷 葉子; 石 洋平; 小山 真一; et al.

WIT Transactions on Ecology and the Environment, Vol.105, p.357 - 366, 2007/06

将来高速炉サイクル確立において、マイナーアクチニドの取扱いはキーとなる技術である。マイナーアクチニドのうちおもにアメリシウムを対象として、高速炉用の革新的な酸化物燃料の研究開発を行ってきた。コンクリートセルを改造し、遠隔操作にてアメリシウム含有燃料を製造する設備を整備し、関連する特性評価とともに、照射試験用燃料ピンの作製に成功した。本燃料は現在高速炉にて照射中であり、多くの実用的な成果が期待される。本件で得られた知見を元に、さらに高性能なマイナーアクチニド含有燃料のコンセプトを提案し、基礎的な試験を開始した。

報告書

Am含有MOX燃料製造におけるハロゲン残留挙動評価

小崎 葉子; 逢坂 正彦; 大林 弘; 田中 健哉

JNC-TN9400 2004-070, 44 Pages, 2004/11

JNC-TN9400-2004-070.pdf:1.63MB

Am含有MOX燃料製造における品質管理の一環として、焼結条件の異なるAm含有MOX燃料中のハロゲン不純物含有量を定量し、品質規格値以下となることを確認するとともに、ハロゲン元素の焼結時の残留挙動について評価する。

論文

Polarization transfer in the $$^{16}$$O($$p,p'$$) reaction at forward angles and structure of the spin-dipole resonances

川畑 貴裕*; 石川 貴嗣*; 伊藤 正俊*; 中村 正信*; 坂口 治隆*; 竹田 浩之*; 瀧 伴子*; 内田 誠*; 安田 裕介*; 與曽井 優*; et al.

Physical Review C, 65(6), p.064316_1 - 064316_12, 2002/06

 被引用回数:18 パーセンタイル:30.83(Physics, Nuclear)

392MeVでの$$^{16}$$O($$p,p'$$)反応における反応断面積と偏極観測量が散乱角0°から14°までの角度で測定された。$$^{16}$$O原子核の離散準位と共鳴準位へのスピン反転,スピン非反転強度がモデルに依存しない形で得られた。励起エネルギー19~27MeVの領域の巨大共鳴が主に角運動量移行L=1で励起されていることがわかった。$$Delta$$S=1,$$Delta$$L=1をもつスピン双極子遷移の励起強度が求められた。その強度は理論計算と比較された。実験結果は原子核の殻模型から計算された波動関数を用いたDWIA核反応計算で説明されることがわかった。

報告書

試験用キルンによる転換試験

後藤 浩仁; 大林 弘; 天本 一平; 和泉 昌弘*; 山本 清博*; 中森 優*; 牛越 淳太郎*

JNC-TJ6430 2002-001, 43 Pages, 2002/03

JNC-TJ6430-2002-001.pdf:3.35MB

人形峠環境技術センター殿はセンター内に保管されている六フッ化ウラン(UF6)および四フッ化ウラン(UF4)の安定処理をなさっており、安定化処理方法としてUF6を還元してウラン酸化物である二酸化ウラン(以下UO2)等に再転換するプロセスを検討中である。過去にBNFLでこの再転換の反応装置としてロータリーキルンが用いられていたことから、今回は反応装置とロータリーキルンえおもちいた際の再転換反応の基礎試験データ取得を目的として試験を行った。本報告書では、人形峠環境技術センター殿製錬転換施設試験棟の転換試験室において実ウラン試料を用いて小規模な工学基礎試験を実施した試験結果を示し、反応条件、反応プロセスについて検討した。

報告書

スクラップウランフッ化処理技術の開発

森本 靖之; 大林 弘; 後藤 浩仁; 栃木 善克*; 福井 寿樹*; 荒井 和浩*

JNC-TJ6410 2002-013, 38 Pages, 2002/02

JNC-TJ6410-2002-013.pdf:1.18MB

スクラップウランの処理技術として、ウランを六フッ化ウラン(UF6)にフッ化して揮発・除去する処理の適用性確認試験を実施した。試験は、回収ウランを含み、特に粉砕等の前処理を実施していないNaFペレットを用い、フッ化ガスとして三フッ化塩素(ClF3)ガスを使用して実施した。試験の結果、NaFペレットに平均で2.7$$times$$10 5ppm含まれるウランを最大で99.93Wt%除去して311ppmまで低減できることが分かった。また、フッ素(F2)ガスを使用した比較試験の結果ClF3が全条件でF2より高い除染性能を示すことが分かった。特に、ClF3では、200$$^{circ}C$$程度の低温フッ化処理を組み合わせることで、使用ガス量を低減しつつ処理性能を向上させることが分かったが、同条件のF2を使用した試験では除染性能が低減した。

論文

Thin ice target for $$^{16}$$O (p,p') experiment

川畑 貴裕*; 秋宗 秀俊*; 藤村 寿子*; 藤田 浩彦*; 藤田 佳孝*; 藤原 守; 原 圭吾*; 畑中 吉治*; 細野 和彦*; 石川 貴嗣*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 459(1-2), p.171 - 176, 2001/02

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.58(Instruments & Instrumentation)

「まど」なとの氷ターゲットの作成法を記述している。29.7mg/cm$$^{2}$$の氷ターゲットが液体チッソ温度にまで冷まされて磁気スペクトロメータで使用された。$$^{16}$$O (p,p')反応が陽子エネルギー392MeVでこのターゲットを用いて測定された。

論文

Behaviour of Impurities in Recycled Uranium at Uranium Conversion Process

大林 弘; 天本 一平

Actinides 2001, 0 Pages, 2001/00

回収ウラン転換によってフッ化された回収ウラン中の微量不純物の挙動について、ウランのフッ化挙動とともに物理的、科学的考察を行ない、各元素の回収ウラン転換における除染係数、工程内への不純物移行状況、ケミカルトラップの除去性能等について評価した。また得られた成果の活用についての提言をした。

論文

Behaviour of Impurities in Recycled Uranium at Conversion Process

大林 弘; 天本 一平

Actinides 2001, 0 Pages, 2001/00

回収ウラン転換によってフッ化された回収ウラン中の微量不純物の挙動について、ウランのフッ化挙動とともに物理的考察を行わない、各元素の回収ウラン転換における除染係数、工程内への不純物移行状況、ケミカルトラップの除去性能等について評価した。また得られた成果の活用についての提言をした。

論文

Fundamental Study on Separation and Recovery Technique of Uranium from Chemical Trap Fillers

天本 一平; 大林 弘

Actinides 2001, 0 Pages, 2001/00

製錬転換施設から発生するウラン系廃棄物の内、オフガス吸着剤(NaF等)の除染に電気化学的手法を用いる方法について検討を行った。試験結果によると、共晶材としてNaClを添加することで、NaFの融点を約700$$^{circ}C$$に低下させることができ、また陰極へのウラン折出により、IAEA勧告値である0.3Bq/gまで容易に除染可能であることが分かった。

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