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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; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

Nuclide composition benchmark data set for verifying burnup codes on spent light water reactor fuels

中原 嘉則; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 永石 隆二; 黒沢 節身; 河野 信昭; 大貫 守; 望月 弘樹*

Nuclear Technology, 137(2), p.1 - 16, 2002/02

使用済軽水炉燃料に関する燃焼計算の精度検証に必要な核種組成ベンチマークデータセットを確立した。3本のPWR使用済燃料棒及び2本のBWR使用済燃料棒から切断採取したそれぞれ16試料(PWR)及び18試料(BWR)について、放射化学的分析により、U,Pu,Np,Am,Cmのアクチノイド及びNd,Sm及び$$gamma$$線放出下p核種の組成及び量の精密測定を行った。試料の燃焼度範囲は、4~50GWd/t,$$^{235}$$U初期濃縮度は2.6~4.1%の範囲にある。試料の燃焼度は、分析結果をもとに$$^{148}$$Nd法により求めた。本報告は、分析結果及び関連する照射条件データをとりまとめたものである。

論文

Influence of NO$$_{x}$$ and HNO$$_{2}$$ on iodine quantity in spent-fuel solutions

桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守

Nuclear Technology, 116(3), p.319 - 326, 1996/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.21(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料溶解液中の残留ヨウ素は、溶解速度が大きいと減少する傾向が見られる。この原因として溶解時に生成する亜硝酸(HNO$$_{2}$$)に着目し、残留ヨウ素量との関係を求めた。UO$$_{2}$$溶解時のHNO$$_{2}$$生成量測定、模擬溶解液中のHNO$$_{2}$$濃度と残留ヨウ素量の関係などから、溶解速度が残留ヨウ素量に影響するとの結論を得た。また、模擬溶解液中に高濃度のヨウ素(I$$_{2}$$)とNO$$_{2}$$を吹き込むとヨウ化銀のコロイドが生成することを見出した。これより、大型連続溶解槽の液面近くでも二次的にコロイドが生成し、小規模実験の場合より残留ヨウ素量が多くなる可能性のあることを指摘した。

論文

Comparison of calculated alues with measured values on the amount of TRU and FP nuclides accumulated in gadolinium bearing PWR spent fuels

安達 武雄; 中原 嘉則; 河野 信昭; 郡司 勝文; 鈴木 敏夫; 園部 保; 大貫 守; 加藤 金治; 立川 圓造; 井上 伸*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(10), p.1119 - 1129, 1994/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:37.24(Nuclear Science & Technology)

ガドリ入り燃料から切り出された5個のグラム量使用済燃料試片の破壊分析を行い、アクチノイド及びFP核種を定量した。これらの分析値を用いて核設計コード(CASMO)と燃焼計算コード(ORIGEN-2)の両計算値の精度評価を行った。主要核分裂性核種($$^{235}$$U,$$^{239}$$Pu,$$^{241}$$Pu)についてのCASMOの計算値は、約3%以内と実測値に非常に良く一致した。一方OROGEN-2の計算値は、UO$$_{2}$$燃料に対して約5%、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$-UO$$_{2}$$燃料に対して約12%といずれも低い値を示した。この12%の過小評価は、ORIGEN-2の計算では、Gdの効果を考慮していないためであると考えられる。その他のマイナーアクチノイドについては、両計算コード間に大差はなく10%前後であったが試験間での変動が大きかった。FPについては、$$^{154}$$Eu及び$$^{125}$$Sbが非常に大きなくい違いを示した。

論文

Study on the expulsion of iodine from spent-fuel solutions

桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守; 加藤 金治

NUREG/CP-0141, CONF-940738, 0, p.321 - 332, 1994/00

使用済燃料溶解液中の残留ヨウ素(I-129、約5%)の処理は環境安全上重要であり、古くから国の内外で研究されている。従来、この残留ヨウ素はヨウ素酸塩と考えられ、NOx吹き込みによる追い出し法が提案されている。しかし、最近の原研及びKfKの研究により、残留ヨウ素はヨウ素酸塩ではなく、それぞれ、コロイド状ヨウ素及び非揮発性有機ヨウ素と考えられるようになってきた。これらに対してNOx吹き込み法には高い除熱係数が期待できない。本報告では、残留ヨウ素がコロイド状ヨウ素であることを再確認するとともに、その生成機構を検討し、それを基に新しいヨウ素追い出し法を提案した。(本報告の一部には、科学技術庁から日本原子力研究所への委託研究として実施した「高燃焼度燃焼再処理試験研究」の成果の一部が含まれている。)

論文

Thermochemical and experimental considerations of NO$$_{x}$$ composition and iodine species in the dissolution of spent PWR-fuel specimens

桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守; 安達 武雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(6), p.533 - 541, 1993/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:53.07(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料溶解液中の残留ヨウ素の主成分は、従来、ヨウ素酸(IO$$_{3-}$$)と考えられ、NO$$_{x}$$吹き込みによるヨウ素追い出しが提案されている。しかし、最近の原研化学部の研究では、主成分はコロイド状ヨウ素である可能性が高くなってきた。しかし、強放射線のため、溶解液中のヨウ素化学種を直接同定することは困難である。このため、PWR使用済燃料溶解液中のヨウ素追い出しの際のヨウ素の挙動と熱化学的考察とから溶解液中のヨウ素化学種を考察し、次の結果を得た。(1)溶解槽(約100$$^{circ}$$C)中のNO$$_{2}$$濃度は、これまで室温の溶解オフガスについて報告されているNO$$_{2}$$濃度より高い、(2)このため4モル硝酸中ではIO$$_{3-}$$は熱化学的に生成し得ない、(3)溶解液中のヨウ素化学種の主成分はコロイド状ヨウ素である、(4)NO$$_{2}$$はコロイド状ヨウ素の分解を妨げる方向に作用する。

論文

The Iodine species and their behavior in the dissolution of spent-fuel specimens

桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守; 安達 武雄

Nuclear Technology, 99, p.70 - 79, 1992/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:21.22(Nuclear Science & Technology)

燃焼度21~39GWD/tのPWR使用済み燃料片(~3g/個)を硝酸溶液に溶解し、ヨウ素の分布及び化学形を調べた。溶解の際、不溶性残渣へ移行するヨウ素は全体の2.5%以下、溶解液中の残存ヨウ素は10%以下であり、残りはオフガス中へ揮発する(そのうち有機ヨウ素は6.5%以下)。溶解液中の残存ヨウ素の主成分はヨウ化銀などのコロイド状ヨウ素であり、ヨウ素酸であるとするフランス及びドイツの報告とは異なった結果を得た。コロイド状ヨウ素の除去にはNO$$_{x}$$が存在しない状態での溶液の加熱が有効であり、NO$$_{x}$$はこのコロイドの分解を妨げる方向に作用する。

論文

使用済軽水炉燃料溶解時の揮発性核種の分析方法と挙動

古牧 睦英; 石川 二郎; 高橋 昭; 横山 淳; 桜井 勉; 大貫 守; 小林 義威; 安達 武雄

日本原子力学会誌, 33(5), p.489 - 497, 1991/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

燃焼度の異なる10種類の使用済軽水炉二酸化ウラン燃料小片(2~3g、5~8年冷却)を4M硝酸に溶解し、発生する揮発性核種(ヨウ素、クリプトン、キセノンおよび気体状トリチウム)の量および同位体組成と燃焼度との関係を求めた。分析法はキセノンを除き、それぞれの放射能測定によった。キセノンはクリプトンと共にガスクロマトグラフにて定量した。分析の結果、燃焼中に放出するヨウ素、クリプトン、キセノン及び気体状トリチウムの量は、燃料の燃焼度の増大に伴い、ほぼ比例して増大した。ヨウ素の大部分は溶解中に揮発し、若干量が溶液中に残存する。$$^{85}$$Krの存在比は全燃焼度にわたって、全クリプトン中約5%を占め、キセノンは、重量比で初期ウラン量の約0.4%を占め、気体状トリチウムは生成全トリチウムの約0.5%を占めた。

論文

Behavior of iodine in the dissolution of spent PWR-fuel pellets

桜井 勉; 高橋 昭; 石川 二郎; 古牧 睦英; 大貫 守; 安達 武雄

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. 2, p.678 - 681, 1991/00

核燃料再処理における放射性ヨウ素($$^{129}$$I)の挙動、特に溶解工程における挙動を把握することは環境安全上重要である。模擬照射燃料ペレットによる予備実験の後、2~3gの使用済燃料ペレット試料片を4モル硝酸に溶解し、$$^{129}$$Iの挙動を調べた。その結果、試料片中のヨウ素の0.7~2.3%が不溶性残渣に収着され、1.2~10%が溶解液中に残留し、残りがオフガス中に移行することがわかった。本研究により、不溶性残渣にもヨウ素の一部が移行することが明らかになった。

論文

Dissolution study of spent PWR fuel: Dissolution behavior and chemical properties of insoluble residues

安達 武雄; 大貫 守; 吉田 伸彦*; 園部 保; 川村 亘*; 武石 秀世; 郡司 勝文; 木村 貴海; 鈴木 敏夫; 中原 嘉則; et al.

Journal of Nuclear Materials, 174, p.60 - 71, 1990/00

 被引用回数:29 パーセンタイル:7.68

燃焼度7000から39000MWd/tの使用済PWR燃料の硝酸溶解挙動と不溶解性残渣の化学的性質について調べた。燃料棒を3~5mmの長さで切断して得た燃焼度の異なる試料片は3M硝酸により100$$^{circ}$$Cにおいて2時間以内で溶解した。不溶解性残渣量は7000~30000MWd/tの範囲では燃焼度に比例して増加し、30000MWd/t以上の燃焼度では増加の比率は上昇した。不溶解性残渣の70%以上は核分裂生成物、即ち、Mo、Tc、Ru、Rh、Pdから構成されている。これらの元素の不溶解性残渣中の相対比は、燃料中に生成した元素の相対比とは異なっていること、X線回折により六方晶系のRu合金相が確認されたことから、不溶解性残渣の主成分はRu、Moなどから成る合金と考えられる。

論文

Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of Japan Power Demonstration Reactor-I full-core fuel assemblies

須崎 武則; 岡崎 修二; 岡下 宏; 小林 岩夫; 鈴木 敏夫; 河野 信昭; 大貫 守; 篠原 伸夫; 園部 保; 大野 秋男; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.53 - 72, 1986/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:31.27(Nuclear Science & Technology)

JPDR-I使用済燃料集合体72体に対し、非破壊$$gamma$$線スペクトロメトリ法を適用した。それらの集合体は東海再処理工場にて溶解された。溶解槽から採取した19バッチの試料について詳細な化学分析を行った。非破壊測定による$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放射能強度および$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{4}$$Cs/$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs強度比から、それぞれ、燃焼度およびPu/U原子数比を求めた。その際、典型的な1体の集合体の燃料棒を用いた実験において確立された相関関係を利用した。非破壊測定と化学分析の結果の間には良い一致が得られた。一部の結果に見られたわずかな偏差は、集合体内の放射能強度の分布の相違に起因するものとして説明された。非破壊測定法により、Pu以外の超ウラン核種の量を推定する可能性についても議論した。

論文

Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel

夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10

 被引用回数:13

JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および$$gamma$$線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。

論文

遠隔ピペッター

江村 悟; 中原 嘉則; 大貫 守; 河野 信昭

日本原子力学会誌, 9(12), p.705 - 709, 1967/00

遠隔ピペッターは高放射性溶液試料を取り扱う遠隔分析施設でもっとも重要な機器の1つで、化学分析や放射能計数などいろいろな定量操作の基礎となるものである。内装するセルの大きさ,形状,マニプレータの種類,取り扱う溶液組成,使用目的,使用頻度などに応じ、諸外国においては簡単な器具的なものから精巧なものまで非常に多くの遠隔ピペッター$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{~}$$$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{)}$$が工夫,製作,使用されている。このうち、装置的なものとしてはORNLのサーボ制御ピペッター$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{)}$$$$^{~}$$$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{)}$$,ICPPのRAF model Bピペッター$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{)}$$$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{)}$$およびSRPのクレーンピペッターで代表される直接計量方式とHanford$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{6}$$$$^{)}$$およびHarwell$$^{(}$$$$^{1}$$$$^{7}$$$$^{)}$$で開発されたオイル置換方式とがある。

報告書

再処理分析施設における各種セルの放射線漏洩試験

江村 悟; 大貫 守; 中原 嘉則; 陶山 尚弘*

JAERI 1089, 52 Pages, 1965/09

JAERI-1089.pdf:2.8MB

高放射性物質を取り扱う遮蔽セルを建設する場合、一般にはその遮蔽計算はごく単純に行なわれている。このため、複雑な構造をもつ遮蔽セルでは建設前後において遮蔽能力に差異が生ずる。さらに、施工中の手違いから十分な遮蔽能力がえられないこともある。鉛15cm厚の分析セルおよびサンプリングリスターセルについて、およそ1.5キュリーのCo-60を点線源として放射線漏洩試験を行なった。空間線量率および表面線量分析セルおよびサンプリングブリスターセルのボールソケット部分より若干の放射線の漏洩が見い出されたが通常の作業においては問題ない。その他、分析セル天井面のダクト部分、EセルとMセルとの間の遮蔽、サンプリングブリスターセルとコンクリート壁との目地、コンベア-トンネルの遮蔽など遮蔽の弱い箇所が発見された。これらの弱点を補強することによって分析セルでは核分裂生成物をおよそ30キュリー、サンプリングブリスターではおよそ20キュリーまで取り扱えることがわかった。

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