検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 72 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

照射済燃料の乾式分離、抽出技術に関する調査・検討

湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*

PNC-TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03

PNC-TJ9409-96-002.pdf:2.64MB

照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。

報告書

GLOBAL'93将来の原子力システム国際会議(米国シアトル,1993年9月12日$$sim$$17日)報告書 'GLOBAL'93Future Nuclear Systems;Emerging Fuel Cycles &Waste Disposal Options'

若林 利男; 佐藤 宗一; 野村 和則*; 高下 浩文*; 鷲谷 忠博*; 小泉 益通

PNC-TN1600 93-004, 119 Pages, 1993/11

PNC-TN1600-93-004.pdf:8.23MB

米国原子力学会主催の「GLOBAL'93 将来の原子力システム国際会議(International Conference on Future Nuclear System:Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options)」が、1993年9月12日から17日まで、米国シアトルで開催された。今回の会議は、使用済み燃料の化学分離と分離された核のリサイクルを考慮した核燃料サイクルに関する、国際的情報交換の場として設定された第1回目のものであった。GLOBAL会議のスコープには、化学分離、消滅処理物理、ターゲット工学、廃棄物の処理処分、革新的消滅処理概念、トータル原子力システムの可能性等の技術的、制度的情報が含まれていた。また、今回の会議では、核不拡散政策と将来の核燃料サイクルにおける課題とともに、冷戦終結に伴う核兵器解体核物質の処分についても討議された。本会議の参加者は約470名、発表論文は約220編に及んだ。会議は、全体セッションと技術セッションにわかれ、全体セッションについは7回開催され、各国代表者の講演、討論等が行われた。技術セッションは、24の口頭発表セッションと5つのポスターセッションが開かれた。動燃からは13名が参加し、4件の論文を発表し、2つの技術セッションの議長を務めた。また、Exhibitionには日本から唯一動燃が出展し、注目を浴びた。全体会議及び最終日に行われた総括討論をまとめると以下のようになる。・今後のエネルギー需要増大(特に開発途上国)、CO/SUB2問題を考えると原子力エネルギーの利用は地球的規模で必要である。・第2の原子力時代に向かうためには、廃棄物処理、Pu処分、PA、安全性、核不拡散、競争力の強化(石炭火力、天然ガスとの)が課題となる。・マン.パワーの低下、新しいものへの投資が難しくなっている現在、上記課題を解決するために国際協力が不可決である。・高速炉については、MA、Pu燃焼等より幅の広い可能性を追求すべきである。・核兵器Puの処分は国際的な問題であり、GLOBAL'95(フランスで1995年秋開催予定)で国際的リーダーシップをとる委員会を設置することを提案する。

報告書

世界エネルギー会議(第14回)参加報告

小泉 益通

PNC-TN9600 90-001, 0 Pages, 1990/02

PNC-TN9600-90-001.pdf:1.98MB

カナダ・モントリオールのパル・デ・コングレ会場において第14回世界エネルギー会議が91か国、約5000名が参加して、平成元年9月17日$$sim$$21日の5か間、開催された。本大会は3年毎に開催されているもので、この3年間の世界にエネルギー界の動き及び今後の動向を把握し、当事業団の今後の事業計画等へ反映されることを目的として参加した。今回の主要テーマは、「エネルギーと社会」「エネルギと環境」「エネルギーと経済「エネルギーと技術」の四つのデー間を柱としたものであったが、最近の国際情勢を反映してか環境問題に関心が集中していた。エネルギーの零給において、2050年頃までは石油が優勢であろうと考えられるが、環境の問題から水力、天然ガス、原子力が注目されている。また、再生可能エネルギーとして太陽、風力、バイオマス等の技術、経済性が論じられたがまだまだの感が試えない。エネルギーの増大を伴う経済繁栄とエネルギーの仰制・減少を伴う環境問題との寵愛どうするかについて、この大会を通じて各国がそれぞれの立場で認識し一つの方向に意識は向けられた。

報告書

新型燃料の開発状況のまとめ

鈴木 隆平*; 横内 洋二*; 小泉 益通

PNC-TN9410 89-037, 32 Pages, 1989/03

PNC-TN9410-89-037.pdf:0.74MB

現在のウラン-プルトニウム混合酸化物燃料(以下,「MOX燃料」と略す。)と比較し将来これに勝るものと期待して,種々の新しい燃料が取り上げられている。そこで,新型燃料をMOX燃料と適切に比校評価するために新型燃料に関した調査・評価を行った。これらの評価は,今後の燃料選択に当たり,どのようにするかの政策決定に資するものである。日本,ヨーロッパにおいては,MOX燃料を基本路線として開発を進めている。但し,ヨーロッパにおいては以前から炭化物,窒化物の研究開発(製造法,物理化学的性質,炉内照射挙動等)が実験室規模で継続されて来ている。今までの調査,研究から仏,英,スイス及び西独では,今後,炭化物燃料から窒化物燃料へ開発の重点を絞って進めようと計画している。米国(DOE)においては,MOX燃料を同様に本命として開発してきたが,金属燃料・小型炉を中心路線として進めることを決定し(1985年),期待通りいかなかった場合には,我が国のMOX,大型実証炉ヘアクセス出来るオプションを確保したい考えである。

論文

OECD/NEA核燃料サイクルの経済評価の概要

出口 守一; 小泉 益通

原子力工業, 31(8), p.67 - 73, 1985/08

None

報告書

「新技術」応用開発テーマ

小泉 益通; 井上 清*; 金子 洋光; 岸本 洋一郎; 金盛 正至*; 小島 久雄*; 虎田 真一郎; 宍戸 利夫*

PNC-TN842 83-05, 49 Pages, 1983/10

PNC-TN842-83-05.pdf:1.72MB

日本の産業技術には,今や世界をリードするものが数多くあり,その華々しい例として,工業用ロボットの普及台数,超LSI開発競争における目覚しい成果,あるいは日本車の海外での売れ方などが上げられる。二度の石油危機を通じ,無資源国日本としては加工貿易による立国しか生きる道はなく,それは即ち技術立国の道であることを国民が改めて認識したのである。かくして産業界の技術革新への熱中は激しくなり,ロボット,マイクロコンピュータ,新材料,遺伝子工業などの最先端技術の開発にしのぎが削られている。動燃事業団は,原子力という先端技術の開発に取り組む集団であるから,周囲の産業界に沸き起っている新技術開発の動きを良く見て,事業団の技術開発に役立つものはどしどし取り入れていくべきである。東海事業所核燃料サイクル検討委員会は,新技術検討ワーキング・グループを設け,いわゆる"新技術"とは,何かのサーベイを行ない,さらに我々の核燃料サイクル諸施設の開発に応用するとしたらどんなテーマが挙げられるかを検討してみた。ここで取り上げたテーマの中には,すでに予算化され実施されつつあるものがあるが,ほとんどは未着手である。事業団の使命は,炉および核燃料サイクルの先端技術を開発実証し,産業化への道を拓くことにある。したがって,どの技術においても,事業として経済的に成立する方向,大量処理が可能な方向を目指して行かねばならない。燃料サイクル技術は,放射性物質を扱う設備産業技術の性格を有しているから,"新技術"を応用することにより工程の簡素化,遠隔化,自動化などが計れ,その結果省力化,被曝低減化,低コスト化が期待できる。また装置類の寿命延長,保守補修に要する時間の短縮,発生廃棄物の減少あるいは効率的な核物質防護などにも応用が期待できる。今回の検討の中でもロボットの応用テーマが最も多く上げられていることでもわかる通り,ロボット技術を活用した遠隔保守,点検,監視作業などに現場のニーズが高い。コンピュータの応用などと合わせ,重点的に取り組むべき分野であろう。何か一つの新技術に飛びついたら,ただちに大きなブレークスルーにつながるということは幻想であろうが、世の中の新しい技術に目を光らせ,随所に取り入れていくことを心がけていく必要がある。

論文

Development of a Process for the Co-Conversion of Pu-U Nitrate Mixed Solutions to Mixed-Oxide Powder Using a Microwave Heating Method

小泉 益通*; 大塚 勝幸*; 去来川 汎人*; 秋山 孝夫; 都所 昭雄*

Nuclear Technology, 61(1), p.55 - 70, 1983/04

 被引用回数:24 パーセンタイル:10.35(Nuclear Science & Technology)

None

論文

Development of a Process for Co-Conversion of Pu-U Nitrate Mixed Solutions to Mixed Oxide Powder Using Microwave Heating Method

秋山 秀夫*; 成木 芳*; 小泉 益通*; 都所 昭雄; 大島 博文; 去来川 汎人*

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(7), p.529 - 536, 1983/00

None

報告書

Certificate and Records of HALDEN IFA-529 Test Fuel Rods in PNC Irradiation Program

鹿島 貞光*; 堀井 信一*; 丸石 芳宏*; 小泉 益通; 立石 嘉徳*; 本田 裕*

PNC-TN841 80-21, 51 Pages, 1980/03

PNC-TN841-80-21.pdf:1.56MB

None

報告書

Certificate and Records of PNC-3 Fuel Pins for PHENIX Irradiation Program

鹿島 貞光*; 本橋 幸一*; 小泉 益通; 立石 嘉徳*; 本田 裕*

PNC-TN841 80-20, 98 Pages, 1980/03

PNC-TN841-80-20.pdf:4.11MB

None

論文

Fabrication tests of low density nuclear fuel pellets

本田 裕*; 鹿島 貞光*; 高信 修; 小泉 益通*

American Ceramic Society Bulletin, 60(12), p.1296 - 1299, 1980/00

None

報告書

「軽水炉用」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(II)IFA-514燃料集合体の製作

小泉 益通; 本田 裕*; 湯本 鐐三; 落合 洋治*; 堀井 信一*; 山本 純太*; 平沢 正義; 八木 隆雄*

PNC-TN841 79-38, 250 Pages, 1979/06

PNC-TN841-79-38.pdf:16.67MB

BWR型商業炉でのプルトニウム燃料実証試験の先行試験として当照射試験が計画された。試験では製造上の健全性を確認すると共に,燃料の照射挙動を知る上から各種の燃料棒計装を採用した。また炉の運転上および燃料破損検出の面から集合体にも各種の計装が取付けられる。燃料の特色としては中実ペレットの他に中空ペレットも採用したこと,および表面研削ペレットと未研削ペレットの採用などがある。中空ペレットの製造と燃料棒の計装は初めての試みであり,中空ペレットの製造試験より計装燃料棒加工終了まで約1年を要した。集合体組立およびそれへの計装取付はハルデン・サイトで行われる。集合体部材については2体分を製作し,設計・製作上のミス確認のためプル燃において1体を組立て健全性を確認した。これら燃料は52年11月頃出荷予定であったが,核物質の輸送に係わる法律改正,および核物質の第三国移転手続き等のために大巾にスケジュールが遅れた。本報告は,燃料および各種部材等の製造・加工における諸データを整理収録したものである。

論文

Effect of Temperature and Deformation Rate on Fracture Strength of Sintered Uranium Dioxide

立花 利道; 古屋 廣高*; 小泉 益通*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16(4), p.266 - 277, 1979/00

None

報告書

照射試験用混合酸化物ペレットの製造 GETR-OP/LFB/LOC及びJMTR-76F

小泉 益通; 鹿島 貞光*; 鈴木 征雄*; 落合 洋治*; 成田 大祐*; 高信 修*; 鈴木 隆平*; 今井 忠光*

PNC-TN841 78-24, 75 Pages, 1978/03

PNC-TN841-78-24.pdf:9.31MB

高速原型炉「もんじゅ」を対象に、冷却材事故時及び退出力事故時における燃料ピンの安全性を実験的に確認する為の照射試料を製造する。原型炉燃料の安全性確認実験の第一段階として、未照射の燃料ピンを用いて以下の実験をGETRで行なう。l)配管破損事故模擬実験(LOC)2)局所流路閉塞事故模擬実験(LFB)3)低密度燃料過出力照射実験(OP)上記の実験を行なう為、30w/o PuO/SUB2-UO/SUB2原料を使用して混合酸化物ペレットを第1開発室の施設を用いて製造した。

報告書

PNC-6,7照射試験用混合酸化物ペレットの製造記録

小泉 益通; 鹿島 貞光*; 加納 清道*; 五十嵐 敏広*; 今井 忠光*; 高信 修*; 成田 大祐*; 鈴木 隆平*

PNC-TN841 78-16, 44 Pages, 1978/02

PNC-TN841-78-16.pdf:2.75MB

高速増殖炉原型炉「もんじゅ」を対象に冷却材事故時,及び過出力事故時における燃料ピンの安全性確認のため実験が計画された。ここでは,この実験に供される燃料ペレットの製造について記述する。(Pu 0.3,U 0.7)O2,60%濃縮ウラン密度85%T・Dのペレットを燃料ピンにして24本分製造した。60%濃縮ウランは手持ちが無かったので90%Euと天然ウランを混合して調整した。密度の調整はポリエチレン粉末を添加して行なった。予備試験の結果1.5w/oポリエチレン添加で所定の密度に調整し得たが,径が幾分か大きめであったのでセンタレス研磨を行なった。ところが,研磨面にポリエチレンが原因したクラックが無数認められ好ましくない結果となったので,焼結あがりで仕様を満たす方法を取った。結果として取扱いロット数が増えたが,本プロジェクトを通し密度降下剤としてのポリエチレン使用について有益な知見を得たことは今後の研究に役立つと思われる。

報告書

放射性廃有機溶媒の処理技術開発(第2報) 液中燃焼法によるTBP溶媒焼却試験

角田 直己; 池田 諭志*; 根本 慎一*; 小林 洋昭*; 立花 利道; 古屋 広高; 小泉 益通

PNC-TN841 77-64, 48 Pages, 1977/12

PNC-TN841-77-64.pdf:2.87MB

Purex再処理工程より発生する廃有機溶媒の安全な処理技術開発の一環として、減容比が大きく直接的な処理法であり、TBP中のリン分を水中に捕集できる可能性のある液中燃焼法に注目し、その可能性を確かめるために小型試験装置を用いてTBP(30%)-ケロシン(70%)溶媒の焼却試験を実施した。その結果、TBP溶媒自体は900度C程度で良く燃焼し耐火物の目立った損傷も認められなかった。TBP中のリン分はその約40%がPO/SUP3/SUB4として水中に検出された。排ガス中で検出されたのは1.3%程度であった。又、炉内の一部に燃焼生成物の発生が観察された。以下、試験の概要を示し、耐火物の種類等に関し若干の検討を加えた。なお、この試験はボルカノ株式会社に於て実施したものである。

報告書

熱伝導率測定 (I) 酸化物燃料(UO2)

小泉 益通; 本田 裕*; 山口 俊弘*; 畠山 二三男*; 金子 洋光

PNC-TN841 77-62, 26 Pages, 1977/11

PNC-TN841-77-62.pdf:1.81MB

熱伝導率の測定方式は,中心加熱法を用い行なった。装置は,米国より1975年2月に購入し,翌年の7月までに,改造ならびに原子力安全局への申請業務,装置の据付け工事等を行なった。UO2試料は,三菱原子力工業(株)に依頼し,製造したものである。直径20$$phi$$mm,内径5$$phi$$mmの形状のものである。また,ペレット側面に温度測定用の深さの違った穴を4ケあけてあるものである。温度の測定には,オプティカル パイロメータを使用した。パイロメータの補正は,標準電球を用い2300$$^{circ}C$$までの補正を行なった。測定中の 囲気は,Heガスである。測定温度範囲は,900$$^{circ}C$$$$sim$$2300$$^{circ}C$$である。測定結果を,Baily-Asamoto,Lyons等のデータを基に比較評価した。この結果良く一致した値を得た。熱伝導率は,Lyonsのデータに似た傾向を示し,1800$$^{circ}C$$近傍で上昇している。

報告書

核燃料のUO2及びPuO2-UO2の高温、照射挙動に関する研究

小泉 益通

PNC-TN841 77-49, 106 Pages, 1977/08

PNC-TN841-77-49.pdf:15.25MB

我が国の原子力開発は昭和31年の中頃より発足し、日本原子力研究所、原子燃料公社が設立され、軽水炉、新型転換炉及び高速増殖炉と、これらの炉に使用される核燃料の開発が上述の2機関を中心に民間会社を含めて進められた。論文では、筆者が原子燃料公社(昭和42年に動力炉核燃料開発事業団に改組)の研究員として、核燃料開発の研究に従事し、現在に至る迄の燃料開発の発展の中で、新しい核燃料としての、二酸化ウラン(UO/SUB2)及びウラン-プルトニウム混合酸化物(PuO/SUB3-UO/SUB3)燃料に関して、燃料の設計及び使用上の安全性評価に重要な基礎知識を提供するために行ったUO/SUB3及びPuO/SUB2-UO/SUB2燃料についての基礎研究の一部を報告する。

報告書

燃料ペレット中のポア分布の計算

小泉 益通; 井滝 俊幸*; 落合 祥治*; 去来川 汎人*; 古屋 広高

PNC-TN841 76-33, 72 Pages, 1976/10

PNC-TN841-76-33.pdf:4.07MB

金相研磨面上のポア断面径分布からペレット単位体積中の真のポア分布を推定する。ペレット中に分散しているポアの三次元的分布を,ペレット研磨面上のポア断面径の個数分布から推定計算するコードPOREDIS-1,2を開発した。ポアは球と仮定し,ポア径を不連続な大きさの級間(Cell)に分け,各級間内のポアは同じ直径を持つものと考えて計算を行った。この計算コードによって,三次元空間におけるポア個数頻度分布,ポア体積分布,ポア平均径,ポア総個数,ポア総体積,ペレット密度等が計算され,従来行われなかった。定量的なポア特性の評価が可能になった。本計算コードはポアの分布のみならず,金属材料中の析出物や介在物,鉱石中のある特定成分等々の三次元的空間分布をその断面での観測結果から推定計算することにも使うことができ汎用性の大きいものである。

報告書

核燃料物性データ 1973年4月$$sim$$1976年3月

小泉 益通; 古屋 広高; 加納 清道*; 長井 修一朗; 立花 利道; 落合 洋治*

PNC-TN843 76-04, 40 Pages, 1976/08

PNC-TN843-76-04.pdf:1.14MB

高速炉燃料の設計および燃料照射挙動解析のため,必要とする国内外の燃料物性に関するデータの集積,評価1973年4月$$sim$$1976年3月までに報告された 物性データの集収整理。

72 件中 1件目~20件目を表示