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報告書

高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト); 工学規模ホット試験施設の設計検討(中間報告)

中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 俊幸; 小坂 一郎; 中崎 和寿; 須藤 真也; 中村 友隆; 中林 弘樹; 林 直人; 角田 大作

JAEA-Technology 2008-077, 276 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-077.pdf:25.66MB

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクルの実用化を目指した研究開発として、「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)」を2007年度より実施している。再処理システムの研究開発においては、要素技術開発成果に基づき工学規模ホット試験を実施して革新的技術やシステム,プラントに関する性能,運転・保守等に関する実証データを提示するとともに、得られた技術的知見を実証施設の設計に反映することを計画している。本報告書は、上記の先進湿式法再処理システムについて工学規模ホット試験を行うための施設に関する設計検討の中間報告である。本報告書では、試験施設の設計成果に加えて、工学規模ホット試験の位置づけ,試験施設に求められる要求仕様や施設基本計画についても整理を行った結果も取りまとめた。また、本書では検討の幅を広げるために実施した幾つかのケーススタディの結果についても示した。

論文

Development of FR fuel cycle in Japan, 2; Basic design and verification of U-Pu-Np co-recovery flowsheets for engineering scale hot examinations in Japan

中林 弘樹; 永井 俊尚

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.2029 - 2035, 2008/06

高速増殖炉サイクル実用化研究「FaCTプロジェクト」の一環として先進湿式再処理技術の工学規模ホット試験を計画している。本論文は、その工学規模ホット試験の主要な要素技術の一つである溶媒抽出プロセスのフローシートについて基本設計を行った結果を報告するものである。本試験設備は二つの異なる抽出法、すなわち簡素化溶媒抽出法とCo-processing法の両方を実施可能なように設計した。また、試薬供給ポンプや溶解液フィーダ及び化学分析の誤差や環境気温変化など、実際のプラントにおいて不可避なプロセスパラメータの変動に対しても安定的に試験が実施できるように設計した。この設計ではJAEAが開発したMIXSET-Xコードを利用したが、設計精度を向上するための改良を行い、またその計算結果の妥当性についてベンチマーク評価を実施し、本設計の成立性の確認を行った。

論文

A Study on the optimized fuel cycle systems during the transition period from LWR era to FBR era

小島 久雄; 林 直人; 永井 俊尚; 藤田 雄二; 河田 東海夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

本書では、代表的な軽水炉からFBRへの移行シナリオに関するプレリミナリの評価について述べる。FBR導入速度は軽水炉のリプレース速度に密接に関係しているが、FBRへの移行は燃料サイクルシステムを最適化する手段として考えるべきである。Pu収支評価に基づくと、FBR導入が始まる前に適切な量の軽水炉使用済燃料の確保が必要がある。我が国の第2軽水炉燃料再処理プラントの使命は、新規FBRのスタートアップに必要なPuを供給することにある。軽水炉MOX燃料でのPu利用が進むと、高レベル放射性廃棄物中のマイナーアクチニド(MA)の蓄積が顕著となり、MAの発熱が要因となってガラス固化体発生量が大幅に増加する。この問題に対しては、FBRにMA回収サイクルを繋げることで有益な解を得られる。移行シナリオに対応する次世代再処理プラントに対する要求も検討しており、"PEACE"と称する革新的概念を提案する。

報告書

東海事業所における核燃料サイクル研究開発計画の提案 -軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの道-

中村 博文; 安部 智之; 鹿志村 卓男; 永井 俊尚; 前田 誠一郎; 山口 俊哉; 黒木 亮一郎

JNC-TN8440 2003-016, 39 Pages, 2003/07

JNC-TN8440-2003-016.pdf:0.79MB

GEN-II Pjタスクフォースチームは、東海事業所の厳しい現実を見据えたうえで、現場に立脚し、かつ従業員が高いモラルや目標を維持できる東海事業所における研究開発計画をまとめることを目的として、平成14年12月19日から中堅*若手7人で活動を開始した。検討に際して、はじめに日本の核燃料サイクルを取り巻く現状を以下のように認識した。・軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの技術の流れが不明確・高速炉サイクル確立にはプルサーマル実施が必須・廃棄物関連コスト(「負の遺産」)への対応は喫緊の課題 その上で、実用化戦略調査研究(F.S.)の研究開発計画と整合のとれた核燃料サイクル研究開発計画(今後10$$sim$$20年)を検討し、以下に示す核燃料サイクル研究開発の基本的な取り組みと東海事業所における具体的な対応策を提案した。・エネルギー安定供給を支える「強靭な核燃料サイクル」の確立と高度化*核燃料サイクルの安定運用のための冗長性確保*異常等の発生頻度低減と迅速な対応*安全、信頼性、安心、透明性向上・長期的供給可能な基幹エネルギー源として高速炉サイクル技術を早期に確立*軽水炉サイクル技術との連携を取った研究開発*安全性、経済性、環境負荷低減、核拡散抵抗性を考慮した複数の実用可能な技術に優先順位をつけて研究開発*実用化に近い技術から早く提示・廃棄物処理、処分技術の確立と廃棄物から見た核燃料サイクル技術の最適化*廃棄物処理、処分方策の早期実現による「負の遺産」の低減*廃棄物関連技術に基づき各サイクル技術を経済性、環境負荷両面で最適化$$Delta$$サイクル施設の除染*解体技術の開発$$Delta$$新施設の設計*建設段階から、解体等のコストを配慮

論文

The Excellent Fuel Cycle Technology in Nuclear Proliferation Resistace

永井 俊尚; 小島 久雄; 青嶋 厚; 荻野 英樹

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00

小資源国日本にとって、21世紀の持続的発展のためには原子力エネルギー利用は必須であり、燃料リサイクルを基本方針としている。使用済燃料を再処理し、U,Pu等を回収して再利用することにより、資源及び環境への大きなメリットが期待できる。これは、低除染-TRU含有燃料のリサイクルを基本とするFBRサイクルシステムにより達成することができるとともに、Puを特別視しない十分な核拡散抵抗性を有するシステムである。この技術開発状況も合わせて報告する。

報告書

アスファルト固化処理施設火災・爆発事故の原因究明のための時系列調査報告書

山内 孝道; 久江 正; 永井 俊尚

PNC-TN8410 97-368, 135 Pages, 1997/12

PNC-TN8410-97-368.pdf:7.9MB

平成9年3月11日の10:06頃、アスファルト固化処理施設のアスファルト充てん室(R152)内にてアスファルト充てん済みのドラムから火災が発生した。更に、同日20:04頃、同施設にて爆発が発生した。上記火災・爆発事故の発生を受けて、東海事業所の防護活動本部は、3月13日に、本部内に「時系列班」を設置することを決定し、筆者らが班員となった。その後、原因究明のために有用な情報を得るために、事故発生時の状況やその際の操作内容等に関して聞き取り調査や運転記録の調査等を実施し、その結果を科学技術庁が設置した「東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故調査委員会」に提出した。本書は、アスファルト固化処理施設の火災・爆発事故の原因究明のための時系列調査の内容、その調査結果の「東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故調査委員会」への報告内容等をとりまとめたものである。

論文

使用済MOX燃料はどうするのか?

永井 俊尚; 野村 茂雄; 小島 久雄

日本原子力学会ホームページ(インターネット), , 

我が国のリサイクル路線でプルサーマルを行うと、使用済MOX燃料が出てくる。使用済MOX燃料は、再度燃料サイクルで利用すべきリサイクル資源であり、当面中間貯蔵し、高速炉の次世代燃料サイクルを完成させ、ここで再利用するのが本来の姿である。現在、サイクル機構では「実用化戦略調査研究」を進め、最適化したプラント像を検討しており、ここでプルサーマルも同時に再処理することを検討している。Puを合理的に取り扱う再処理技術開発は、段階的かつ着実に進めなければならない。

口頭

先進湿式再処理技術の研究開発計画; ホット工学実証の進め方

中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 真也; 島田 隆; 船坂 英之; 杉山 俊英

no journal, , 

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(FS)フェーズIIの最終報告において、燃料サイクルシステムとして先進湿式再処理技術を選定した。今後、この技術を実用化するためには各技術課題に対するホット工学実証として、それぞれの開発レベルに応じて各工程単体の試験(枢要プロセス試験)及び各工程をシステム的に結合させた総合的な機能確認を行う試験(総合システム試験)の2種類を行う必要がある。これら一連のホット工学実証試験によって得られたデータは将来の実用化プラント計画に反映していく。ホット工学実証のフィールドとしては、リサイクル機器試験施設(RETF)の活用を予定しており、計画するホット工学実証を行うには、枢要プロセス試験を行うためのフィールド(多目的セル)と総合システム試験を行うためのフィールド(試験セル)を設置するための改造工事が必要である。口頭発表では、ホット工学規模試験の意義と対応する試験施設の改造概念についての検討結果を発表する。

口頭

PARCコードを用いたU-Pu-Np共抽出工程でのNp挙動の研究

朝倉 俊英; 津幡 靖宏; 森田 泰治; 中林 弘樹; 永井 俊尚

no journal, , 

NEXTプロセスの簡素化溶媒抽出法の最適化に資することを目的として、PARCコードを用い、U-Pu-Np共抽出工程についてシミュレーション計算を行い、Npの抽出分離挙動を、亜硝酸濃度とNp(V)-Np(VI)の酸化還元反応速度の観点から検討した。フィード液(硝酸5.19mol L$$^{-1}$$(M))中のNpの原子価について、初期条件を、Np(V)が100%、亜硝酸濃度が10$$^{-4}$$$$sim$$10$$^{-1}$$Mと仮定して経時変化を計算した。その結果、亜硝酸濃度が高いほど平衡に要する時間が短くなること、さらに、平衡時のNp(V)の比率が増加することがわかった。原子価評価計算結果の組成の液をフィードとした抽出計算結果から、亜硝酸濃度が低い(10$$^{-4}$$, 10$$^{-3}$$M)場合に、Np水相濃度プロファイルの計算結果は試験結果をよく再現した。

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