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論文

A Review of separation processes proposed for advanced fuel cycles based on technology readiness level assessments

Baron, P.*; Cornet, S. M.*; Collins, E. D.*; DeAngelis, G.*; Del Cul, G.*; Fedorov, Y.*; Glatz, J. P.*; Ignatiev, V.*; 井上 正*; Khaperskaya, A.*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103091_1 - 103091_24, 2019/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

本論文では、将来のクローズド燃料サイクルにおける使用済燃料のための分離プロセスに対する国際的リビューの結果が、技術成熟度評価の結果ととともに示されている。本研究は、ORCD/NEAで組織された燃料リサイクル化学に関する専門家グループによって実施されたものである。本研究の特徴的な点は、分離プロセスを使用済燃料中の分離対象元素(ウラン, ウラン-プルトニウム, マイナーアクチノイド, 発熱性元素等)別の分離階層により区分けして評価したことであり、これに使用済燃料の前処理プロセスの評価を加えている。分離プロセスとしては湿式プロセスと乾式プロセスの両者をカバーしている。

論文

新材料・新製品開発のための先端解析技術

佐々木 宏和*; 西久保 英郎*; 西田 真輔*; 山崎 悟志*; 中崎 竜介*; 磯松 岳己*; 湊 龍一郎*; 衣川 耕平*; 今村 明博*; 大友 晋哉*; et al.

古河電工時報, (138), p.2 - 10, 2019/02

電子顕微鏡や放射光等の先端解析技術は、試料の構造や化学状態について多くの有用な情報をもたらし、材料研究に欠かせないツールとなっている。本稿では、これらの先端解析技術の中から、電子線ホログラフィや放射光を用いたX線小角散乱法(SAXS)等の手法を中心に、材料研究への応用事例を紹介する。これらの手法を活用することにより、未知であった材料の本質を明らかにすることができ、新製品開発の指針を定める上で重要な知見を得ることができる。

論文

HOTLAB 2017; 第54回ホットラボ・遠隔操作会議

湊 和生

日本原子力学会誌, 60(6), P. 365, 2018/06

日本原子力研究開発機構は、日本原子力学会および国際原子力機関の共催のもと、HOTLAB 2017会議を開催した。この会議は、照射後試験技術、遠隔操作技術、およびホットラボ施設の安全運用などの情報交換および協力を目的に、1963年からほぼ毎年、開催されてきた。本会議には、21か国から155名(うち海外107名)が参加し、51件の講演および29件のポスター発表があった。本会議では、ホットラボへ新しい技術・設備を導入する技術者とそれらを利用する研究者との議論が活発に行われた。世界的にホットラボが老朽化してきている中、東京電力福島第一原子力発電所の燃料デブリの分析のための新たなホットラボ建設に期待が寄せられた。また、微小な燃料材料試料で精巧な分析・測定ができる施設・設備の必要性が強調された。

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,1; 分離変換の意義と分離変換システム

湊 和生; 辻本 和文; 田辺 博三*; 藤村 幸治*

日本原子力学会誌, 59(8), p.475 - 479, 2017/08

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第1回にあたる本稿では、分離変換の意義は何であるのかを解説するとともに、分離変換を効果的・効率的に行うために研究開発が進められている分離変換のシステムについて解説する。分離変換の意義については、放射性廃棄物を経口摂取した場合の被ばく線量で定義される潜在的有害度低減の観点から、使用済み燃料の潜在的有害度が原料とした天然ウランの潜在的有害度を下回るまでに要する時間はおよそ10万年であるが、再処理後は約1万年、分離変換後は数百年まで短縮されることを示した。また、潜在的な吸入摂取毒性の低減にはMAの分離変換の効果が顕著であることから、数十万年の超長期にわたる人間活動や地殻変動の予測等に相当の不確実性が伴うことから、分離変換は処分場影響の不確実性低減にも寄与すると考えられることを示した。分離変換システムについては、総合的なシステムとして分離変換技術を捉えた場合、比較的有望な概念として考えられている発電用の高速炉を用いたシステム(高速炉利用型)と核変換専用の小規模な燃料サイクルを商用発電サイクルに付加したシステム(階層型)を紹介するとともに、プルトニウムや核分裂生成物を核変換対象とするその他のシステムも紹介した。

論文

原子力施設と人材育成

湊 和生

放計協ニュース, (56), P. 1, 2015/10

福島第一原子力発電所の事故以降、学生の原子力離れが起きている。大学における研究施設の維持管理が困難になってきている現状と照らし合わせ、大学,産業界,研究機関が協力して、人材の確保と育成をより強力に推し進めることが重要である。

論文

Electrochemical behavior of americium in NaCl-2CsCl melt

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1331 - 1334, 2015/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

NaCl-2CsCl溶融塩(823K)中のアメリシウムの電気化学的挙動を、サイクリックボルタンメトリ法及びディファレンシャルパルスボルタンメトリ法によって測定した。Am(III)イオンはAm(II)イオンを経てAmイオンに還元されること、及びAm(III)/Am(II)反応及びAm(II)/Am(0)反応の式量電位はそれぞれ-2.73及び-2.97(V vs Cl$$_2$$/Cl$$^-$$)であることを示した。

論文

Development of closed nuclear fuel cycles in Japan

湊 和生

Reprocessing and Recycling of Spent Nuclear Fuel, p.565 - 578, 2015/00

日本における核燃料サイクル開発について記載する。まず、核燃料サイクルの開発に対する東京電力福島第一原子力発電所における過酷事故の影響について、新しい原子力安全規制の体制やエネルギー基本計画の改定なども含めて議論する。次に、将来の核燃料サイクル開発に求められている技術について記載する。最後に、これまでの核燃料サイクルの開発プログラムをレビューした後に、将来の研究開発の方向について議論する。

論文

Thermal expansion and self-irradiation damage in curium nitride lattice

高野 公秀; 林 博和; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 448(1-3), p.66 - 71, 2014/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.59(Materials Science, Multidisciplinary)

結晶格子の熱膨張データ取得を目的とし、酸化物の炭素熱還元により窒化キュリウム(CmN)の粉末試料を調製した。Cmの純度は96%で、不純物として0.35%のPuと3.59%のAmを含有する。室温で自己照射損傷による格子定数の時間変化を測定した結果、3日間で0.43%膨張して一定値に飽和した。この値は超ウラン元素の蛍石型構造の二酸化物より大きい。また、これにより297Kでの未損傷状態の格子定数として0.50261nmを得た。次に高温X線回折測定により、室温から1375Kの範囲で格子定数を温度の関数として定めた。その結果、293Kから1273Kまでの線熱膨張は0.964%で、平均線熱膨張係数は9.84$$times$$10$$^{-6}$$K$$^{-1}$$であった。他のアクチノイド窒化物のデータと比較して、CmNは高熱膨張の窒化物(PuN及びAmN)と低熱膨張の窒化物(UN及びNpN)のほぼ中間に位置することを明らかにした。

論文

Synthesis of neptunium trichloride and measurements of its melting temperature

林 博和; 高野 公秀; 倉田 正輝; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.477 - 479, 2013/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.09(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化ネプツニウムを原料として炭素熱還元法によって調製した窒化ネプツニウムと塩化カドミウムの反応によって高純度の三塩化ネプツニウムを調製した。粉末X線回折法によって測定した六方晶の三塩化ネプツニウムの格子定数はa=0.7421$$pm$$0.0006nm及びc=0.4268$$pm$$0.0003nmで、これまでの報告値(a=0.742$$pm$$0.001nm, c=0.4281$$pm$$0.0005nm)とよく一致した。約1mgの試料を金製の容器中に密封し、示差熱分析装置を用いて測定した融解温度は1070$$pm$$3Kであった。これは、これまでに実測値の報告がないために推奨値として採用されているUCl$$_3$$の融解温度(1115K)とPuCl$$_3$$の融解温度(1041K)の中間値である1075$$pm$$30Kに近い値である。

論文

Separation and recovery of Cm from Cm-Pu mixed oxide samples containing Am impurity

林 博和; 萩谷 弘通; Kim, S.-Y.*; 森田 泰治; 赤堀 光雄; 湊 和生

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(3), p.1275 - 1286, 2013/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.09(Chemistry, Analytical)

$$^{244}$$Cmの壊変によって$$^{244}$$Cm-$$^{240}$$Pu混合酸化物となった40年前に製造された$$^{244}$$Cm酸化物試料を硝酸溶液中に溶解し、陰イオン交換樹脂カラムを用いてプルトニウムイオンを除去し、3級ピリジン型樹脂及び硝酸-メタノール溶液を用いたクロマトグラフ法によってAm不純物を除去したCm溶液を用いてCm酸化物の原料となるCmシュウ酸塩を調製した。調製したCmシュウ酸塩試料はCm化合物の調製及び物性測定用試料として供給した。

論文

福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた研究開発; 日本原子力研究開発機構原子力科学研究所における取り組み

湊 和生

核燃料, (48-1), p.27 - 30, 2012/12

原子力機構は、平成24年4月1日から、原子力科学研究所(原科研),核燃料サイクル工学研究所(核サ研)、及び大洗研究開発センター(大洗研)に、それぞれ福島技術開発特別チームを設置し、福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた研究開発・技術開発を福島技術開発特別チームの下で一体的に実施している。原科研福島技術開発特別チームでは、使用済燃料プール燃料取り出しにかかわる研究開発、燃料デブリ取り出し準備にかかわる研究開発、及び放射性廃棄物処理・処分にかかわる研究開発において、個別プロジェクトにかかわる研究開発・技術開発に取り組んでいる。核燃料関連の研究開発、技術開発は、おもに事故進展解析技術の高度化による炉内状況の把握、模擬デブリを用いた特性の把握において実施している。

論文

Advanced concepts in TRISO fuel

湊 和生; 小川 徹

Comprehensive Nuclear Materials, 3, p.215 - 236, 2012/03

高温ガス炉燃料として、微小燃料核を熱分解炭素及び炭化ケイ素で四重に被覆したTRISO被覆粒子燃料が開発されてきた。ここでは、TRISO被覆粒子燃料の高温での性能向上,核分裂生成物による被覆層腐食の抑制及び核分裂生成物の保持能力の向上、並びに高速中性子体系で使用できる燃料など、種々の先進的な被覆粒子燃料について、燃料概念,製造,検査方法,照射挙動等の結果を体系的にとりまとめた。

論文

Technology readiness levels for partitioning and transmutation of minor actinides in Japan

湊 和生; 森田 泰治; 辻本 和文; 小山 真一; 倉田 正輝*; 井上 正*; 池田 一三*

Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.341 - 349, 2012/00

我が国における分離変換技術の成熟度を評価した。評価にあたっては、国際原子力エネルギーパートナーシップ(GNEP)において用いられた技術成熟度の定義(TRL)を用いた。評価の対象は、マイナーアクチノイド(MA)の核変換システムである高速炉と加速器駆動システム、MA分離プロセス、及びMA含有燃料とした。評価の結果、どの技術開発においても、TRL5に高い要求項目があることが認識された。この要求項目を効率的・効果的に満足するような技術開発の道筋として、実験室規模での照射済燃料を用いたMA分離プロセス試験やそこで分離されたMAを用いた燃料製造試験を十分行うことが重要であると指摘した。

論文

Actinide-handling experience for training and education of future expert under J-ACTINET

逢坂 正彦; 小無 健司*; 林 博和; Li, D.*; 本間 佳哉*; 山村 朝雄*; 佐藤 勇; 三輪 周平; 関本 俊*; 窪田 卓見*; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

将来アクチノイド研究・技術に従事することが期待される若手に向けたJ-ACTINET主催のサマースクールが成功裏に開催された。第1回のサマースクールは2009年8月茨城地区で開催され、2010年8月関西地区での開催が続いた。アクチノイド研究の入門コースとして、大学・大学院学生並びに若手研究者・エンジニアを対象として、実際のアクチノイド体験を主眼とした。3$$sim$$4日の短期間のスクールでアクチノイドの体験を行い、アクチノイドへの興味を引き出すために多くの努力が払われた。茨城地区でのサマースクールにおいてはアクチノイド取扱いの模擬体験が、また、関西地区でのサマースクールにおいては実際のアクチノイドを用いた実験が好評を博した。今後J-ACTINETサマースクールを毎年開催していく予定である。

論文

J-ACTINET activities of training and education for actinide science research

湊 和生; 小無 健司*; 山名 元*; 山中 伸介*; 長崎 晋也*; 池田 泰久*; 佐藤 正知*; 有田 裕二*; 出光 一哉*; 小山 正史*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12

アクチノイド科学の研究は、革新的原子力技術の持続的な発展を維持するためには欠くことのできないものである。アクチノイド元素は放射性であるので、それらを取り扱うアクチノイド科学の研究を行うには、閉じ込めや遮へい機能のある特殊な設備が必要である。これらの特殊な施設・設備を維持するには通常よりも費用が掛かるため、大学などにおいてはその数が減少してきている。研究施設の密接な協力のもとに、アクチノイド科学の研究を活性化させるとともに、この分野で活躍する人材を育成するために、J-ACTINETを2008年に設立した。若手研究者に研究のノウハウを継承し、視野を広げてもらうために、研究プログラムを実施した。また、サマースクール及び計算科学スクールを開催し、大学生,大学院生,若手研究者にアクチノイド科学に触れてもらう機会を提供した。これらのスクールでは、講義ばかりではなく、実習を必須のものとして実施した。さらに、大学院生,若手研究者を海外のサマースクールや国際会議に派遣した。

論文

EXAFS analysis of uranium(IV) and thorium(IV) complexes in concentrated CaCl$$_{2}$$ solutions

上原 章寛*; 藤井 俊行*; 松浦 治明*; 佐藤 修彰*; 永井 崇之; 湊 和生; 山名 元*; 岡本 芳浩

Proceedings in Radiochemistry, 1(1), p.161 - 165, 2011/09

The coordination of U$$^{4+}$$ and Th$$^{4+}$$ in CaCl$$_{2}$$ hydrate melts was studied by U and Th $$L$$$$_{rm III}$$ edge extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) spectroscopy. It was confirmed that, with the decrease of concentration from 6.9 M CaCl$$_{2}$$ to 4 M CaCl$$_{2}$$, the Cl$$^{-}$$ ion coordination number $$N$$$$_{rm Cl}$$ in the U$$^{4+}$$ coordination sphere decreased from 3.4 to 1.3, while the hydration number $$N$$$$_{rm O}$$ in it increased from 4.5 to 6.7. The combined coordination number $$N$$$$_{rm O}$$ + $$N$$$$_{rm Cl}$$ of U$$^{4+}$$ in concentrated Cl$$^{-}$$ solution (8.0) was lower than that in 1.5 M perchloric acid aqueous solution (9.0). For Th$$^{4+}$$, with the decrease of concentration from 6.9 to 4 M CaCl$$_{2}$$, $$N$$$$_{rm Cl}$$ in the Th$$^{4+}$$ coordination sphere decreased from 1.9 to 1.5, while $$N$$$$_{rm O}$$ in it increased from 7.6 to 8.8. The $$N$$$$_{rm O}$$ + $$N$$$$_{rm Cl}$$ of Th$$^{4+}$$ in concentrated Cl$$^{-}$$ solution was 9.0 which was similar to that in 1.5 M perchloric acid. It was found that the bond distance of U-Cl was shorter than that of Th-Cl because of low $$N$$$$_{rm O}$$ to U$$^{4+}$$.

論文

Coordination characteristics of trivalent lanthanides and actinides in molten hydrate salts of Ca(NO$$_3$$)$$_2$$ and CaCl$$_2$$

藤井 俊行*; 奥出 元気*; 上原 章寛*; 関本 俊*; 林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生; 山名 元*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 288(1), p.181 - 187, 2011/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.07(Chemistry, Analytical)

TBP溶液と水和物融体Ca(NO$$_3$$)$$_2cdotmathit{R}$$H$$_2$$O又はCaCl$$_2cdotmathit{R}$$H$$_2$$Oの間のCe(III), Am(III), Cm(III)の分配挙動を放射化学的手法で研究した。Ca(NO$$_3$$)$$_2cdotmathit{R}$$H$$_2$$O系では、Ce/Amの分離係数は最大12、Cm/Amの分離係数は最大1.7という結果が得られた。これらの元素の分配比は水和物融体中の水の活量の減少とともに増加し、水が少ない組成での抽出性能は水が多い組成よりも水の活量の影響を受けにくい。この傾向は、水和物融体中のNd(III)の吸光スペクトルで観察された配位状況の変化と似ている。

論文

分離変換技術はどこまで成熟したか?; 技術成熟度評価に基づく現状整理と提案

湊 和生

日本原子力学会誌, 52(12), p.796 - 800, 2010/12

米国航空宇宙局(NASA)や宇宙航空研究開発機構(JAXA)でも活用されている技術成熟度(TRL)基準を用いて、放射性廃棄物処理・処分の負担軽減などを目的とする分離変換技術の成熟度を評価した。技術成熟度の厳密評価ではなく、そこから浮かび上がってくる課題を客観的に把握することを目指した。そこで見えてきたものは、直面する技術開発上の高い壁であった。TRLについて概説するとともに、今後、分離変換技術の開発を効率的・効果的に進める方策を提案した。

論文

Current status and future plan of research and development on partitioning and transmutation technology in Japan

大井川 宏之; 湊 和生; 森田 泰治; 木村 貴海; 荒井 康夫; 辻本 和文; 西原 健司

Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.123 - 132, 2010/11

分離変換技術に関する2000年のチェックアンドレビューの後、日本では、群分離,燃料製造,核変換及び燃料サイクルの各研究分野において多くの進展があった。これに対する第2回のチェックアンドレビューが2008年から2009年にかけて行われた。2009年4月に示された最終報告書では、分離変換技術の導入意義として、(1)潜在的有害度の低減,(2)地層処分場に対する要求の軽減,(3)廃棄物処分体系の設計における自由度の増大の3点が挙げられている。また、現在の技術レベルの評価では、マイナーアクチノイド(MA)に関するデータの不足が指摘され、FBRとADSの双方についての共通な基盤としての実験データの蓄積が強く求められた。

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