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報告書

外部ゲル化法による燃料粒子製造技術開発

冨田 豊; 森平 正之; 田巻 喜久*; 西村 一久*; 庄司 修一*; 木原 義之; 加瀬 健; 小泉 務

JAEA-Research 2006-088, 95 Pages, 2007/01

JAEA-Research-2006-088.pdf:23.02MB

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戦略調査研究において、低除染TRU燃料の有望な候補の一つとして外部ゲル化法による燃料粒子製造技術開発を実施した。フェーズIIでは大径粒子の製造条件の最適化,アンモニア廃ガス処理の軽減を目的とした外部ゲル化法の改良方法の検討及び低除染燃料特有の核分裂生成物の影響について検討した。その結果、振動充填燃料に適した大径粒子の製造条件を把握及び改良型の外部ゲル化法の適用性の可能性を見いだした。さらに、核分裂生成物は粒子製造に悪影響を与えないことを確認するとともに原料液の耐放射線性についてのデータを取得した。これらの結果より、低除染湿式再処理対応の振動充填燃料用燃料粒子製造に外部ゲル化法が適応できる技術的な見通しを得た。

報告書

振動滴下装置を用いたウラン粒子燃料製造に係る外部ゲル化試験

西村 一久; 庄司 修一*; 羽成 章*; 佐藤 誠一*; 木原 義之; 遠藤 秀男

JNC-TN8430 2001-005, 64 Pages, 2001/09

JNC-TN8430-2001-005.pdf:4.1MB

先進的リサイクルシステムのMOX燃料製造法の有力な候補として外部ゲル化法がある。MOX試験の実施に先立ちウランを用いて基本的な機器の把握・製造条件の確認を行った。製造試験では基本的な条件の調査を行い、1)原料となる硝酸ウラニルの調製とPVA水溶液の調製試験を行い、適切な調製条件を調査した。2)液滴を生成するための滴下原液の調製、振動滴下装置による液滴生成に関する試験を行い、適切な振動数、送液速度を調査した。3)ゲル化反応の際の、原液組成、アンモニア濃度の影響を調査した。4)ゲル球の熟成・洗浄・乾燥条件について試験を行い、不純物の除去効果などを調査した。5)乾燥ゲル球の示差熱分析及び焙焼試験を行い、酸化物粒子を得た。このことで最終的な焼結粒子が得られる見通しがついた。また、特性評価などを行い、粒子直径の高い制御性や物質収支に関して技術的な問題がないことを確認した。本試験の結果、振動滴下装置を用いたゲル化法についてのMOX粒子製造試験を行う準備がほぼ整った。しかし、ゲル球の表面ひび割れなどの未解決課題については引き続きウラン試験を行い解決する必要がある。

報告書

高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発; 被覆層破損率の低減化

湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*

JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB

高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。

論文

高温工学試験研究炉におけるトリチウム製造試験のための被覆リチウム粒子の開発

山下 清信; 沢 和弘; 安藤 弘栄; 北村 昶*; 西村 一久*

日本原子力学会誌, 40(1), p.65 - 69, 1998/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.93(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉でのトリチウム製造試験に被覆リチウム粒子を用いることを提案し、この粒子のトリチウム保持特性を評価した。この粒子は、セラミックをリチウム化合物のカーネルに被覆したものであり、セラミック被覆にはAl$$_{2}$$O$$_{3}$$、カーネルにはLiAlO$$_{3}$$等の物質を使用する。本検討より、1000Kで400日加熱しても、この粒子からのトリチウムの漏洩率は1%以下に押さえることができ、また、1400K以上で加熱すれば短時間でほぼ完全に放出できることが明らかとなった。この特性から、HTTRのトリチウム製造試験では1000K以下で照射し、照射後この粒子を1400K以上に加熱することにより容易にトリチウムを抽出できるものと考える。更に、この粒子を核融合炉に装荷しバッチ交換してトリチウムを製造すれば、ブランケット等のトリチウム漏洩防止機能への要求は低くなるものと考えられる。

論文

Preliminary fabrication of small Li$$_{2}$$O spheres by sol-gel method

土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎; 西村 一久*; 吉牟田 秀治*; 渡海 和俊*

16th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE '95), 2, p.1123 - 1126, 1996/00

リチウム含有セラミックスが、核融合炉のトリチウム増殖材として有望視されており、酸化リチウム(Li$$_{2}$$O)が第1候補材である。Li$$_{2}$$Oは、融点まで相変化しない、高密度、高熱伝導度等の優れた特性をもつ。また、ブランケット構造体の形状は複雑であり、増殖材を充填するためには、微小球の形状が望まれている。さらに、リチウム再処理の観点からも、湿式法(ゾル-ゲル法)による微小球の製造が有効である。本研究において、ゾル-ゲル法による微小球Li$$_{2}$$Oの予備製造試験を行った。本試験結果から、ゲル球製造、ゲル球仮焼及び熱分解・焼結の各工程における条件が決定できた。

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