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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

Chemical behavior of degration products of tribotylphasphate in purex reprocessing

久野 祐輔; 小山 兼二; 舛井 仁一; 清水 甫; 鹿志村 卓男; 佐藤 宗一

American Chemical Society, 1995, 0 Pages, 1995/00

ピューレックス再処理におけるTBP劣化生成物である硝酸ブチル、ブチルアルコールの化学的挙動について調べた。得られた結果は以下のとおりである;DBP、MBPなど既に知られている劣化物以外のTBP劣化物は硝酸ブチルが主たるものであることが分かった。これについて実際の再処理の分散サイクルにおいて低い濃度の硝酸ブチルが検出されたものの、有機相(30%TBP-ドデカン)への蓄積はないことが確認された。また化学劣化、および放射線劣化両者とも硝酸系における溶液劣化生成物は(ブチルアルコールではなく)硝酸ブチルであることが確認できた。さらに硝酸ブチル/ブタノールともに容易に気相へ移行することが確認できた。これらの結果を基に、再処理工程内の挙動について説明を行った。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(15); 第10回ホット試験

岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 大内 仁; 山田 雅人*; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 葉賀 徹*

PNC-TN8410 88-004, 123 Pages, 1987/12

PNC-TN8410-88-004.pdf:3.95MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第10回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 試験には,高速実験炉「常陽」MK-2,燃料度31,700MW-法-,冷却日数約1.8年の燃料ピン3本を対象として再処理試験を実施した。 1.溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて13時間保持したが溶け残りが完全に溶解することは出来ず同じMK-2燃料(P-富化度29%)でも燃焼度13,800MW-法-と31,700MW-法-とでは燃焼度の高い方が溶解性が悪い。 2.小型溶解装置による溶解試験では,酸濃度,温度,U・P-濃度,剪断長による溶解速度の変化を求める為に十数回の試験を実施した。その結果, (1)剪断長の短い方が溶解時間が短いことが分かった。 (2)溶解中のU・P-濃度の高い方が溶解時間が短いことがわかった。 3.共除染・分配試験では,新しいミキサセトラを用いて行った結果抽出段のテーリングは認められなかった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(13) 第8回ホット試験

大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 葉賀 徹*; 大西 清孝*

PNC-TN8410 87-011, 253 Pages, 1987/01

PNC-TN8410-87-011.pdf:5.38MB

高速炉使用済燃料の溶解性及び抽出等に関する基礎データを取得する。 本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第8回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,燃焼度31,700MWD法T,冷却日数約1.1年の常陽MK-2燃料ピン3本を用いて実施した。試験の結果,下記の知見が得られた。 1)各工程における85Krの放出率は,それぞれ剪断時に40$$sim$$46%,溶解時に43%,小型溶解時に2%であり,合計で85%$$sim$$91%であった(ORIGEN値比較)。 2)バスケット充填での溶解率は,初期硝酸濃度3.5M,温度97$$^{circ}C$$,加熱時間約10時間の条件下で94%であった。 3)剪断片1ヶの溶解試験では,初期硝酸濃度3.5M,温度約90$$^{circ}C$$の条件下で約6.5時間で全量溶解した。 4)小型パルスカラムを用いた有機相連続抽出試験では,以下に示す結果を得た。 1高飽和度(55%)領域でのDFは80,また相当理論段高(HETS)はUに対して60cm/段,Puに対しては80cm/段であった。 2低飽和度(1.8%)領域でのDFは20,また相当理論段高(HETS)はUに対して130cm/段,Puに対しては140cm/段であった。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(14) 第9回ホット試験

大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 田中 幸一*; 大西 清孝*

PNC-TN8410 87-012, 1 Pages, 1986/12

PNC-TN8410-87-012.pdf:1.58MB

本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において中燃焼度燃料溶解性に主眼を置いて実施した第9回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 今回は,英国ドンレイ炉で,平均52,600MWD法T照射後約13.1年冷却した燃料ピン2本相当を対象とし再処理試験を実施した。 溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて10時間保持という条件で行い,溶解性が「常陽」MK-1炉心燃料(40,100MWD法T)と同等であることを確認した。抽出はミキサ・セトラを用い回収されたプロダクト液をマイクロ波により酸化物に転換した。

論文

NRTA DEVELOPMENT AT THE TOKAI REPROCESSING PLANT

鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

3rd IAEA Symposium onInternational Safeguards, , 

東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年には、IAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更に、MUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって精度向上のため必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定式についても見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導いた。

論文

NRTA DEVELOPMENT AT THE TOKAI REPROCESSING PLANT

鹿志村 卓男; 大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫

IAEA Symposium on International Safeguards, , 

東海再処理工場におけるNRTAの開発は、1978年にTASTEXの一環として始められ、1980年から実際のデータの取得を始めた。1985年にはIAEAと共同でフィールドテストが行われ、NRTAを適用するに当たっての課題を摘出した。その中で最も重要な課題であるMUFバイアスの問題について種々の検討・試験を行った結果、MUFバイアス傾向は軽減され改善が図られた。更にMUF解消についての検討が必要と考えられる。また、NRTAを実施するにあたって必要となる抽出工程内の未測定在庫の推定についても、抽出工程の中間貯槽内のPu濃度を用いた推定計算式の見直しを行い、より正確な未測定在庫計算式を導出した。

論文

東海再処理工場における溶液測定モニタリングシステムの開発・設置

佐藤 武彦; 山中 淳至; 鹿志村 卓男; 山本 徳洋

サイクル機構技報, (11), 75-80 Pages, 

1995年、IAEAは保障措置の強化・効率化の枠組みのなかで東海再処理工場に対し、保障措置の改良計画(11タスク)を提案した。そのタスクの一つが主要槽の溶液測定モニタリングシステム(SMMS)の開発・設置であり、JASPASのタスク(JA-6)として開発が行なわれた。本システムは1999年に設置工事及びIAEAによるアクセプタンステストを終了し、現在のフィールドテスト中である。本システムの目的は、主要槽に対するIAEAの独立測定がメインであり、その他に運転状態の確認及びC/Sがある。本システムはFKMPである入・出量計量槽(各1基)及びIKMPであるプルトニウム製品貯槽(7基)と製品貯槽に付属しているポット(1基)の液位等を連続的に監視・記録し、査察官室のコンピュータへデータを転送している。本システムのオーセンティケーション機能としては機器異常等の検知・記録機能等がある。本報では、本シス

口頭

硝酸Pu溶液中におけるNpの酸化還元挙動

柳橋 太; 西田 直樹; 諏訪 登志雄; 藤本 郁夫; 大部 智行; 鹿志村 卓男

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるNp挙動調査のために、硝酸濃度を調整したときのNp原子価の変化にかかわる試験・調査を行った。その結果、Pu共存系においても硝酸溶液中のNpに関する酸化還元反応は、杤山らの反応速度式におおむね従うことを確認した。

口頭

東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験

山本 弘平; 鍛治 直也; 森本 和幸; 大部 智行; 佐野 雄一; 鹿志村 卓男

no journal, , 

ソルトフリー技術は、溶媒洗浄工程において使用する洗浄液に、Naを含まない試薬を用いることによって、低放射性廃液蒸発缶(LAW蒸発缶)における濃縮率を向上させ、LAWの減容化等を期待できるものであり、将来の再処理施設への技術導入に向けて、処理方法等の検討を行う必要がある。ここでは、洗浄性能に優れたシュウ酸ヒドラジン及び炭酸ヒドラジンの使用、同試薬のLAW蒸発缶における加熱分解処理を想定し、東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験(COLD試験)を行うことによって、将来の再処理施設への技術導入のために有効な情報を得たので、その結果について報告する。

口頭

東海再処理工場低放射性廃液処理工程オフガス系におけるヨウ素吸着材の吸着性能試験

橋本 和一; 河田 剛; 永山 峰生; 河本 規雄; 庄司 賢二; 長木 俊幸; 佐々木 博文; 鹿志村 卓男; 木下 繁実*

no journal, , 

東海再処理施設の低放射性廃液処理工程においては、槽類オフガス系にヨウ素フィルタが設置され、吸着材として銀ゼオライト(AgX)を使用している。AgXは銀の含有量が多く高価であることから、AgXとほぼ同程度のヨウ素吸着性能が期待できる吸着材(AgZ)について実オフガスによる吸着性能試験を行い、低放射性廃液処理工程への適用性を確認したことについて報告する。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発,1; フローシート構成の検討及び抽出計算コード(MIXSET-X)によるフローシート設定

生田目 聡宏; 佐藤 武彦; 森本 和幸; 大部 智行; 鹿志村 卓男; 大森 栄一

no journal, , 

使用済燃料からU, Puを回収する抽出フローシート(以下、フローシートという)として、コプロセッシング法のフローシート構成を検討し、抽出計算コード(MIXSET-X)によりフローシートを設定したので、その結果について報告する。本報告は、経済産業省からの受託事業として日本原子力研究開発機構が実施した「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

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