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論文

Impact of MOX fuel use in light-water reactors; Long-term radiological consequences of disposal of high-level waste in a geological repository

三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:56.43(Nuclear Science & Technology)

As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO$$_{2}$$ fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO$$_{2}$$-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO$$_{2}$$ spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.

口頭

軽水炉MOX燃料再処理シナリオで発生するガラス固化体の地層処分; 処分後長期安全性に関する検討

三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

no journal, , 

使用済MOX燃料のガラス固化オプションの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO$$_{2}$$燃料を混合再処理で発生するMOX-UO$$_{2}$$混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。解析の結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが明らかとなった。このことから、使用済MOX燃料の処理・処分においては、使用済UO$$_{2}$$燃料を混合させる技術オプションが、線量評価の観点からも成立することが示された。

口頭

地層処分の核種移行評価における縦方向分散の影響に対する感度解析的検討

樺沢 さつき; 山口 正秋; 江橋 健; 牧野 仁史; 三成 映理子*

no journal, , 

本研究では、今後想定される地層処分の広域的な水理・物質移行を考慮した解析において、核種移行により大きな影響を及ぼすことが想定される縦方向分散に着目し、核種移行率の最大値に与える縦方向分散の影響の特徴と要因、およびその影響が顕著になる条件または核種を明らかにすることを目的とした。評価距離と縦方向分散長を組み合わせた感度解析を実施し、それぞれの核種移行率の最大値を比較した結果、縦方向分散が核種移行率の最大値に与える影響は核種、評価距離ごとに異なっており、条件によっては一般的な分散効果の印象とは異なり最大移行率の増加を見せた。その要因を核種移行率の経時変化と核種の半減期に着目して分析した結果、核種の半減期とピークの発生時刻(核種移行率の最大値が発生する時刻)のバランスにより異なる影響を見せていることが明らかになった。

口頭

多様なバックエンドシナリオのための諸量計算コードの開発; FP核種の拡張とNMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 三成 映理子*; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 西原 健司; 竹下 健二*

no journal, , 

東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構が開発したNMB (Nuclear Material Balance)コードに着目し、これまで竹下研究室で行ってきた核燃料サイクルシナリオ研究の知見を基にNMBコードの改良に取組んできた。従来のNMBコードはアクチノイドの諸量評価に特化した計算コードであり、バックエンドのシナリオ解析の機能が不足していた。そこで今回の改良では、NMBコードで取り扱うFP核種の拡張を実施した。FP核種の拡張において主に以下の3点の研究・開発を行った。(1)NMBコードに導入するFP核種の選出、(2)NMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発、(3)燃焼計算とその誤差評価である。発表では、NMBコードの詳細に加えて3点の検討結果について報告した。

口頭

地層処分研究開発の概要と軽水炉MOX燃料再処理で発生するガラス固化体の地層処分の検討

三原 守弘; 三成 映理子*

no journal, , 

地層処分研究開発の概要を示すとともに、使用済MOX燃料のガラス固化オプションの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO$$_{2}$$燃料を混合再処理で発生するMOX-UO$$_{2}$$混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。解析の結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが明らかとなった。このことから、使用済MOX燃料の処理・処分においては、使用済UO$$_{2}$$燃料を混合させる技術オプションが、線量評価の観点からも成立することが示された。

口頭

21世紀後半に向けた原子力利用シナリオの研究,3; 軽水炉MOX使用済燃料から発生するガラス固化体の処分後長期安全性

三成 映理子*; 三原 守弘; 牧野 仁史; 岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

no journal, , 

使用済MOX燃料の再処理シナリオの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO$$_{2}$$燃料を混合再処理する場合におけるMOX-UO$$_{2}$$混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。地質環境等を変えた複数の解析結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが示された。

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