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報告書

BWRシビアアクシデント時のソースターム評価手法高度化のための核分裂生成物化学形評価に関する研究; 平成25年度成果

大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部; 技術開発部

JAEA-Technology 2014-014, 60 Pages, 2014/07

JAEA-Technology-2014-014.pdf:57.06MB

本報告書は、シビアアクシデント時に燃料から放出される核分裂生成物の化学を解明してソースターム評価手法の高度化につなげるための研究について、研究スコープをより詳細化・明確化して研究計画を提示するとともに、これまでに得られた成果について記載したものである。BWR制御棒材B$$_{4}$$Cが含まれる体系でのソースタームにおけるCs及びI化学解明に資するため、核分裂生成物等放出速度評価、核分裂生成物等の化学形評価及び核分裂生成物等に係る基礎データ整備の3つの研究項目を設定した。装置整備を進めるとともに、非放射性の模擬物質を用いた沈着CsIに対するB蒸気の化学反応の影響等に関する試験を行い、基礎的な知見を取得した。

報告書

土壌の原位置加熱による放射性セシウムの除去可能性の検討

福島支援本部 環境支援部; 人形峠環境技術センター; 再処理技術開発センター ガラス固化技術開発部; 放射線管理部 環境監視課

JAEA-Research 2011-026, 74 Pages, 2011/11

JAEA-Research-2011-026.pdf:5.9MB

福島第一原子力発電所の事故に伴い放射性核種によって広範囲の土壌が汚染され、さまざまな環境修復策が検討されている。セシウム(Cs)の揮発性を利用した原位置土壌加熱によるCs除去方法の有効性を確認するため、バーナーを用いた土壌加熱による土壌温度の上昇確認,加熱時の放射性Csの揮発挙動を調べた。草焼バーナーで土壌表面をCs化合物の融点まで加熱するには15分以上の加熱が必要であり、最大温度は700$$^{circ}$$Cであった。また、土壌表面が約600$$^{circ}$$Cまで加熱されても表面から1cmの深さでは約300$$^{circ}$$Cまでしか上昇せず、5cmの深さでは50$$sim$$60$$^{circ}$$C程度であった。600$$^{circ}$$C$$sim$$1300$$^{circ}$$C及び5分$$sim$$60分とした加熱試験の結果、Cs-134並びにCs-137の加熱前後の放射能量変化率は-9.8%$$sim$$+14.0%の範囲でばらついている程度であり、顕著な揮発挙動は見られなかった。放射性Csの化学形態と揮発挙動を検討するため、Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$試薬を土壌又は模擬土壌のモルデナイト型ゼオライトと混合させたものについて、TG/DTA分析等を実施した。結論として、放射性CsがCs$$_{2}$$CO$$_{3}$$単体で存在した場合、加熱によって揮発除去できるが、SiO$$_{2}$$とAl$$_{2}$$O$$_{3}$$が共存した場合、加熱によってCsAlSiO$$_{4}$$等の化合物が生成され、放射性Csは土壌中に留まると推定される。

報告書

平成18年度研究開発・評価報告書 評価課題「民間事業者の軽水炉再処理事業を支援するための研究開発」(中間評価)

核燃料サイクル技術開発部門

JAEA-Evaluation 2007-002, 90 Pages, 2007/08

JAEA-Evaluation-2007-002.pdf:2.51MB

独立行政法人日本原子力研究開発機構は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規程」等に基づき、「民間事業者の軽水炉再処理事業を支援するための研究開発」に関する中間評価を研究開発・評価委員会(次世代原子力システム/核燃料サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、次世代原子力システム/核燃料サイクル研究開発・評価委員会は、軽水炉再処理にかかわるこれまでの民間事業者への支援の状況や、東海再処理施設における今後当面の期間の研究開発計画について、おおむね妥当であると評価した。

報告書

Proceedings of 2005 JAEA-KAERI Joint Seminar on Advanced Irradiation and PIE Technologies

材料試験炉部; 技術開発部

JAEA-Conf 2006-003, 367 Pages, 2006/05

JAEA-Conf-2006-003.pdf:50.6MB

材料試験炉部及び技術開発部は、原子力機構と韓国原子力研究所が結んでいる原子力の平和利用分野における研究協力実施取決めに基づき、大洗研究開発センターにおいて照射試験・照射後試験技術に関する日韓セミナーを2005年11月16日$$sim$$18日に開催した。会議では、原子力機構と韓国原子力研究所のほか、日本の東北大学金属材料研究所,日本核燃料開発(NFD)及びニュークリア・デベロップメント(NDC),韓国の漢陽工科大学,忠南大学及び慶熙大学等から総勢100余名の参加者を得て、照射試験及び照射後試験の現状と将来展望、照射試験及び照射後試験にかかわる技術開発、照射試験データ及び照射後試験データの評価・解析に関する計35件の講演があり、HANAROにおける計装付照射キャプセルの開発,日韓両国の照射後試験施設における試験や技術開発の現状,軽水炉構造材料のIASCC研究のためのJMTR照射キャプセルの開発、高燃焼度燃料の安全性研究にかかわる照射試験・照射後試験技術の開発,常陽の利用計画等、最新の研究や技術開発に関する報告が行われた。今回のセミナーは、照射技術と照射後試験技術の両分野に関して初めて合同で開催したものであり、最新の技術開発とその展望について活発な討論を進めるとともに、両国の参加者が友好的な関係を深める良い機会となった。

報告書

核設計基本データベースの整備(III) -最新手法によるJUPTER-II実験解析-

技術開発部核設*

PNC TN9410 93-219, 217 Pages, 1993/10

PNC-TN9410-93-219.pdf:10.53MB

大型FBR炉心のための核設計基本データベース整備の一環として、日米共同大型高速炉臨界実験(JUPITER)のフェーズII(電気出力65万kWe級の径方向非均質炉心模擬体系シリーズ)について、これまでの炉物理研究の成果として確立された最新手法を用いて、一貫した解析を行いこれを評価した。(1) 解析手法均質炉心実験JUPITER-Iに対する最新解析手法に準じているが、径方向非均質炉心が複雑な体系であることから一部の項目はより詳細化されている。(I) 核断面積 : JENDL-2ベースの70群高速炉用炉定数セットJFS-3-J29年版)(II) セル計算 : プレートストレッチモデル、Toneの方法によるプレート非均質効果、カレント重み輸送断面積(III) 体系基準計算 : 3次元XYZ体系18群または70群拡散計算、Benoisの異方性拡散係数(IV) 体系補正計算 : 3次元輸送・メッシュ、AMM、マルチドロワ効果など(2) 解析結果臨界性などの全炉心に関わる核特性については、炉物理的に妥当と考えられる結果が得られた。しかし、反応率分布やリング毎制御棒価値などの空間分布特性については、すでに評価済みのJUPITER-I解析や核断面積に対する感度係数と整合する結果は得られなかった。これは、均質炉心に比べて、径非均質炉心内では中性子束分布が複雑であり、また炉心の結合度が弱く微小な外乱に対して敏感であるため、実験および解析がより難しくなっていることを示していると考えられる。以下に、各核特性ごとにその評価結果をまとめる。(I) 臨界性のC/E(計算/実験)値(II) ZPPR-13A炉心の制御棒価値(III) C28/F49、F25/F49の反応率比C/E値(IV) Naボイド反応度のC/E値(V) ZPPR-13A炉心のドップラー反応度のC/E値(VI) ZPPR-13C炉心で行ったHigh Pu240ゾーン置換反応度のC/E値今回の評価により、解析手法や核データの違いによる従来のあいまいさを取り除き、最新手法によるJUPITER-II実験解析の結果を大型炉のための核設計基本データベースとして整備することができた。これらの実験解析結果は、FBR炉物理研究としてのJUPITER総合評価の一環であるとともに、大型炉核設計手法の高度化としての炉定数調整法で用いる基本積分データ

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