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本木 良蔵; 青木 博道; 内田 昇二; 永石 隆二; 山田 禮司
JAEA-Technology 2008-014, 23 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-014.pdf:9.05MB
現在、放射性廃棄物の有効利用の一環として、核分裂生成物であるSr-90/Y-90を用いた水素製造実験が計画されている。効率よく水素製造を行うために、Sr-90と水素製造触媒を固化体とする方法を開発した。この方法はシリカゲル内に
SrTiO
とTiO
、又は、SrSO
とTiOを固化する方法である。この固化体は多孔質であり、耐放射線性と耐薬品性を有し、また、Sr-90の娘核種のY-90も水素製造に利用できるものである。
坂爪 克則; 青木 博道; 芳賀 孝久; 深谷 洋行; 薗田 暁; 清水 香織; 新妻 泰*; 伊藤 光雄; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-069, 44 Pages, 2008/02
JAEA-Technology-2007-069.pdf:4.55MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成18年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。平成18年度における総分析試料数は、254試料であった。本報告書は、平成18年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
深谷 洋行; 青木 博道; 芳賀 孝久; 西沢 英俊; 薗田 暁; 坂爪 克則; 清水 香織; 新妻 泰*; 白橋 浩一; 井上 猛
JAEA-Technology 2007-005, 27 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-005.pdf:1.97MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成17年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、MOX燃料溶解液からのウラン(U)/プルトニウム(Pu)の抽出分離試験で発生した抽出廃液の処理にかかわる分析を行った。平成17年度における総分析試料数は、185試料であった。本報告書は、平成17年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。