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口頭

質量分析用標準物質(LSDスパイク)の国内調達に向けた取組み

石川 文隆; 安部 智之; 千葉 正彦; 鈴木 徹; 久野 祐輔; 角 美香

no journal, , 

プルトニウム燃料技術開発センターでの核燃料物質の計量管理分析については、同位体希釈質量分析法(IDMS)によって実施されている。IDMSにはLSDスパイクと呼ばれる標準試料が必要であり、核燃料物質を取扱う施設においては必要不可欠なものである。そのLSDスパイク及びスパイクの原料Puは、海外からの供給に依存しているが、近年Pu輸送は以前に増して困難な状況になっている。海外供給の動向は、将来的に施設操業に影響する可能性も孕んでいる。したがって、当センターにおいては国内でのLSDスパイク調達に向けて、必要な基礎基盤技術の研究及び開発を進めている一方、国内調製した標準物質の認証を視野に入れた検討を模索しているところである。本報告では、技術開発の現状と今後の対応及び課題について述べる。

口頭

標準核物質(LSDスパイク)の調製と評価,2; 評価

角 美香; 高松 舞*; 海老沢 徳幸; 阿部 勝男; 影山 十三男; 千葉 正彦; 中沢 博明; 鈴木 徹; 甲地 友和*; 櫛桁 義幸*; et al.

no journal, , 

同位体希釈質量分析法(IDMS)によるPu, U分析にはLSD(Large Size Dried)スパイクと呼ばれる標準物質が必要である。この調製にあたり、原料物質(一次標準核物質)の効率的利用と原子力機構保有のMOXより分離精製したPuの有効性を確認するため、原子力機構及び日本原燃において共同研究を実施した。「標準核物質(LSDスパイク)の調製と評価(1)調製・試験」で報告する、六ヶ所再処理工場において実試料を用いたLSDスパイクの試験結果について、GUM(Guide to the expression of Uncertainty in Measurement)に基づく不確かさの評価を行った。また通常量の1/2量で調製したLSDスパイク、及び原子力機構にて保有しているMOXより分離精製したPuを原料として調製したLSDスパイクについて、それぞれ統計的に評価し、これらLSDスパイクの有効性を確認した。

口頭

標準核物質(LSDスパイク)の調製と評価,1; 調製・試験

甲地 友和*; 櫛桁 義幸*; 村上 貴樹*; 菱 朋行*; 藍 寛信*; 高松 舞*; 海老沢 徳幸; 角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; et al.

no journal, , 

同位体希釈質量分析法(IDMS)によるPu, U分析にはLSD(Large Size Dried)スパイクと呼ばれる標準物質が必要である。この調製にあたり、原料物質(一次標準核物質)の効率的利用と原子力機構保有のMOXより分離精製したPuの有効性を確認するため、原子力機構及び日本原燃において共同研究を実施した。原子力機構における調製と、六ヶ所再処理工場の遠隔装置を用いて行った実試料の評価試験について報告する。

口頭

べき乗法の収束残差からの高次固有値の推定

中瀬 正彦*; 千葉 豪; 齊藤 正樹*

no journal, , 

高次固有値は炉心安定性の指標として有用との指摘がなされている。通常、高次固有値は引き抜き法等、特別な手続きを必要とする方法で計算する。本研究では、基本モードの計算での収束残差から簡便に高次固有値を推定する手法を開発した。IAEA二次元二群ベンチマーク問題を対象にその妥当性を評価したところ、5次モードまでの固有値について$$Delta k=0.001$$以内で参照解を再現することを確認した。

口頭

廃棄物処分の環境影響を基点とした原子力システム研究,1; 廃棄物処分おける環境負荷と核燃料サイクル条件

朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 松村 達郎; 千葉 豪*; 相楽 洋*; 竹下 健二*

no journal, , 

原子力利用において放射性廃棄物の発生は不可避であり、廃棄物処分における負荷の低減が求められる。一方、放射性廃棄物の基本的な特性は核燃料の仕様とその燃焼条件に依存する。多様性が予想、要求される原子力システムにおける放射性廃棄物の減容と有害度低減の実現には、核種分離や高速炉を含めた核燃料サイクル全体を俯瞰した横断的研究に基づくバックエンド対策からの提言が求められる。廃棄物処分の環境負荷と核燃料サイクル条件の関係に留意して、研究の全体像を紹介する。

口頭

Study on nuclear energy system considering environmental load reduction of waste disposal in diversification of nuclear fuel cycle conditions, 3; Simplification of MA separation process based on reasonable MA recovery rate by environmental impact assessment of radioactive waste disposal

松村 達郎; 朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 千葉 豪*; 相楽 洋*; 竹下 健二*

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の処分の問題は、原子力エネルギーの持続的な利用のために重要な課題である。長寿命で放射性毒性の高いMAを分離し核変換するP&T技術は、環境負荷を軽減させる可能性がある重要な技術である。使用済燃料の再処理から生じる高レベル廃棄物からMAを分離回収するMA分離プロセスは、P&T技術の実現に不可欠な技術の一つである。原子力機構は、MA分離プロセスに溶媒抽出技術を採用したSELECTプロセスの開発を進めてきた。分離性能の目標値は、放射毒性評価に基づく回収率99%及び核変換システムの性能評価に基づくMA製品純度95%と設定し、実高レベル廃棄液を用いた試験によって実証した。このSELECTプロセスは2つの工程で構成され、その第2工程ではMAとREを分離するため目標値に対して40段の抽出段数段階が必要であり、導入コストと運用コストが課題であった。そのため、本研究では処分場の環境負荷の評価に基づいた合理的な回収率を設定した。これをもとに、PARC-MAコードを用いて定量的な評価を行い、MA/RE分離工程における抽出段数及びMA生成物の純度を評価した。簡略化された現実的なMA分離プロセスの構成を明らかにできたと考えている。

口頭

廃棄物処分の環境影響を基点とした原子力システム研究,14; 核燃料サイクル条件多様化に対応する統合的な環境負荷評価

朝野 英一*; 桜木 智史*; 浜田 涼*; Han, C. Y.*; 中瀬 正彦*; 松村 達郎; 千葉 豪*; 相樂 洋*; 竹下 健二*

no journal, , 

多様な核燃料サイクル条件に基づくガラス固化体の地層処分の環境影響を評価し、MA分離割合に着目して、環境影響削減に効果的な核燃料サイクル条件の組合せを検討した。環境影響評価値は地層処分における廃棄物量と放射線影響、MAの分離・回収、回収MAの高速炉燃料利用について3領域、6クライテリアに分類し、多基準分析の手法を参照して算出した。クライテリアの重み配分に留意した環境影響評価値の比較を行い、核燃料サイクル諸条件組合せに関する分野横断的観点から、70 - 90%の簡素化MA分離の効果、影響、優位性を評価した。評価対象廃棄物はUO$$_{2}$$及びMOX燃料由来のガラス固化体とした。

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