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論文

Seven-year temporal variation of caesium-137 discharge inventory from the port of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant; Continuous monthly estimation of caesium-137 discharge in the period from April 2011 to June 2018

町田 昌彦; 山田 進; 岩田 亜矢子; 乙坂 重嘉; 小林 卓也; 渡辺 将久; 船坂 英之; 森田 貴己*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.939 - 950, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

2011年4$$sim$$5月にかけて発生した東京電力ホールディングス・福島第一原子力発電所2号機及び3号機からの汚染水の海洋への直接流出以後、神田は相対的に小さいが連続的な放射性物質の流出が引き続き起こっていることを指摘している。しかし、その期間は2012年9月までであり、その後の流出量の推定についての報告はない。そこで、本論文では、その後を含めて2011年4月から2018年6月までの7年間に渡り$$^{137}$$Csの流出量を推定した結果を報告する。報告のない時期、国・東京電力ホールディングスは、流出を抑制するための努力を続け、港湾内海水の放射性核種濃度は徐々に減少している。われわれは、一月単位で$$^{137}$$Csの流出量を二つの手法、一つは神田の提案した手法だがわれわれの改良を加えた手法とボロノイ分割によるインベントリー評価法を使い評価した。それらの結果から、前者の手法は常に後者の手法と比べて保守的だが、前者の後者に対する比は1桁の範囲内であることが分かった。また、それらの推定量から簡単に沿岸域に対するインパクトを評価し、特に魚食による内部被ばく量を推定したところ、福島第一原子力発電所(1F)の海洋流出量に基づく内部被ばく分は極めて小さいことが分かった。

論文

福島第一原発港湾からの放射性セシウム137の推定流出量の変遷; 2011年4月$$sim$$2018年6月までの7年間に渡る月間流出量の推定

町田 昌彦; 山田 進; 岩田 亜矢子; 乙坂 重嘉; 小林 卓也; 渡辺 将久; 船坂 英之; 森田 貴己*

日本原子力学会和文論文誌, 18(4), p.226 - 236, 2019/12

2011年4$$sim$$5月にかけて発生した東京電力HD・福島第一原子力発電所2号機及び3号機からの汚染水の海洋への直接流出以後、神田は相対的に小さいが連続的な放射性物質の流出が引き続き起こっていることを指摘している。しかし、その期間は2012年9月までであり、その後の流出量の推定についての報告はない。そこで、本論文では、その後を含めて2011年4月から2018年6月までの7年間に渡りCs-137の流出量を推定した結果を報告する。報告のない時期、国・東京電力HDは、流出を抑制するための努力を続け、港湾内海水の放射性核種濃度は徐々に減少している。われわれは、一月単位でCs-137の流出量を二つの手法、一つは神田の提案した手法だがわれわれの改良を加えた手法とボロノイ分割によるインベントリー評価法を使い評価した。それらの結果から、前者の手法は常に後者の手法と比べて保守的だが、前者の後者に対する比は1桁の範囲内であることが分かった。また、それらの推定量から簡単に沿岸域に対するインパクトを評価し、特に魚食による内部被ばく量を推定したところ、1Fの海洋流出量に基づく内部被ばく分は極めて小さいことが分かった。

論文

Research and development activities for cleanup of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

佐々木 紀樹; 上西 修司*; 宮本 泰明; 船坂 英之

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1518, p.257 - 268, 2013/10

BB2012-2567.pdf:1.85MB

福島第一原子力発電所事故及びその復旧活動により多量の放射性廃棄物が発生している。これらの廃棄物は、通常の原子力発電所より発生する放射性廃棄物とは性状が大きく異なり、廃棄物を管理していくためには幅広い研究開発が必要となる。廃棄物の性状把握や安全な保管に向けて放射性核種の分析、保管容器内の水素発生・拡散評価、腐食評価といった研究開発が実施されている。また、廃棄物の処理処分に向けた詳細な研究開発計画が2012年度末までに策定される予定である。

論文

次世代原子炉と燃料サイクル研究開発; 実用化に向けたFBRサイクル開発の推進

永田 敬; 一宮 正和; 船坂 英之; 水田 俊治; 名倉 文則

日本原子力学会誌, 51(4), p.234 - 238, 2009/04

高速増殖炉(FBR)サイクルは、限りあるウラン資源を有効利用し地球環境保全にも適合し、持続的な社会を支える枢要技術である。この技術の基盤となる次世代原子炉とサイクル研究開発について、これまでの経緯,開発の現状及び今後の展望について紹介する。

論文

Current status on fuel cycle system of Fast reactor Cycle Technology Development (FaCT) project in Japan

船坂 英之; 中村 博文; 滑川 卓志

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

FaCTプロジェクトにおける燃料サイクルシステムの開発として、先進湿式再処理と簡素化ペレット法燃料製造の開発を実施している。先進湿式再処理においては、晶析によるUの粗回収,U-Pu-Npの一括抽出,抽出クロマト法によるMA分離を組合せ、溶媒取扱量を合理化し、経済性が高く核拡散抵抗性に優れた技術開発を目指している。また、簡素化ペレット法燃料製造においては、粉末取扱工程の合理化及び有機物添加剤量の極少化等を図ることでプロセスを簡素化し、さらに遠隔保守技術開発を組合せ、低除染TRU燃料の製造に最適なシステムの開発を目指している。主要な技術開発課題として、再処理と燃料製造においてそれぞれ6課題を選定し、2015年までの計画で技術開発を進めている。これらの技術開発の現状を報告するとともに成果のトピックスを報告する。

論文

Current status and development plan on fuel cycle system of fast reactor cycle technology in Japan

伊藤 正徳; 船坂 英之; 滑川 卓志

Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/09

日本における高速増殖炉サイクル実用化研究(FaCT)計画を進めるため、先進湿式再処理技術開発として6課題、簡素化ペレット法技術開発課題として6課題が選定された。2010年までに採用する革新技術を決め、2015年までに実用システムへの適用性を見極める。再処理においては、硝析技術とクロマトグラフィによるMA回収技術の開発が重要であり、基礎研究から工学規模の試験まで広範な研究開発を実施していく。簡素化ペレット法については、脱硝転換・造粒技術を開発し流動性の良好なMOX原料粉を製造することが重要である。また、低除染TRU燃料製造を実用化するためには、高い遠隔保守性を有するモジュール化設備の開発とセル内補修システムを開発することが必要である。

論文

Perspective and current status on fuel cycle system of Fast reactor Cycle Technology development (FaCT) project in Japan

船坂 英之; 伊藤 正徳

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.259 - 267, 2007/09

FaCT(高速増殖炉サイクル実用化研究開発)プロジェクトは、FS(実用化戦略調査研究)を引き継ぎ、2006年よりオールジャパン体制で開始された。FaCTプロジェクトにおいては、FSで主概念として選定された先進湿式再処理プロセスと簡素化ペレット燃料製造法を中心に開発を行っていくこととしている。本報告では、この先進湿式再処理プロセスと簡素化ペレット燃料製造法について、開発の現状と2015年頃までの今後の展開について紹介する。

論文

Development of advanced head-end systems in "NEXT" process

鷲谷 忠博; 小巻 順; 船坂 英之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1467 - 1473, 2007/09

日本原子力研究開発機構では、FBRサイクル実用化研究の一環として、再処理コストの低減とプロセスの簡素化,廃棄物発生量の低減等の特徴を有する先進湿式法再処理技術(NEXTプロセス)の開発を行っている。この先進湿式法再処理では、合理的な燃料集合体の解体及びせん断システムの開発と連続溶解システムの開発を行っている。解体システムでは信頼性の高い機械式ラッパ管切断技術を採用し、せん断及び溶解システムでは、後の晶析工程に最適なシステムとして、燃料ピンの短尺せん断技術,燃料の連続溶解技術を採用している。JAEAでは、これまでに基礎試験から工学規模での機器開発を実施し上記システムの成立性の見通しを得てきた。本発表では、これらの前処理システムの開発概要について報告するものである。

論文

Waste management implications of advanced fuel cycle systems using Fast Reactors (FR)

船坂 英之; 駒 義和; 佐藤 浩司; 中島 靖雄; 塩谷 洋樹; 加藤 篤志; 樋口 達也; 難波 隆司

Proceedings of International Waste Management Symposium 2006 (WM '06) (CD-ROM), 13 Pages, 2006/02

FBRサイクルの実用化戦略調査研究を1999年より日本の関係団体が協力して進めている。フェーズII(JFY 2001-2005)研究の成果を2006年3月までに取りまとめる予定であり、有望な概念と商業化のための重要な課題に関する展望を要約する。本論文では、フェーズIIで研究した候補となる再処理システムを環境負荷を低減する観点から概観する。

論文

Prospects and Progress Status of the Advanced Fuel Cycle System in Japan

難波 隆司; 船坂 英之; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00

FBR実用化戦略調査研究フェーズIIの燃料サイクルシステム部分の中間取りまとめの概要を報告する。

論文

Present Status and Prospects in the FR Fuel Cycle System in Japan

中島 靖雄; 船坂 英之; 上塚 敦; 長沖 吉弘

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

None

論文

Advanced Fuel Cycle Stsyem and its R&D Plan in Japan

加藤 浩; 野村 茂雄; 小島 久雄; 船坂 英之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), p.1290 - 1298, 2003/00

2003年11月に、米国ルイジアナ州のニューオリンズにおいて、先進的核エネルギーと燃料サイクルシステムと題してGLOBAL2003が開催される。日本における燃料サイクルの開発状況について、FBRサイクル実用化戦略調査研究として進めている燃料製造や再処理技術の概要を紹介するとともに、2015年迄の開発ステップ概要を報告する。

論文

Advanced Fuel Cycle System and its R&D Plan in Japan

野村 茂雄; 小島 久雄; 船坂 英之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Energy and Fuel Cycle Systems (GLOBAL 2003) (CD-ROM), 1290 Pages, 2003/00

2003年11月に、米国ルイジアナ州ニューオリンズにおいて、先進的核エネルギーと燃料サイクルシステムと題して、GLOBAL2003が開催される。日本における燃料サイクルの開発状況について、FBRサイクル実用化戦略調査研究として進めている燃料製造や再処理技術の概要を紹介するとともに、2015年迄の開発ステップ概要を報告する。

報告書

「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナー出席報告

船坂 英之; 此村 守; 川妻 伸二

JNC-TN1200 2001-002, 209 Pages, 2001/01

JNC-TN1200-2001-002.pdf:7.84MB

2000年5月29日$$sim$$6月l日の4目間にわたり、ロシア・モスクワ市内の政府迎賓館において開催された、ロシア原子力省主催(MlNATOM)の「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナーに参加した報告である。

報告書

磁気分離に関する共同研究

小田 好博; 船坂 英之; 金 暁丹*; 小原 健司*; 和田 仁*

JNC-TY8400 2000-002, 47 Pages, 2000/03

JNC-TY8400-2000-002.pdf:2.53MB

本報告書は、原子力分野における将来の高度化開発に資するために行った、原子力技術への超電導技術応用の一環としての磁気分離技術に関する共同研究の報告書である。すなわち、超電磁石による磁気分離技術の核燃料サイクルへの適用のうち、再処理工程における使用済み核燃料の清澄や成分分析に有望と考えられる、超電導磁気クロマトグラフィーの基本特性の研究を行った結果を報告する。この研究では計算機シミュレーションと基礎実験を行い、前者の結果、粒径が数100AのNd微粒子と、磁化率がその1/30あるいは1/5の放射性微粒子(Pu)を直接分離できることを示した。試作した磁気カラムに関する基礎実験では、弱磁性の微粒子の流れ速度に磁気力が影響を及ぼすことを確認することができた。特にシミュレーションの結果から二次廃棄物を伴わない超電導磁気クロマトグラフィー技術の適用は極めて有望であることを示した。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの整理

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-016.pdf:3.6MB

本資料は、これまでに高レベル放射性物質研究施設(CPF)において過去実施された照射済高速炉燃料を対象とした全溶解試験(ベンチスケール(燃料ピン単位)溶解試験及びビーカースケール(剪断片単位)溶解試験)の試験条件(燃料の製造条件、照射条件及び溶解条件)、及び試験結果を整理し、まとめたものである。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの評価

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-014, 78 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-014.pdf:2.13MB

CPFにおいてこれまでに実施された照射済高速炉燃料の各種溶解試験結果を対象に、U,Puの溶解挙動に影響を及ぼす各種因子について、fragmentationモデルに基づいた評価を行った。製造履歴に関わる因子(Pu含有率(Pu/(U+Pu))、照射履歴に関わる因子(燃焼度)、及び溶解条件に関わる因子(硝酸濃度、溶液温度及びHM(U+Pu)濃度)について、これらの影響を定量的に評価することにより燃料溶解速度の推定式を導入した。また、fragmentationモデル中に含まれるf値(硝酸の拡散及び燃料への浸透のしやすさを表すパラメータ)について、固液比、燃焼度及び燃料の粉化率との相関を検討、評価した。導出された推定式を用いることにより、表面積モデルに基づいた既存の推定式に比べ、これまでCPFにおいて実施された照射済高速炉燃料以外(未照射Uペレット、高Pu富化MOX燃料の溶解)を対象とした溶解においても本推定式の有効性が認められた。導出された推定式を用いた高濃度溶解試験時の溶解挙動評価からは、高濃度溶解時における燃料の溶解性低下が示された。燃料の溶解性は、酸濃度及び溶液温度を上昇させることによりある程度改善されるが、溶解槽等の機器材料への影響を考慮すると、f値を増加させる(剪断条件、攪拌条件等を最適化する)ことにより溶解性の向上を図ることが望ましいと考えられる。

論文

DIRECT EXTRACTION OF URANIUM AND PLUTONIUM FROM OXIDE USING SUPERCRITICAL CARBON DIOXIDE AND TBP-HNO3 COMPLEX.

宮原 幸子; 船坂 英之; 榎田 洋一*; 山本 一良*

ATALANTE2000, 0 Pages, 2000/00

超臨界二酸化炭素にTBP-硝酸錯体をエントレーナとして添加した流体により、使用済燃料から直接U,Puの回収を行う超臨界直接法の開発を行っている。臨界直接抽出法の再処理工程への適用性を評価するため、Uと模擬FPを用いた超臨界試験及びMOX燃料の溶解・抽出試験を実施し、超臨界直接抽出法のU酸化物への適応性評価及び技術的課題の摘出を試みた。U及びSr,Zr,Mo,Ru,Pd,Ce,Ndの酸化物を用いた超臨界試験では、Uのみが選択的に抽出されたことから、超臨界直接抽出法による選択的なU抽出の可能性が示唆される。このほか大気圧条件下で実施したMOX燃料の溶解抽出試験の結果について報告する。

論文

QUANTUM CHEMISTRY STUDY FOR URANYL NITRATE COMPLEXES

小田 好博; 小山 智造; 船坂 英之

放射性廃棄物処理処分と再処理に関する日中ワークショップ, 0 Pages, 2000/00

分子軌道法を用いて硝酸ウラニル水和物の錯体の電子状態について計算を行い最安定構造を求めた。その結果、第一水和圏のみ考慮した計算では実験結果との一致は良くなかったが、第二水和圏まで含めることにより実験との一致が大きく改善された。この結果から、硝酸ウラニル錯体では溶媒効果が重要であることが示された。更に両者の違いを量子化学的に解析した。

論文

NUMERICAL SIMULATION FOR CONCENTRATION PROFILES OF AMERICIUM AND LANTHANIDES IN THE CMPO-TBP SOLVENT EXTRACTION SYSTEM

高梨 光博; 駒 義和; 小山 智造; 船坂 英之

放射性廃棄物処理処分と再処理に関する日中ワークショップ, 0 Pages, 2000/00

TRUEXプロセスの数値シミュレーションコードを開発した。このコードにおいて、分配比の計算に用いたCMPOによるAmの抽出平衡定数は、実験値を用いた最小二乗法により決定した。決定した平衡定数を用いてもとめたAmの分配比は、実験値とよく一致した。硝酸の活量係数および水の活量の計算式では、プロセス内の硝酸濃度の関数として決定した。これらの式を用いることにより、活量係数や活量を容易にもとめることができる。開発したコードを評価するため、JNCで行なわれた向流抽出試験におけるAmの硝酸の濃度プロファイルが計算された。計算されたプロファイルは、実験値とほぼ一致した。Amや硝酸の抽出挙動をより正確にシミュレートするため、開発したコードに段効率を加えた。この改良を加えたコードにより計算された濃度プロファイルは、段効率の値を0.9としたとき最もよく実験値と一致した。

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