検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 32 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Levelized cost of electricity evaluation of SFR system considering safety measures

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

均等化発電原価はエネルギーシステムの経済的競合性を測る上で重要な指標である。本報は、G4-ECONS及び発電コスト検証ワーキンググループが開発した解析ツール(CEWG-tool)を用い、福島第一原子力発電所事故後に特定された追加的な安全対策、及び社会的コストを考慮したナトリウム冷却高速炉(SFR)システムの均等化発電原価を推定した。安全性を強化したSFR(150万級ツインループ)にかかるG4-ECONSによる計算の結果、追加的な安全対策は約160%均等化発電原価を上昇させることが示された。また、CEWG-toolを用いた社会的コスト及び割引率(3%)を考慮した安全性強化SFR(120万級シングルループ)の計算の結果、均等化発電原価は84mills/kWhと評価された。この結果は同規模の軽水炉システムの均等化発電原価とほぼ同等であり、将来のSFRシステムの経済的競合性が示された。

論文

高速炉サイクルの経済性評価; 炉の建設コストと燃料サイクルコスト

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

日本原子力学会誌, 61(1), p.40 - 47, 2019/01

原子力機構は高速炉サイクルの開発当初から、軽水炉サイクルに対し経済的競合性を持つシステムとすることを開発目標の一つとして掲げその研究開発を進めてきた。本稿では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)フェーズIにおけるナトリウム冷却高速炉及び燃料サイクル施設の設計をベースに、追加的な安全対策費や社会的費用を考慮し、高速炉サイクルの発電コストを試算した結果を紹介する。

論文

先進湿式法再処理の晶析工程におけるCs挙動把握のための模擬溶解液を用いた基礎試験

柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.245 - 253, 2009/09

U晶析工程におけるCsの挙動を調べるため、模擬溶解液を用いたU晶析バッチ試験及びU(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験を実施した。使用済燃料の溶解液中のCs濃度では、先進湿式法再処理のU晶析工程の条件においてCsNO$$_{3}$$やCs$$_{2}$$UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$は生成せず、他のFP元素との相互作用によるCs塩も生成する可能性は小さいことを確認した。また、U(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験の結果から、酸濃度が5mol/dm$$^{3}$$以上の場合にはCsとPu(IV)の複塩が生成する可能性が示唆された。

論文

Dissolution of powdered spent fuel and U crystallization from actual dissolver solution for "NEXT" process development

野村 和則; 比内 浩; 中原 将海; 鍛治 直也; 紙谷 正仁; 大山 孝一; 佐野 雄一; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

U crystallization process from the dissolver solution of the spent nuclear fuel has been developed as one of the key essential technologies for the "NEXT" process development. Since several tens % of U is supposed to be recovered at the crystallization process, it is expected to reduce the total mass of nuclear material to be treated in the solvent extraction process. For the U crystallization, it is desirable to prepare the dissolver solution of relatively high U concentration. Although the conventional dissolution method needs significantly long dissolution time in order to obtain the dissolver solution of high U concentration with high dissolution ratio, it is expected the effective dissolution is achieved by powderizing the spent fuel. The beaker-scale experiments on the effective powdered fuel dissolution and the U crystallization from dissolver solution with the irradiated MOX fuel from the experimental fast reactor "JOYO" were carried out at the Chemical Processing Facility (CPF) in Tokai Research and Development Center. The powdered fuel was effectively dissolved into the nitric acid solution and the results were compared with the calculation results of the simulation model. In the U crystallization trials, U crystal was obtained from the actual dissolver solution without any addition of reagent.

論文

Separation of actinide elements by solvent extraction using centrifugal contactors in the NEXT process

中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.373 - 381, 2007/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:13.94(Nuclear Science & Technology)

NEXTプロセスと名付けられた先進湿式再処理プロセスに関連して、環境負荷低減の観点から簡素化溶媒抽出法によりU, Pu及びNpの共回収、SETFICS法によりAm及びCmの回収が試みられている。単サイクルフローシートを用いたU, Pu及びNpの共回収は、フィード溶液又は洗浄液の高硝酸濃度条件下にて実施した。このうち、フィード溶液を高硝酸濃度に調整した条件においては、フィード溶液中だけでなく、抽出段においてもNp(VI)への酸化を促進することができた。これにより、NpはTBPにより抽出され、U, Pu及びNpを共回収することができた。SETFICS法においては、金属装荷度を増加させるため、TRUEX溶媒を0.2M CMPO/1.0M TBPから0.2M CMPO/1.4M TBPへ変更した。また、「ソルトフリー」の観点から、硝酸ナトリウムに代えて硝酸ヒドロキシルアミンを適用した。この結果、Am及びCmをプロダクト溶液へと回収することができた。高装荷フローシートにおいては、以前のフローシートを比べ、水相廃液及び廃溶媒の流量は、それぞれ47%及び54%ほど減少が見込まれた。本研究では、NEXTプロセスにおける簡素化溶媒抽出法及びSETFICS法のフローシートの有用性を実証することができた。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。

論文

Actinides recovery by solvent extraction in NEXT process

中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

NEXTプロセスに関連し、本プロセスの主抽出工程である簡素化PUREX工程及びSETFIC工程におけるアクチニド元素の抽出挙動について、ホット試験の結果をもとに評価を行った。

論文

Present Status of Advanced Aqueous Separation Process Technology Development

小山 智造; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 柴田 淳広

International Symposium NUCEF2005, P. 50, 2005/02

先進再処理技術開発の現状を紹介する。高速実験炉「常陽」照射済燃料等を用いた小規模ホット試験を実施してきている。有望な候補概念であるNEXTプロセスの技術的な実用性の見通しが得られた。また、直接抽出法に関しても照射済燃料を用いた試験を実施し、PUREX法の代替技術としての基本的な実用性を確認した。

論文

Direct Extraction of Uranium and Plutonium from Oxide Fuel using TBP-HNO$$_{3}$$Complex for Super-DIREX Process

紙谷 正仁; 三浦 幸子; 野村 和則; 小山 智造; 小雲 信哉*; 森 行秀*; 榎田 洋一*

2nd International Conference ATALANTE 2004, 4 Pages, 2004/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため,照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し,常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。ウラン及びプルトニウムの抽出及び核分裂生成物との除染について実験データを取得した。

論文

Conceptual Design Study on Advanced Aqueous Reprocessing System for Fast Reactor Fuel Cycle

高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則; 荻野 英樹; 小山 智造; 青瀬 晋一

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), 307 Pages, 2004/00

 被引用回数:24 パーセンタイル:13.62(Nuclear Science & Technology)

米国機会学会、日本機械学会共催の国際会議「The 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11)」へ投稿・口頭発表した標記論文を日本原子力学会の英文論文誌「Journal of Nuclear Science and Technology (JNST)」に転載する。(JNST編集部より転載の推薦を受けたことに伴う措置)

報告書

再処理システム技術検討書, - 湿式再処理システムの候補技術に関する検討 -

駒 義和; 高田 岳; 紙谷 正仁; 佐藤 浩司

JNC-TN9410 2003-010, 112 Pages, 2003/12

JNC-TN9410-2003-010.pdf:4.73MB

本報告書は、平成14年度に再処理システムグループで実施した湿式再処理システム設計の成果をまとめたものである。主要な項目は次の通りである。(1)}先進湿式法 (2)}代替技術である超臨界直接抽出法 (3)}Am 及び Cm 回収プロセス (4)}FP 回収プロセス

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:34 パーセンタイル:24.44(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

論文

Extraction of Uranium and Plutonium from Irradiated Fuel in Super-DIREX Reprocessing Method

三浦 幸子; 紙谷 正仁; 野村 和則; 宮地 茂彦; 小山 智造; 小雲 信哉*; 島田 隆*

Super Green 2003:The 2nd Int. Symp. on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment App, 30 Pages, 2003/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため、照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP硝酸錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。直接抽出プロセスにおけるウラン及びプルトニウム回収の可能性が示唆される。

論文

Conceptual Design Study on Advaanced Aqueous Reprocessing Sysrwm for FR Fuel Cycle

高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), P. P380, 2003/00

「実用化戦略調査研究」に基づき検討している湿式再処理プラントの設計研究の現状について,米国機械学会、日本機械学会共催の国際会議「ICONE11(The 11th International Conference On Nuclear Engineering)」において口頭発表する。

論文

System Study on the Advanced Fuel Recycle

小島 久雄; 遠藤 秀男*; 篠田 佳彦*; 紙谷 正仁*

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00

将来のFBR及びその燃料サイクルの最適化に向け、炉・再処理・燃料・及び廃棄物処理の各境界条件を見直し、経済性・環境保全及び核不拡散性に優れたシステムを構築すべく進めてきている「先進的核燃料リサイクル」の設計研究成果について報告する。Purex法をベースにした単サイクル抽出及びゲル化・振動充てんによる燃料製造の組合せによる新しい施設概念を提案した。

口頭

Plutonium and other actinides behaviour in NEXT process

三浦 幸子; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 野村 和則; 小巻 順

no journal, , 

NEXTプロセスの晶析工程及びU-Pu-Np共回収工程におけるPuを中心としたアクチニド元素の挙動について、検討を行った。晶析工程におけるPuの挙動はその原子価により異なること、さらにPuはFPとして存在するCsとの間で複塩を作り、これがCsの除染性を低下させる可能性があること等を確認した。また、抽出工程においては、逆抽出時の温度管理やNpの原子価を考慮した抽出条件設定等を考慮する必要があるが、適切なプロセス条件設定により、U, Pu及びNpを製品中にほぼ全量移行させる(共回収する)ことが可能であること等を確認した。

口頭

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発; システム概要及び計画

紙谷 正仁; 小山 智造; 青木 和夫*; 澤田 佳代*

no journal, , 

文部科学省の競争的研究資金制度である「原子力システム研究開発事業」として、2005年より「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」を行っている。目的及び実施計画について報告する。

口頭

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発,2; U/Pu/Am系におけるAmの分配係数

紙谷 正仁; 小山 智造; 三浦 幸子; 青木 和夫*; 澤田 佳代*

no journal, , 

本件は、文部科学省の競争的研究資金制度である「原子力システム研究開発事業」として実施している「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」として実施した。U/Pu/Am混合硝酸溶液系においてTBPを抽出剤に用いた試験により高塩濃度,高酸濃度領域でのAmの分配係数の測定を実施し、Amについて硝酸根濃度と分配係数の関係について整理を行った。

口頭

次世代湿式再処理技術における晶析システムの開発

鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁; 柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 小巻 順; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 本間 俊司*; et al.

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究では、溶媒抽出工程での処理量を低減(工程規模縮小,有機溶媒使用量低減化=経済性,安全性向上)を目的に、溶解・清澄後の溶解液に対し、晶析技術を用い溶解液中の大部分を占めるウランをウラン結晶として回収することを目的とした技術開発を行っている。この晶析技術については、これまでに、ビーカースケールの基礎試験によりウラン晶析時のPu, FPの挙動を確認した。また、臨界安全性,遠隔運転・保守性を考慮した回転キルン型晶析装置の開発を行い基本的な成立性の確認を行った。本発表では、これらの晶析システム開発の概要について報告する。

口頭

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発,5; 高濃度条件下のU, Puの分配係数

紙谷 正仁; 佐野 雄一; 三浦 幸子; 小山 智造; 青木 和夫*; 澤田 佳代*

no journal, , 

本件は、「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」として実施した。このプロセスにおいて全アクチニドの一括抽出は、高塩濃度,高酸濃度領域でなされるため、この領域でのU, Puの分配係数データを確認することが重要である。そこで、高濃度条件下でのU, Puの分配係数を試験により求め、既存の経験式の適用性を確認した。2つの既往の分配係数の実験式(KfK,Hanford)について、Uはどちらの実験式も高濃度領域まで有効であり、PuはHanfordの実験式のほうが有効であることが確認された。

32 件中 1件目~20件目を表示