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論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 2; Labolatory-1

菅谷 雄基; 坂爪 克則; 圷 英之; 井上 利彦; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構は、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けて、ガレキや燃料デブリ等の放射性廃棄物を分析・研究する研究開発拠点「大熊分析・研究センター」を整備する。本稿では、大熊分析・研究センターのうち、低・中レベルの放射性廃棄物の分析を行う「第1棟」について、構想や研究計画等を概説する。

論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 3; Laboratory-2

伊藤 正泰; 小川 美穂; 井上 利彦; 吉持 宏; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構大熊・分析研究センター第2棟は、燃料デブリの処理技術の技術開発に活用される予定である。具体的な分析内容とその重要性は、2016年度に専門家委員会で議論された。燃料デブリの回収と臨界管理に関するトピックを最も重要な内容としている。その結果、形状・サイズ測定、組成・核種分析、硬さ・靭性試験、線量率測定などの試験を行う装置を導入することが優先されることになった。また、試料は受入れ時、線量率(1Sv/h以上)が高いため、十分な放射線遮蔽能を有するホットセルが使用される。ホットセルでは、試料の切断や溶解などの前処理が行われる。処理された試料は、コンクリートセル,スチールセル,グローブボックス、およびフードで試験される。2017年度に第2棟の詳細設計を開始した。

論文

The Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 1; The Total progress of Labolatory-1 and Labolatory-2

井上 利彦; 小川 美穂; 坂爪 克則; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構が整備を行っている、大熊分析・研究センターについて概要を報告する。大熊分析・研究センターは、福島第一原子力発電所(1F)廃止措置のための中長期ロードマップに基づき整備されており、施設管理棟, 第1棟, 第2棟の3つの施設で構成されている。第1棟, 第2棟はホットラボであり、第1棟は中低線量のガレキ類等を分析対象としており、許認可を得て2017年4月から建設を始めて2020年の運転開始を目指している。第2棟は、燃料デブリ及び高線量ガレキ類の分析を行うためコンクリートセルや鉄セル等で構成しており、現在設計中であり、導入する分析装置の選定作業等を行っている。

論文

Program of the analysis and research laboratory for Fukushima-Daiichi and advanced techniques to be applied in the laboratory

関尾 佳弘; 吉持 宏; 小坂 一郎; 平野 弘康; 小山 智造; 河村 弘

Proceedings of 52nd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2015) (Internet), 8 Pages, 2015/09

我が国では福島第一原子力発電所の廃止措置の安全かつ確実な遂行が重要な課題として位置付けられている。日本原子力研究開発機構は、福島第一原子力事故により発生した放射性廃棄物の処分方法の決定に資する分析、研究を行うこととなっている。この分析等は、福島第一原子力発電所サイトの大熊分析研究センター内に建設予定の2つの施設(第1棟,第2棟)において実施する予定である。第1棟では、がれき類や汚染水二次廃棄物等の放射性廃棄物に対する分析等を実施し、第2棟では燃料デブリや高線量構造材料等の取り扱いを計画している。現在、最先端技術や最新試験機器の導入に係る詳細な検討を進めている。

論文

Research and development on waste management for the Fukushima Daiichi NPS by JAEA

駒 義和; 芦田 敬; 目黒 義弘; 宮本 泰明; 佐々木 紀樹; 山岸 功; 亀尾 裕; 寺田 敦彦; 檜山 敏明; 小山 智造; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.736 - 743, 2013/09

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物の管理に関して、原子力機構が進めている研究開発の成果を概観する。

論文

A Consideration on proliferation resistance of a FBR fuel cycle system

井上 尚子; 鍛治 直也; 須田 一則; 川久保 陽子; 鈴木 美寿; 小山 智造; 久野 祐輔; 千崎 雅生

Proceedings of INMM 51st Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07

FBR cycle concept has been selected as a promising option for the purpose of the efficient utilization of uranium resources. The innovative technologies and the concern of nuclear proliferation call the needs of the development of advanced safeguards and material accountancy technologies and of the proliferation resistance evaluation methodology that can evaluate as a whole system. In this context, the integrated studies are essential between the system designers and proliferation resistance experts including safeguards. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started this study for Japanese future nuclear energy system. This is not concluded, however, this joint step-by-step activity provided many benefits and variable findings. This paper describes this activity and its status, and an example of their discussions.

論文

Experimental study on U-Pu cocrystallization reprocessing process

柴田 淳広; 大山 孝一; 矢野 公彦; 野村 和則; 小山 智造; 中村 和仁; 菊池 俊明*; 本間 俊司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.204 - 209, 2009/02

2段の晶析工程から成る新しい再処理システムの開発を行っている。本システムの第1段階ではUとPuがU-Pu共晶析により溶解液から回収される。U-Pu共晶析の基礎データ取得のため、U, Pu混合溶液及び照射済燃料溶解液を用いた実験室規模の試験を実施した。PuはUと共晶析したが、Puの晶析率はUに比べて低かった。FPは共晶析によりUやPuと分離され、Uに対するCs及びEuの除染係数は100以上であった。

論文

Batch crystallization of uranyl nitrate

近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 柴田 淳広; 小山 智造; 本間 俊司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(6), p.582 - 587, 2008/06

 被引用回数:14 パーセンタイル:24.33(Nuclear Science & Technology)

晶析工程を含む再処理技術開発の基礎データを得ることを目的に、硝酸ウラニルのバッチ晶析試験を実施した。使用済燃料溶解液の状態に対応するように、試験液中の初期の硝酸ウラニル濃度と酸濃度はそれぞれ500-600g/dm$$^{3}$$と4-6mol/dm$$^{3}$$とした。また、母液中のウラン濃度及び酸濃度並びに硝酸ウラニル結晶生成量を予想する方法を開発した。硝酸ウラニルの平衡溶解度の近似式を含む、定常状態の質量保存方程式を硝酸ウラニル結晶生成量等の予想方法に適用した。ウラン濃度と酸濃度の計算値は、実験値とよく一致している。硝酸ウラニル結晶生成量に関しては、5%以下の誤差で予想できる。

論文

Flowsheet study of U-Pu Co-crystallization reprocessing system

本間 俊司*; 石井 淳一; 菊池 俊明*; 近沢 孝弘*; 柴田 淳広; 小山 智造; 古閑 二郎*; 松本 史朗*

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(6), p.510 - 517, 2008/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:34.56(Nuclear Science & Technology)

U-Pu共晶析再処理システムを軽水炉燃料用に提案し、そのフローシート研究を実施した。本再処理システムは、硝酸溶液中の6価のプルトニウムが、単独では晶析しない場合でも硝酸ウラニルと共存すると、硝酸ウラニルと共晶析するという実験事実に基づく。本システムは、次の5工程、使用済燃料溶解工程,Pu酸化工程,共除染のためのU-Pu共晶析工程,結晶再溶解工程,UとPu分離のためのU晶析工程から成る。有機溶媒を使用しないため、有機溶媒の可燃性や処理にかかわる安全性や経済性の点で、PUREX再処理システムに比べ有利である。本システムは、U-Pu共晶析工程でほぼ全量のUとPuを回収するために、U-Pu共晶析工程の母液を溶解工程にリサイクルする必要がある。その最適なリサイクル率は、燃料の種類や製品の除染係数等によって決定される。U晶析工程からの母液は、UとPuを含んでおり、MOX燃料の原料となる。本フローシート研究から、U晶析工程の温度を制御することにより母液中のPu/U比を一定に保つことができ、使用済燃料組成の違いが製品の品質に影響を及ぼさないことがわかった。

論文

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

小山 智造

原子力eye, 53(9), p.56 - 59, 2007/09

湿式再処理の経済性向上と廃棄物発生量の低減を目的に、超臨界流体CO$$_{2}$$を用いた直接抽出法にて全アクチニドを一括抽出するシステムを、「原子力システム研究開発事業」(文部科学省公募、平成17$$sim$$21年)として、原子力機構を総括代表とし、名古屋大学及び新型炉技術開発の協力のもと、開発を進めている状況を報告する。これまでに代表的FPの分配係数測定,流体挙動の確認等を行った。19年度はFP分配係数測定の継続と常圧での未照射MOX直接抽出試験等を、20$$sim$$21年度はグローブボックスでの未照射MOXの超臨界直接抽出試験及びセルでの使用済燃料の超臨界直接抽出試験を行う予定である。

論文

Uranium crystallization test with dissolver solution of irradiated fuel

矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 小泉 務; 小山 智造

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.344 - 348, 2007/03

 被引用回数:9 パーセンタイル:37.95(Nuclear Science & Technology)

晶析プロセスを高速炉サイクルのための先進湿式法、NEXT($$underline{N}$$ew $$underline{Ex}$$traction System for $$underline{T}$$RU recovery)の一部として開発している。このプロセスでは、溶解液からウランの大部分をUO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$$$cdot$$6H$$_{2}$$Oの晶析によって分離するものである。そこで、実際に照射済燃料を用いたU晶析試験を実施し、結晶の大きさへの冷却速度の影響やPuと比較してのFPの挙動を調べた。冷却速度の影響に関しては、冷却速度が速いほうが結晶の大きさが小さくなることがわかった。しかしながら、比表面積を小さくすることで除染性能の改善が期待できると考えたが大きな結晶が必ずしも純度が高いとは限らないということが示唆された。また、FPの挙動については、EuはPu(IV)と似た挙動をとる。Csについてはこの試験の条件ではUと結晶へ同伴する結果となった。

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。

報告書

簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNp共回収; フィード溶液及び洗浄液の高硝酸濃度化に伴うNpの抽出挙動への影響評価

中原 将海; 佐野 雄一; 宮地 茂彦; 小泉 務; 小山 智造; 青瀬 晋一

JAEA-Research 2006-030, 43 Pages, 2006/06

JAEA-Research-2006-030.pdf:1.93MB

先進湿式再処理プロセスに関連して、U, Pu及びNp共回収を目的とした簡素化溶媒抽出法の研究を進めている。フィード溶液及び洗浄液の酸濃度を上げることによりフィード溶液中及び遠心抽出器内においてNpの原子価を抽出性であるNp(VI)へ酸化させ、Npのラフィネートへのリーク防止を図った向流多段試験を行った。定常時におけるNpの物質収支では、ラフィネートへのリークをわずか1%に押さえることができた。また、MIXSET-Xにより抽出部のU, Pu及びNpの段効率は100%, 100%及び98.5%となり、逆抽出部のU, Pu及びNpの段効率は95%, 90%及び89%の値が得られた。

論文

Crystallization behavior of uranium and plutonium in nitric acid solution

矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 小泉 務; 小山 智造

Recent Advances in Actinide Science, p.644 - 646, 2006/06

U晶析を用いて使用済燃料の溶解液から大部分のUを分離回収することによって溶媒抽出工程を縮小することができる。高速炉MOX燃料に対して晶析工程を適用させるために、U/Pu混合溶液中のPuの挙動を調べることが必要となる。Puの原子価は結晶として回収されるUに対するPu除染係数(DF)に影響を与える。Puが4価のときは、Uと共晶析することなく、DFは約30が得られた。しかしながらPuが6価の場合は、それ単独で析出しないにも関わらずUと共存する場合はUと共晶析し、DFは約1.3になる。また、Pu(IV)がUの晶析率に及ぼす影響は小さいが、ウラン硝酸溶液中の溶解度から予測される晶析率に比べ、Puの入った溶液では若干少なくなる傾向があった。

論文

Dissolution of irradiated MOX fuel for highly concentrated solution

佐野 雄一; 宮地 茂彦; 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), 8 Pages, 2005/10

高濃度溶解条件下における照射済MOX燃料の溶解挙動について、評価・検討を行った。

論文

Uranium crystallization for dissolver solution of irradiated FBR MOX fuel

矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 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

先進湿式再処理の一部として開発されているウラン晶析工程は使用済燃料溶解液から大部分のウランを硝酸ウラニル結晶として分離回収する技術である。結晶の大きさに対する冷却速度の影響やプルトニウム(IV)と比較した核分裂生成物の挙動を調べるため、使用済燃料の実溶解液を用いたウラン晶析試験を実施した。冷却速度が早いほうが大きな結晶が得られたが大きな結晶が必ずしも除染性能がよいとは限らないという結果が得られた。また、核分裂生成物の挙動について今回の試験では、ユーロピウムはプルトニウム(IV)とよく似た挙動となることが示されたが、セシウムはウランに同伴して結晶中へ移行した。

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

U(VI) back-extraction trials for measurement of U(VI) mass transfer efficiency in single stage centrifugal contactor

佐野 雄一; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造; Fox, D.*; Carrott, M.*; Taylor, R.*

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

単段小型遠心抽出器を用いたU(VI)逆抽出試験を実施した。遠心抽出器を用いた逆抽出系におけるU物質移動効率の供給流量、ロータ回転数及び温度依存性を詳細に評価した。得られた結果は次のとおりである。(1) 今回の試験条件下において、遠心抽出器内における水相及び有機相の挙動は完全混合槽型反応器モデルによって表すことができる。(2) 今回の試験条件下において観測されたロータ回転数の上昇に伴う物質移動効率の低下は、遠心抽出器内のフローパターンの変化に起因するものと推測される。(3) 温度依存性評価より、低ロータ回転数においてはU(VI)逆抽出反応が拡散律速であると考えられるのに対し、高ロータ回転数においては化学反応の寄与も大きくなることが示唆された。

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。

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