検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 24 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

Improvement in flow-sheet of extraction chromatography for trivalent minor actinides recovery

渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行; 中谷 清治*; 松浦 治明*; 堀内 勇輔*; 新井 剛*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(3), p.1273 - 1277, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Analytical)

Extraction chromatography flow-sheet employing octyl(phenyl)-$$N,N$$-diisobutylcarbonoylmethylphosphine oxide (CMPO) and $$bis$$(2-ethylhexyl) hydrogen phosphate (HDEHP) extractants for trivalent minor actinide recovery was modified to improve column separation performance. Excellent trivalent minor actinides recovery performance was obtained by column separation experiments on nitric acid solution containing the trivalent minor actinides and representative fission product elements, i.e. recovery yields $$>$$ 93% with sufficient decontamination factors against the fission products. Those are the best performance which we have ever obtained by experiments inside hot cell.

論文

Am, Cm recovery from genuine HLLW by extraction chromatography

渡部 創; 佐野 雄一; 小藤 博英; 竹内 正行; 柴田 淳広; 野村 和則

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 316(3), p.1113 - 1117, 2018/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Chemistry, Analytical)

Am(III) and Cm(III) recovery experiments with the extraction chromatography technology were carried out on genuine HLLW obtained by reprocessing of the Fast Reactor fuel. Modification of the flow-sheet with 2 steps column operations using CMPO/SiO$$_{2}$$-P and HDEHP/SiO$$_{2}$$-P adsorbents achieved more than 90% recovery yields for Am(III) and Cm(III) with decontamination factor of 1000 for Eu(III). This is a significant progress in development of the technology for the implementation.

論文

Partitioning of plutonium by acid split method with dissolver solution derived from irradiated fast reactor fuel with high concentration of plutonium

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 竹内 正行

Journal of Chemical Engineering of Japan, 51(3), p.237 - 242, 2018/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.05(Engineering, Chemical)

酸分配法における高Pu濃度フィード溶液条件におけるPuの分配挙動を調べるため、向流多段試験を行った。フィード溶液に比べてU/PuプロダクトのPu富荷度を1.51倍に高めることができた。Pu分配工程において、Pu重合体や第三相の生成はみられず、安定して遠心抽出器の運転が行われた。

論文

Micro-PIXE analysis on adsorbent of extraction chromatography for MA(III) recovery

高畠 容子; 渡部 創; 小藤 博英; 竹内 正行; 野村 和則; 佐藤 隆博*

International Journal of PIXE, 26(3&4), p.73 - 83, 2017/09

BB2016-1248.pdf:0.36MB

次世代再処理ガラス固化技術基盤研究で技術開発を行っている吸着ガラスについて、開発の対象とする抽出クロマトグラフィ技術に用いる吸着材の吸着元素分布情報をマイクロPIXE分析により明らかにすることを検討している。本研究では高レベル放射性廃液の模擬液をカラム法にて吸着並びに吸着/溶離した吸着材を用いて、実使用に即した条件下での吸着材の元素分布情報取得に対するマイクロPIXE技術の適用性評価を行った。検討に供した吸着材はCMPO/SiO$$_{2}$$-P吸着材及びHDEHP/SiO$$_{2}$$-P吸着材であり、分析には高崎量子応用研究所のシングルエンド加速器を用いた。分析結果より、カラム内での吸着バンドの形成や溶離後に吸着材に残留する元素の存在を確認できた。これより、マイクロPIXE分析を吸着材性能の定性的な評価に適用することが期待できた。

論文

Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel

粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行

Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12

BB2015-3214.pdf:0.31MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:6.3

Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo$$_{4}$$Ru$$_{4}$$RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.

論文

Flow-sheet study of MA recovery by extraction chromatography for SmART cycle project

渡部 創; 野村 和則; 北脇 慎一; 柴田 淳広; 小藤 博英; 佐野 雄一; 竹内 正行

Procedia Chemistry, 21, p.101 - 108, 2016/12

BB2015-3215.pdf:0.34MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:1.77

Optimization in a flow-sheet of the extraction chromatography process for minor actinides (MA(III); Am and Cm) recovery from high level liquid waste (HLLW) were carried out through batch-wise adsorption/elution experiments on diluted HLLW and column separation experiments on genuine HLLW. Separation experiments using CMPO/SiO$$_{2}$$-P and HDEHP/SiO$$_{2}$$-P adsorbent columns with an improved flow-sheet successfully achieved more than 70 % recovery yields of MA(III) with decontamination factors of Ln(III) $$>$$ 10$$^{3}$$, and a modified flow-sheet for less contamination with fission products was proposed consequently. These results will contribute to MA(III) recovery operations for SmART Cycle project in Japan Atomic Energy Agency which is planned to demonstrates FR fuel cycle with more than 1g of Am.

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:50 パーセンタイル:24.32(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

論文

Conceptual design study of helium cooled fast reactor in the "feasibility study" in Japan

岡野 靖; 永沼 正行; 池田 博嗣; 水野 朋保; 此村 守

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

ガス冷却高速炉の炉心概念として有望な3形態:被覆粒子型横方向流冷却概念,被覆粒子ブロック型概念、及び、ピン型概念について、炉心設計および過渡解析を実施し、その炉心特性及び安全特性を比較した。被覆粒子型概念は炉心特性と安全特性を両立し得る概念であり、ピン型概念は安全性確保に技術課題を有するものの非常に優れた炉心特性を示す。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC-TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

論文

日本原子力研究所における人的国際協力

柴 是行*; 海江田 圭右; 幕内 恵三; 高田 和夫; 野村 正之

原子力工業, 43(2), p.27 - 42, 1997/00

日本原子力研究所が、国際原子力総合技術センターにおいて実施しているJICAコース、IAEAコースおよび国際原子力安全セミナーなどの国際研修、国際協力室を窓口に実施しているSTA交流制度および二国間協力協定に基づいた研究員の受け入れおよび派遣、また高崎研究所を中心に実施しているRCA協力協定に基づいた各種人的国際協力について、その現状と今後の計画をまとめたものである。

報告書

NUCEFにおける空気攪拌による円環槽の溶液混合試験

松村 達郎; 倉ヶ崎 六夫*; 杉川 進; 野村 正之

JAERI-M 94-053, 37 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-053.pdf:1.24MB

NUCEFの核燃料調製設備の運転管理及び計量管理に資するため、円環槽の溶液均一化のための空気攪拌による混合試験を行った。本試験では、平板槽を用いて溶液混合試験を行うことにより、まず二次元的広がりを持った貯槽を混合するために最も適した孔配置を求め、次にこの孔配置のノズルを備えた円環槽を製作して、空気攪拌時のミスト発生量、溶液蒸発量及び溶液が均一になるのに要する時間を測定した。この結果、以下の知見を得た。液面単位面積当たりの攪拌空気流量2.7~22.5m$$^{3}$$/m$$^{2}$$・hrの範囲において、(1)発生ミスト濃度6.5~17mg/m$$^{3}$$,(2)蒸発速度10$$^{-2}$$vol%/hr,(3)均一化に要する時間6~15分以上より、本設備の円環槽において、発生ミスト濃度が低く、かつ溶液の均一化時間が短い攪拌空気流量は、12m$$^{3}$$/m$$^{2}$$・hrであることが判明した。

論文

New facilities for criticality safety experiments; STACY and TRACY in NUCEF

辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00

原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。

論文

Safety design of the NUCEF critical facilities

竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 井沢 直樹; 柳澤 宏司

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.510 - 515, 1991/00

NUCEFの臨界実験施設は、溶液燃料を用いる二つの臨界実験装置、プルトニウムを含む硝酸溶液燃料を調製する設備等より構成されているが、この施設の安全設計、就中、臨界安全、閉じ込め、耐震設計は、実験施設としての特徴を考慮しながら、原子炉、核燃料施設としての安全上の要求を十分満足させるように配慮している。低温、常圧、低燃焼度、巾広い実験条件等が実験施設としての特徴であるが、同時にプルトニウムの閉じ込め、環境への放射性核種の放出量の低減化等は、技術的に可能な限り配慮した安全設計は、想定事故に対する安全評価で十分に許容されるものであることが確認されている。

論文

NUCEF project and its expected contribution to safety assessment

柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。

論文

Adsorption on various leach container materials of plutonium and curium leached from nuclear waste glasses

馬場 恒孝; 田代 晋吾; 額賀 清*; 佐川 民雄; 野村 正之

Nucl. Chem. Waste Manage., 8, p.45 - 54, 1988/00

高レベル廃棄物ガラス固化体の侵出実験において問題となる浸出容器表面への放射性核種の吸着挙動を検討した。

報告書

Corrosion of aluminum in water

川崎 正之; 野村 末雄; 伊丹 宏治; 近藤 達男; 近藤 靖子; 伊藤 昇; 圷 長

JAERI 1035, 42 Pages, 1963/03

JAERI-1035.pdf:3.24MB

50$$^{circ}$$C$$sim$$90$$^{circ}$$Cの温度範囲における静止純水中99.99%Alの腐食に関する動力学的研究並びに腐食生成物としての表面被膜の構造解析が行われた。80$$^{circ}$$C以下では、反応は三段階を経て進行し、反応速度は第一,第二段階では大きく、第三段階ではほとんど無視できるほど小さい。第一段階では、対数則に従って、boehmiteの薄い被膜が生長する。反応速度恒数は温度とともに減少し、これによって、反応の活性化エネルギーは、$$Delta$$$$H$$=-4.1kcal/moleと計算された。boehmite被膜は二重構造をなしており、外側の被膜は通常のboehmite,被膜の大部分を占める擬boehmiteが内層として存在することが明らかとなった。第二段階ではこのboehmite被膜上にbayerite結晶が析出し、同じく対数則に従って膜状の発達をなし、ついには完全に表面を覆うに至る。同時に反応は、第三段階に移り、腐食反応はほとんど抑制される。90$$^{circ}$$Cでは、第一段階におけるboehmite被膜は、均一構造を持ち、通常のboehmiteから構成されている。その成長は放物線則に従い、約100時間にわたって第一段階が継続する。第二段階において生成されるbayerite結晶は、三次元的な成長を行い、また初期に形成された結晶の成長が優先するために膜状の発達が抑えられ、200時間経過後もbayeriteが全面を覆うに至らなかった。

口頭

Direct measurement of astrophysical $$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li reaction

橋本 尚志; 宮武 宇也; 光岡 真一; 西尾 勝久; 佐藤 哲也; 市川 進一; 長 明彦; 松田 誠; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; et al.

no journal, , 

宇宙初期での非一様ビッグバン模型や超新星爆発中の元素合成過程においては中性子過剰な環境が作られるため、原子核反応の経路は安定線よりややずれて中性子過剰核を経由して進むと予想される。この過程において$$^8$$Liは安定核の存在しない質量数8を越える鍵となる元素として注目されている。われわれのグループでは$$^8$$Liの関与する反応の断面積を測定することで反応経路を明らかにすることを目的として実験を行っている。最も注目される反応である$$^8$$Li($$alpha$$,n)$$^11$$Bの測定に引き続き、TRIACで$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li, $$^8$$Li(d,p)$$^9$$Li, $$^8$$Li(d,$$alpha$$)$$^6$$Heの反応断面積の測定を行った。この実験で重心系1.5MeV以下のエネルギーにおける反応断面積を世界で初めて測定することができた。また、$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li反応では重心系0.8MeVに異常に大きな断面積の増大が見られた。これは複合核である$$^{10}$$Beに22.4MeVの新たな励起状態が存在することを示唆する。本講演ではこの$$^8$$Li(d,t)$$^7$$Li反応の測定について報告する。

口頭

$$^8$$Li(d,t),(d,p),(d,$$alpha$$)の直接測定

橋本 尚志; 石山 博恒*; 渡辺 裕*; 平山 賀一*; 今井 伸明*; 宮武 宇也; Jeong, S.-C.*; 田中 雅彦*; 野村 亨*; 岡田 雅之*; et al.

no journal, , 

宇宙初期での非一様ビッグバン模型や超新星爆発中の元素合成過程においては中性子過剰な環境が作られるため、原子核反応の径路は安定線よりややずれて中性子過剰核側を進むと予想されている。この過程において$$^8$$Liは安定核の存在しない質量数8の領域を越える鍵となる元素として注目されている。$$^8$$Liを経由する反応の径路を明らかにするため、$$^8$$Li(d,p), (d,t), (d,$$alpha$$)の反応断面積の測定をTRIACで行った。$$^8$$Li(d,t)反応は過去に行われた重心系2.8から1.5MeVでの測定において天体中で重要となる重心系1.5MeV以下のエネルギー領域への断面積の増大の傾向がみられたこと、また重心系0.8MeVに相当する複合核$$^{10}$$Beの励起エネルギー(22.4MeV)に励起準位の存在が示唆されており、その準位からのトライトンの崩壊が観測されていることから複合核過程による断面積の増大が予想された。本測定により世界で初めて重心系1.5MeV以下のエネルギー領域での断面積データを得、重心系0.8MeVで断面積の増大がみられた。断面積の角分布が等方的であることからこの増大は$$^{10}$$Beの22.4MeVの準位の寄与であると考えられる。この共鳴の寄与よって天体核反応率は元素合成の起こる温度である10$$^9$$K付近では従来考えられていたよりも1桁大きくなることが明らかとなった。本講演では実験の概要と$$^8$$Li(d,t)反応の解析結果、及び$$^8$$Li(d,t),(d,$$alpha$$)の解析について報告する。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発

大山 孝一; 桂井 清道; 野村 和則; 竹内 正行; 近藤 賀計; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(以下、FaCT)の一環として、高速炉燃料の再処理技術開発を行っている。FaCTで主概念に選定している先進湿式法再処理(NEXTプロセス)では、溶媒抽出工程の処理量の低減,工程規模の縮小,有機溶媒使用量の低減化,経済性向上及び安全性向上を目的とした高速炉燃料再処理プロセスの開発を行っている。晶析工程に適した高濃度溶液を効率的に得るため、溶解工程では短尺せん断操作による粉化率の高い燃料粉を最適な溶解プロセス条件で硝酸に溶解する必要がある。本技術開発では、従来の溶解技術と比較して溶解速度を向上(溶解時間の短縮)させることで、処理量あたりの設備のコンパクト化を図ることを目指している。また、これまでに開発した回転ドラム型溶解装置を対象に工学的成立性及び信頼性の向上を図るための検討を実施している。

24 件中 1件目~20件目を表示