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論文

Impact of MOX fuel use in light-water reactors; Long-term radiological consequences of disposal of high-level waste in a geological repository

三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 朝野 英一*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.793 - 803, 2023/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:56.43(Nuclear Science & Technology)

As a series of studies to evaluate impact of mixed-oxide (MOX) fuel in light-water reactors (LWRs), post-closure long-term safety for various vitrified high-level radioactive waste (HLW) arising from the different fuel cycle intends to recycle Pu are examined. In this study, four fuel cycle scenarios with different ratio of spent MOX generated and two reprocessing options for each fuel cycle scenario are considered. One reprocessing option considers disposal of vitrified HLW generated separately from the reprocessing of spent UO$$_{2}$$ fuel and MOX fuel (separated HLW), and the other is blended vitrified UO$$_{2}$$-MOX HLW (blended HLW) generated during reprocessing whereby MOX spent fuel is diluted by UO$$_{2}$$ spent fuel. First, the radionuclide inventories of those vitrified HLWs are discussed. Next, radionuclide migration analyses for geological disposal of those vitrified HLWs are evaluated. It has revealed that the disposal of blended HLW will not have an adverse effect on the long-term radiological impact compared to separated HLW. Results of this study can be used as a basis for considering the blending option as a viable alternative approach in the future for managing MOX fuel used in light-water reactors.

論文

Prediction of stability constants for novel chelates design in minor actinides partitioning over lanthanides using density functional theory calculation

金子 政志; 佐々木 祐二; 和田 恵梨子*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

Chemistry Letters, 50(10), p.1765 - 1769, 2021/10

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

密度汎関数計算を用いて、マイナーアクチノイドとランタノイドの新規分離試薬の分子設計に向けて水溶液中におけるEu$$^{3+}$$及びAm$$^{3+}$$錯体の安定度定数を予想した。実験値の安定度定数の対数と計算した錯生成エンタルピーは、一次の決定係数R$$^{2}$$ $$>$$ 0.98で相関した。さらに、新規キレート配位子の安定度定数の予測を試み、ジエチレントリアミン五酢酸キレート配位子の誘導体が、酸性条件での使用やAm$$^{3+}$$分離性能の観点から有用であることが示唆された。

論文

Deformation-driven $$p$$-wave halos at the drip-line; $$^{31}$$Ne

中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; Tostevin, J. A.*; 宇都野 穣; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; et al.

Physical Review Letters, 112(14), p.142501_1 - 142501_5, 2014/04

 被引用回数:59 パーセンタイル:91.22(Physics, Multidisciplinary)

理化学研究所RIBFを用いて中性子過剰核$$^{31}$$Neの1中性子分離反応実験を行い、理論計算との比較から、$$^{31}$$Neが$$p$$波ハロー(一部の中性子が核内に局在せず、空間的に極めて広がっていること)を持つことを明らかにした。この実験では、ターゲットとしてクーロン分離反応が優位な鉛と核力分離反応が優位な炭素の両方を用いるとともに、脱励起$$gamma$$線も測定することによって、包括的な断面積のみならず、$$^{30}$$Neの基底状態への直接遷移のクーロン分解断面積を決めることに成功した。その実験結果を殻模型計算と比較した結果、$$^{31}$$Neの基底状態は、$$^{30}$$Neの基底状態に$$p$$波の中性子が付加されている確率が大きく、その中性子はハローになるという特異な構造を持つことがわかった。それは、変形による$$p$$波と$$f$$波の配位混合と、$$^{31}$$Neが極めて弱く束縛されていることの両面によるものであると考えられる。

論文

Halo structure of the island of inversion nucleus $$^{31}$$Ne

中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 出口 茂樹*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; 稲辺 尚人*; et al.

Physical Review Letters, 103(26), p.262501_1 - 262501_4, 2009/12

 被引用回数:192 パーセンタイル:97.52(Physics, Multidisciplinary)

理化学研究所のRIBFにて中性子過剰核$$^{31}$$Neの1中性子分離反応の断面積を測定した。鉛ターゲットと炭素ターゲットの断面積を比較することにより、$$^{31}$$Neのクーロン分解反応断面積が540(70)mbと導出された。その断面積は通常の原子核の断面積と比べ非常に大きく、中性子が非常に弱く束縛されているハロー構造を示唆している。この原子核のクーロン分解断面積を直接ブレークアップ模型と殻模型で求めた波動関数の重なり(分光学的因子)を組合せることにより定量的に計算した結果、$$^{31}$$Ne核の最後の1個の中性子は、普通の軌道の順序である$$f_{7/2}$$ではなく$$p_{3/2}$$軌道を主に占め、$$p$$軌道の小さな軌道角運動量により一粒子ハローを形成していることが明らかとなった。

口頭

軽水炉MOX燃料再処理シナリオで発生するガラス固化体の地層処分; 処分後長期安全性に関する検討

三成 映理子*; 樺沢 さつき; 三原 守弘; 牧野 仁史; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 竹下 健二*

no journal, , 

使用済MOX燃料のガラス固化オプションの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO$$_{2}$$燃料を混合再処理で発生するMOX-UO$$_{2}$$混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。解析の結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが明らかとなった。このことから、使用済MOX燃料の処理・処分においては、使用済UO$$_{2}$$燃料を混合させる技術オプションが、線量評価の観点からも成立することが示された。

口頭

多様なバックエンドシナリオのための諸量計算コードの開発; FP核種の拡張とNMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発

岡村 知拓*; 大泉 昭人; 三成 映理子*; 中瀬 正彦*; 朝野 英一*; 西原 健司; 竹下 健二*

no journal, , 

東京工業大学竹下研究室では日本原子力研究開発機構が開発したNMB (Nuclear Material Balance)コードに着目し、これまで竹下研究室で行ってきた核燃料サイクルシナリオ研究の知見を基にNMBコードの改良に取組んできた。従来のNMBコードはアクチノイドの諸量評価に特化した計算コードであり、バックエンドのシナリオ解析の機能が不足していた。そこで今回の改良では、NMBコードで取り扱うFP核種の拡張を実施した。FP核種の拡張において主に以下の3点の研究・開発を行った。(1)NMBコードに導入するFP核種の選出、(2)NMBコード用核データライブラリ作成ツールの開発、(3)燃焼計算とその誤差評価である。発表では、NMBコードの詳細に加えて3点の検討結果について報告した。

口頭

21世紀後半に向けた原子力利用シナリオの研究,3; 軽水炉MOX使用済燃料から発生するガラス固化体の処分後長期安全性

三成 映理子*; 三原 守弘; 牧野 仁史; 岡村 知拓*; 大泉 昭人; 西原 健司; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

no journal, , 

使用済MOX燃料の再処理シナリオの処分後長期安全性に関する検討として、MOX燃料単独再処理で発生するガラス固化体、ならびに使用済MOX燃料と使用済UO$$_{2}$$燃料を混合再処理する場合におけるMOX-UO$$_{2}$$混合ガラス固化体に着目した核種移行解析を実施した。地質環境等を変えた複数の解析結果から、線量の最大値は2つの再処理シナリオ間で大きな差がないことが示された。

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