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佐々 敏信; 武井 早憲; 斎藤 滋; 大林 寛生; 西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 山口 和司; 辻本 和文; 大井川 宏之
NEA/CSNI/R(2015)2 (Internet), p.85 - 91, 2015/06
福島第一原子力発電所の事故以降、核変換技術が放射性廃棄物処理に有効な技術として注目されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を行うための、鉛ビスマス(Pb-Bi)を核破砕ターゲット及び冷却材に使用する加速器駆動システム(ADS)を提案している。ADSの設計に不可欠なデータを取得するため、原子力機構ではJ-PARC計画の中で核変換実験施設(TEF)の建設を検討している。TEFは400MeV-250kWのPb-Bi核破砕ターゲットを持つADSターゲット試験施設(TEF-T)及び低出力の陽子ビームでMA燃料を装荷した炉心を駆動する核変換物理実験施設(TEF-P)から構成する。TEF-Tでの主な研究項目として、ADS構造材候補の照射試験、Pb-Biターゲットの運転試験及び陽子ビーム窓の寿命を決めるための実験を実施する。ターゲットが定格出力で運転される際には、ターゲット周辺に高速中性子場が形成されるため、これを多目的に利用することも検討している。基礎物理研究や核データ測定などの実験が提案されており、実験ホールの配置概念の検討を進めている。報告では、ADS核変換を実現するためのロードマップとともに、TEF建設のための設計研究活動を報告する。
大井川 宏之
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.37 - 43, 2015/06
文部科学省は加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた分離変換技術の研究開発状況を評価するための作業部会を立ち上げ、2013年11月に中間とりまとめを公開した。これまで、ADSを用いた階層型分離変換技術の概念は、高速増殖炉利用型のバックアップ的な位置づけであったが、作業部会ではこの技術についても基礎研究段階から原理実証段階に移行すべきとした。J-PARCの核変換実験施設については、次のステージに向けて進むことが適当としたが、建設までにはさらに技術評価が必要である。群分離や核変換用燃料技術についても整合性のとれた研究開発を進めることが必要であり、全体的なロードマップについて議論がなされた。
fuels渡部 雅; 松本 卓*; 加藤 正人
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.376 - 380, 2015/06
(Pu,Am)Oの酸素化学拡散係数は1400-1600
Cの範囲においてPuOよりも大きな値を有することがわかった。また、O/M比が1.964以下の領域ではAmは全て3価となることが欠陥化学による計算で得られており、今回取得したデータはこのO/M領域で測定されていることから、3価のAmは酸素化学拡散係数を増加させる効果があることが示唆された。
and PuO加藤 正人; 松本 卓
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.162 - 167, 2015/06
ウラン・プルトニウム混合酸化物は、マイナーアクチナイド含有MOX燃料のベースとなる材料である。そのため、UOとPuOの基礎特性を評価することは、燃料開発の基盤的な評価のために重要である。特に比熱と熱伝導率は、熱的な挙動を評価する上で重要である。しかしながら、それらのデータは、限られており、メカニズムを理解することは難しい。本研究では、超音波パルスエコー法により弾性測定を測定し、弾性定数と熱膨張率を用いて、比熱と熱伝導率を評価した。比熱は、PuOのショットキー項がUOより約1.5倍大きいためにPuOの比熱が高くなり、熱伝導率は、UOに比べてPuOの熱伝導率が高いことが確認できた。本研究を通して、機械的特性と熱伝導率の関係を記述し、比熱,熱伝導率を評価できた。
渡部 創; 佐野 雄一; 小藤 博英; 竹内 正行; 小泉 務
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.338 - 344, 2015/06
Extraction chromatography is one of the promising technologies for minor actinides (MA; Am and Cm) recovery from high level liquid waste. Some types of solid adsorbents with extractants are used for the separation process, and they include consequently some organic species such as extractants to get an excellent separation performance. Therefore, the degradation behavior of the organic species in the adsorbents under radiation exposure is greatly important to discuss the safety and durability of the adsorbent. In this study, 
-ray irradiation experiments on TODGA/SiO-P adsorbent were carried out to investigate the degradation products from radiolysis of the adsorbent. The degradated organic species eluted from the adsorbent and those remaining inside the adsorbent were thoroughly identified by GC/MS, FT-IR and NMR analyses. Some species which suspected as hydrolysis products of TODGA were mainly detected. Since some radicals such as 
H or OH are generated by the -ray irradiation on water molecules, it was discussed that the radicals products from radiolysis of HNO
solution are related to the degradation reaction the extractants.
辻本 和文; 西原 健司; 武井 早憲; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 佐々 敏信
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.254 - 261, 2015/06
原子力機構(JAEA)では、高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の核変換を目的に、加速器駆動システム(ADS)による核変換システムの研究開発を実施している。JAEAが提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムである。JAEAでは、2013年から4年間の計画で、公募型研究を利用して、ADS階層型概念の実現に向けた技術的課題に対する工学的実現性のボトルネックとなる重要課題を解決し、ADS階層型概念を「基礎研究段階」から「準工学段階」へ移行するための工学的見通しを得ることを目的とした研究開発を開始した。本発表では、この研究計画の中で、ADSプラントの技術的課題解決に向けた研究開発を紹介する。
林 博和; 西 剛史; 高野 公秀; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 倉田 正輝
NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.360 - 367, 2015/06
加速器駆動システム(ADS)を用いたマイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料について、原子力機構ではウランを含まない窒化物燃料を第一候補としている。窒化物燃料は熱特性がよくアクチノイド同士の固溶度が大きいという長所がある。また、窒化物燃料の再処理法としては、MA含有量の多い燃料で影響の大きい放射線損傷に対する耐性の大きい乾式再処理法を、第一候補としている。本論文では、原子力機構における窒化物燃料サイクル技術研究開発の状況及び今後の予定を紹介する。
大林 寛生; 山口 和司; 斎藤 滋; 菅原 隆徳; 武井 早憲; 佐々 敏信
no journal, ,
To promote JAEA's R&D for ADS, construction of the Transmutation Experimental Facility (TEF) is planned under the framework of the J-PARC project as a preceding step before the construction of demonstrative ADS. Main purposes of TEF are experimental investigation of feasibility of beam window and structural materials, and operation properties of the target system by using 400MeV-250kW proton beam. The target system of TEF must be operated without significant troubles during its operation period. Furthermore, since the target system is highly radioactive by the proton beam irradiation, all components should be maintained by remote handling devices. In this study, elemental technologies to realize the target system, such as the monitoring system of flow rate by using the ultrasonic method, the heater system with the metallic heat insulator joined to a flow channel of LBE, and the operability of remote handing, were tested.
中村 博文; 木原 義之; 小山 真一; 田中 康介; 勝山 幸三; 曽我 知則; 前田 茂貴; 竹内 正行
no journal, ,
A lot of technologies and basic data of nuclear fuel cycle are necessary for a realization of partitioning and transmutation on the engineering scale. So the Japan Atomic Energy Agency is now promoting a new program that is an irradiation test of minor actinide (MA)-bearing MOX fuel fabricated by using recovered MAs from spent fuel, namely SmART (Small Amount of Reused fuel Test) cycle concept. This concept is to validate MA recycle in fast reactor fuel cycle system included ADS. It is very important to verify the effect of recovered MAs to fabrication process, irradiation and transmutation behaviour. In order to evaluate the transmutation behavior, the irradiation time should be planned through 3 cycles (180 days). According to pre-analysis, Am content was decreased from 5% to 4.6%, and Np and Cm were increased in the case of 3rd row irradiation in Joyo. Each experiment will be performed at JAEA facilities. Through these actual experiments, consistency and optimization of each process condition, handling technique of highly radioactive material and material balance, transmutation and irradiation behavior can be evaluated.
