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逢坂 正彦; 三輪 周平; 田中 康介; 圷 葉子; 池田 芳*; 三村 均*; 鈴木 達也*; 臼杵 俊之; 矢野 豊彦*
Annals of Nuclear Energy, 38(12), p.2661 - 2666, 2011/10
被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Nuclear Science & Technology)放射性廃棄物からの回収Mo及びアスベスト有害廃棄物からの回収マグネシウム珪素酸化物の有効利用に関する新規概念を提案する。それぞれを導入した高速炉サイクルシステムについて述べる。幾つかの基礎サイクル技術に関する研究を行った。LIX63マイクロカプセルと3級ピリジン樹脂によるMoの分離に関する基礎的特長の研究を行った。Mo含有硝酸溶液からのシンプルなMo原料粉末の化学合成法に関する基礎実験を行った。焼結特性に与える回収Mo中の不純物の影響について実験的に検討した。
Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 大久保 努
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.964 - 968, 2011/09
被引用回数：1 パーセンタイル：10.73(Nuclear Science & Technology)Plutonium recycling in fast breeder reactors (FBRs) is important from the viewpoint of effective utilization of energy resources. Nuclear nonproliferation must be ensured through all the recycling process. Nuclear safeguards could be used as an extrinsic approach to prevent the diversion and misuse of nuclear material. Moreover, denaturing plutonium as an intrinsic approach is also considered to be effective to enhance the proliferation resistance of the system. As one of plutonium denaturing methods, the present study deals with the possibility of denaturing by MA transmutation in FBR blanket from the viewpoint of accumulating even-mass-number plutonium isotopes.
古川 智弘; 稲垣 嘉之; 有冨 正憲*
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1050 - 1055, 2011/09
被引用回数：63 パーセンタイル：97.53(Nuclear Science & Technology)高速炉構造材料候補材である12Cr鋼と316FR鋼について、20MPa, 400
600
Cの高温超臨界CO
中にて8000時間までの耐食性評価試験を実施した。その結果、両鋼腐食挙動は大きく異なっており、12Cr鋼では時間の経過とともに重量増加挙動を呈する放物線型腐食挙動を呈したのに対し、316FR鋼では重量増加挙動はごくわずか(温度・時間依存性なし)であり良好な耐食性を呈した。なお、12Cr鋼ではブレイクアウェイ酸化は観察されなかった。これらの金属組織観察結果を踏まえ、プラント予備設計に必要なこれら候補材の超臨界CO中での腐食評価式を作成した。
臼杵 俊之; 吉田 克己*; 矢野 豊彦*; 三輪 周平; 逢坂 正彦
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1078 - 1081, 2011/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)長寿命核種であるマイナーアクチニド(以下MA)を安定核種に変換する技術の一つに、MAを不活性母材(イナートマトリックス)で固定化し、原子炉内で核変換するという方法がある。窒化ケイ素セラミックスは、高い熱伝導率、及び中性子照射に対する耐性を持つため、イナートマトリックスの候補材料に挙げられている。本研究ではMAの模擬材としてCeO窒化ケイ素セラミックスを作製した。資源の有効利用の観点から、焼結助剤にはアスベスト廃材の主成分であるマグネシウム含有ケイ酸塩(フォルステライト,エンスタタイト,ステアタイト)を用いた。フォルステライトを焼結助剤とした試料では、1723Kの焼結で相対密度90%以上の焼結体が得られた。また、どの試料においても、1923Kの焼結体では、34W/m K以上の高い熱伝導率を示し、良好な熱特性を示した。
Permana, S.; 鈴木 美寿
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.958 - 963, 2011/09
被引用回数：6 パーセンタイル：44.28(Nuclear Science & Technology)プルトニウム同位体障壁に基づく物質魅力度評価について、崩壊熱,自発核分裂数,FOM指標,ATTR指標といった核拡散抵抗性の内在的特徴に基づいて、偶数番号のプルトニウム同位体のプルトニウム239に対する混合割合を関数として、その特性について調べた。
植田 祥平; 相原 純; 沢 和弘; 安田 淳*; 本田 真樹*; 降旗 昇*
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.788 - 793, 2011/09
被引用回数：27 パーセンタイル：87.94(Nuclear Science & Technology)日本における高温ガス炉(HTGR)燃料製造技術は、1960年代からのHTTR計画において原子力機構(JAEA)と原子燃料工業(NFI)が共同で開発を行ってきた。それをもとにして、NFIはHTTRの初装荷及び2次燃料(各0.9tU)を製造した。2010年3月までのHTTR初装荷燃料の高温長期連続運転によってその高い品質が確認された。この成果を踏まえて、高燃焼度用燃料を開発した。また、従来の燃料に用いられていた炭化珪素(SiC)層を炭化ジルコニウム(ZrC)層に置き換えた革新的な被覆燃料の開発のために、JAEAはZrC被覆条件を最適化するための試験を行い、被覆温度等の最適化の他、定比性などの特性を調べた。
三輪 周平; 逢坂 正彦; 臼杵 俊之; 矢野 豊彦*
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1045 - 1049, 2011/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)アスベスト廃材由来セラミックスをマイナーアクチニド含有イナートマトリックス燃料の焼結助剤として利用するという、資源有効利用及び公共安全性に特化した燃料緻密化概念を構築した。本研究では、アスベストを低温で熱処理した場合に発生するケイ酸マグネシウムを焼結助剤として用いて、マグネシアを母材としたイナートマトリックス燃料の緻密化に及ぼす助剤の影響を検討した。
小山 真一; 鈴木 達也*; 三村 均*; 藤田 玲子*; 黒澤 きよ子*; 岡田 賢*; 小澤 正基
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.980 - 987, 2011/09
被引用回数：5 パーセンタイル：38.65(Nuclear Science & Technology)先進オリエント計画の一環として、塩酸及び硝酸環境での分離にかかわる個別の基礎研究を実施した。ナノ吸着剤であるAMP-SG(D)とD18C6-MCにより、それぞれCsとSrの高い選択的分離性能を確認した。TPR(3級ピリジン樹脂)は希塩酸条件においてPdとTcをよく吸着した。希少元素FPのCEE(触媒的電解)の実証を行い、模擬高レベル廃液から希少元素FPが電着した白金電極の形成を実証し、その電極を用いて電気化学的な水素製造特性を示した。工学実証のための構造材選択ため、ハステロイ-Bは室温で、Taは90Cで高濃度塩酸環境において耐食性があることを確認した。実際の分離プロセスで使用する際、塩酸と硝酸環境におけるTPRの熱化学的な安定性を検証した。これらラボスケールでの実験結果に基づいて、最適化のための課題が明らかとなった。
野上 雅伸*; 原田 雅幸*; 杉山 雄一*; 川崎 武志*; 川田 善尚*; 森田 泰治; 菊池 俊明*; 池田 泰久*
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.948 - 951, 2011/09
被引用回数：3 パーセンタイル：26.02(Nuclear Science & Technology)硝酸溶液系における1,3-ジメチルイミダゾリドン(DMI)のU(VI)及びU(IV)に対する沈殿生成能力を調べた。その結果、3M硝酸においてU(VI)を沈殿させるもののPu(IV)の模擬であるU(IV)に対しては5倍当量を添加しても沈殿を生じさせないことを明らかにした。このようにDMIにはU(VI)に対する選択性が高いという特徴があるが、その化学構造の性質上加水分解が生じやすく化学的に安定でないという欠点を有する。硝酸溶液系における
線照射及び加熱による安定性試験の結果、安定性は硝酸濃度に大きく影響されることが明らかとなり、硝酸が2M程度以下の濃度であれば適用の可能性があることが示唆された。
小原 徹*; 山沢 雄*; 佐々 敏信
Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1056 - 1060, 2011/09
被引用回数：9 パーセンタイル：57.01(Nuclear Science & Technology)鉛ビスマス合金は高速炉の冷却材として多くの良好な特性を有している。しかしながら、解決すべき課題の一つとして、ポロニウムの取扱いがある。本研究の目的は、揮発したポロニウムのフィルタを用いた除染特性を実験的に評価することにある。2種類の細かさのステンレスメッシュフィルタを使用して実験を行った結果、揮発したポロニウムに対して良好な除染特性が得られた。
柳澤 和章
Proceedings of 3rd International Symposium on Innovative Nuclear Energy Systems (INES-3), 10 Pages, 2010/11
国家の経済と二酸化炭素取引に影響を及ぼす温暖化防止技術について、それが生み出す間接効果を研究した。研究には政府等から公開された文献を使った。(1)2005年の時点で稼働中の我が国の軽水炉は54基あり、発電による電気料金は発電端で16,466百万ドル、需要端で42,682百万ドルであった。(2)原子力市場では、建設費用(2.0セント/kWh)は高いが燃料コスト(1.4セント/kWh)は安い。原発の導入は発電にかかわる燃料費総額を低減化できるので、結果的にGDPを押し上げる。(3)軽水炉から放出される二酸化炭素(22g/kWh)は化石燃料使用の発電所から放出されるそれの1/231/44である。2004年における総発電電力量は8,651TWhである。石炭と石油を主たる二酸化炭素放出源と仮定すると、その放出量は7.43
108t-COとなる。化石燃料以外の燃料により3.79108t-COの二酸化炭素が排出抑制されるが、原発の寄与率はそのなかで57%と高い。二酸化炭素排出取引価格はt-COあたり開発途上国で18.5、欧州共同体で27.7であると仮定すると、我が国の原発による温暖化防止技術が生み出す間接効果は前者で3,993百万ドル、後者で5,989百万ドルとなる。
高松 邦吉
no journal, ,
本研究では、均質化した変数を使った場合と詳細化した変数を使った場合で、解析結果にどのような差が生じるかを、因数分解の和を使って検討する手法を提案する。因数分解を使う理由は、解析結果の差を単なる数量ではなく、各々の変数の分布の形の関係性として捉えることができるからである。この手法は原子炉物理又は熱流動や他の専門分野に区別なく、微分方程式に対して統一的に利用することができる。
佐藤 博之; 久保 真治; Yan, X.; 橘 幸男; 加藤 之貴*
no journal, ,
コジェネレーション高温ガス炉システムにおいて、原子炉システムと接続する水素製造施設は経済性向上の観点から一般化学プラントに適用される規格基準を用いて設計,製作及び管理することが必要不可欠である。この水素製造施設の「非原子力施設化」には、水素製造施設に異常が発生した場合においても原子炉システムの通常運転を継続することが求められる。本検討では、水素製造施設の異常に対する制御方式の確立を目的として、制御方針を決定し、RELAP5コードをベースにコジェネレーション高温ガス炉システムのプラント過渡挙動を評価可能なコードを開発した。開発した解析コードを用い、水素製造施設の負荷喪失及び負荷増大事象に対して提案する制御方式の解析を行った。その結果、提案する制御方式により水素製造施設において異常が発生した場合においても、原子炉システムの通常運転が継続可能であることを明らかにした。
石山 港一; 山村 修
no journal, ,
TRPは、1975年にホット試験を開始し、約30数年間にわたり、安全・安定な再処理運転を行い、電力との役務契約として、1,116トンの使用済燃料(SF)の再処理を2006年春に完了し、現在MOX燃料の処理の開発に転じた。この間、Uranium(U), Plutonium(Pu)等の核物質の核拡散抵抗性技術の検証に努めてきた。その中心は核物質の計量管理と保障措置(SG)技術の確立と精度の向上である。まず計量管理・保障措置の技術開発の一環として、Pu溶液の在庫量が多い貯槽に対して、核物質の異常な拡散がないことの確認のため及び国際原子力機関(IAEA)の独立検認性の要求に応えるため、溶液測定モニタリングシステム(SMMS)が開発された。次に核物質の実在庫管理の適時性向上を図るための、NRTA(実時間計量管理)技術をIAEAとのフィールドテストで実証した。さらにTRPのこれまでの運転を通して、保障措置技術開発の成果、IAEAの査察に対する積極的な対応等により、透明性のある核物質管理が行われた実績が評価され、2008年再処理施設としては世界で初めて統合保障措置が適用され、従来の査察と比較して効率的な査察が行われるようになった。
大西 貴士; 大林 弘; 小山 真一; 三村 均*
no journal, ,
ハイブリッドマイクロカプセルとは、金属イオン抽出剤をアルギネートゲルポリマーなどの担体で内包した粒状物質であり、革新的核種分離システムへの適用を検討している。マイクロカプセルが優れた吸着特性を有することは、既にコールド試験により明らかになっている。本試験では、高速実験炉「常陽」で照射した燃料より、模擬高レベル放射性廃液を調製し、それぞれCs
, Pd
, ReO
及びMoO
を回収対象とした7種類のマイクロカプセルを用いて、バッチ方式での吸着試験及びカラム方式での吸着・溶離試験を実施し、照射済燃料溶解液中においても、マイクロカプセルが優れた吸着・溶離特性を示すことを明らかにした。
今井 良行; Wang, L.*; Guo, H.*; 笠原 清司; 久保 真治
no journal, ,
ISプロセスにおけるブンゼン反応生成物に対する精製工程の最適化検討に資するため、化学プロセスシミュレータESP及び熱力学データベースOLI-MSEモデルを用いてHIx溶液の精製条件が精製率及び所要熱量に及ぼす影響に関する静特性解析を行った。その結果、精製率は放散ガス流量の増加とともに顕著に増加すること、一方、所要熱量は放散ガス流量にほとんど影響されず、精製温度とともに大きく増加することを見いだした。これらの結果から、HIx溶液温度を変えずに放散ガスを導入することで、所要熱量を低水準に抑えた精製操作が可能であることを明らかにした。
寺田 敦彦; 島川 聡司; 柴田 大受; 塩沢 周策*; 皆月 功
no journal, ,
三菱重工と原子力エネルギー基盤連携センターに高温ガス炉要素技術開発特別チームを設置して、電気出力50MWのブロック型小型高温ガス炉(MHR-50)の設計に取り組んでいる。ブロック型高温ガス炉の炉心の課題の一つに、運転コスト低減につながる炉心燃料交換のための期間削減がある。この課題を解決する炉心の長寿命化を目指し、燃料体発熱密度や燃料コンパクトのウラン/黒鉛の配合比等をパラメータにして検討し、燃料体10段積みカラム(平均発熱密度3W/cc)を42カラム設置した炉心構成にすることにより約10年にわたり燃料を交換することなく運転が可能なことを明らかにした。
