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津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。
米谷 雅之; 小山 智造; 槇 彰; 山内 孝道
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 0 Pages, 1999/08
アスファルト施設の火災・爆発事故の調査として、当時の運転状況の調査、廃液やアスファルト固化体の分析などを行い、ドラム充てん後のアスファルト混合物の発熱反応挙動を化学的挙動として評価し、反応に寄与する要因を得た。この要因を考慮した模擬アスファルト混合物を調整し、DSC, C80などの熱量計用いて、発熱反応の特性を評価した。
山下 利之; 秋江 拓志; 二谷 訓子; 中野 佳洋; 中村 武彦; 白鳥 徹雄; 鈴木 康文
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), p.8 - 0, 1999/00
軽水炉で余剰プルトニウムを消滅させるための岩石型燃料(ROX)の研究を展開した。ROX-LWRシステムは、核拡散抵抗性、環境安全性及びプルトニウム消滅率の観点から優れた特性を有する。不活性マトリックス及び燃料照射の研究から、最も有望な岩石型燃料として、プルトニウムと若干の添加物を加えた安定化ジルコニア粒子をスピネルマトリックス中に均質分散された粒子分散型燃料を開発した。また、炉心安全解析から、岩石型燃料装荷PWRは反応度事故や冷却水喪失事故条件下でも現行UO
燃料装荷PWRと同等の安全性を有することが明らかになった。岩石型燃料のプルトニウム消滅量はMOX燃料と比べ約2倍大きいことがわかった。
若林 利男
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), 0 Pages, 1999/00
サイクル機構における長半減期マイナーアクチニド及び核分裂生成物の分離及び高速炉を用いた消滅技術の現状を総括し、今後の計画遂行に資する。
河西 善充; 掛樋 勲; 毛呂 達; 米澤 重晃; 東 達弘; 戸澤 克弘
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), 0 Pages, 1999/00
サイクル機構は、高速増殖炉の核燃料リサイクルシステムの研究開発を行っている。この中で、燃料サイクルの経済性向上、環境負荷低減、安全性及び核不拡散性の向上を目指し、溶融塩技術を適用した乾式リサイクルシステムの設計研究を進めている。本設計研究の成果を1999年8月に米国で開催されるGLOBAL'99で発表する。
小沢 正基; 若林 利男; 永田 敬
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99), ,
JNCにおける分離・消滅技術の現状を述べる。分離ではPurex法とTruex法を組み合せることで、SF中の全アクチニドの回収が可能であり、抽出の前段に電解還元プロセスを配すことで数種の希少元素。長半減期FPの分離が可能となる。また抽出の後段に電解酸化プロセスを置くことで放射性有機廃棄物の無機・減容化が可能なことを示す。消滅では、高速炉心におけるTRUと長半減期FPの核変換の可能性を検討し、TRU燃焼の有効性を述べる。