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口頭

モンモリロナイト粒子の分散性と核種移行への影響

黒澤 進; 上田 真三*; 油井 三和

no journal, , 

コロイドプローブAFM法によりモンモリロナイトの粒子間力を直接測定した結果、モンモリロナイト粒子の地下水中での分散性が高い可能性が示唆された。そこで、計算コードCOLFRAC-mrlにより核種移行に及ぼすモンモリロナイトの粒子濃度や分配濃度の影響を感度解析した。その結果、地層処分の安全評価の観点からは、核種がモンモリロナイト粒子に収着して移行した場合でも、その分配濃度が1kg/m$$^{3}$$以下の場合には、核種移行への影響は低いことの知見を得た。

口頭

モリブデン酸溶融塩を用いた乾式再処理技術の開発,1; 脱被覆・溶解一体化処理の開発

水口 浩司; 福嶋 峰夫; 安池 由幸*

no journal, , 

使用済酸化物燃料を対象とし、空気等の安全なガスで高速に脱被覆・燃料溶解できる酸化物系溶融塩であるモリブデン酸溶融塩を用いて、U, TRUを選択的に分離する簡素かつ安全な世界初の脱被覆・溶解一体化処理プロセスの実現を目的とする。本報では、UO$$_{2}$$を用いてモリブデン酸溶融塩による脱被覆・溶解一体化処理試験を行ったので報告する。

口頭

ナトリウム冷却炉の新型燃料交換機の開発; Naベーパを含むArガス中実規模軸受部試験

臼井 伸一; 近澤 佳隆; 此村 守; 定廣 大輔*; 戸澤 克弘*; 堀 徹*

no journal, , 

FBR実用炉の新型燃料交換機では、地震時の燃料交換機の振れを抑制するために、燃料交換機アーム関節部軸受内部すきまを低減し、かつ固体潤滑を用いる必要があり、軸受の耐久性が問題となる。本研究は、H16年度の予備試験で選定した仕様に基づいた実規模軸受試験体を用いて実機相当環境下で耐久性を検討したものである。

口頭

先進湿式再処理技術の研究開発計画; ホット工学実証の進め方

中村 博文; 永井 俊尚; 須藤 真也; 島田 隆; 船坂 英之; 杉山 俊英

no journal, , 

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究(FS)フェーズIIの最終報告において、燃料サイクルシステムとして先進湿式再処理技術を選定した。今後、この技術を実用化するためには各技術課題に対するホット工学実証として、それぞれの開発レベルに応じて各工程単体の試験(枢要プロセス試験)及び各工程をシステム的に結合させた総合的な機能確認を行う試験(総合システム試験)の2種類を行う必要がある。これら一連のホット工学実証試験によって得られたデータは将来の実用化プラント計画に反映していく。ホット工学実証のフィールドとしては、リサイクル機器試験施設(RETF)の活用を予定しており、計画するホット工学実証を行うには、枢要プロセス試験を行うためのフィールド(多目的セル)と総合システム試験を行うためのフィールド(試験セル)を設置するための改造工事が必要である。口頭発表では、ホット工学規模試験の意義と対応する試験施設の改造概念についての検討結果を発表する。

口頭

IFMIF-RFQにおける空洞結合板のビーム挙動への影響

前原 直; 森山 伸一; 三枝 幹雄*; 杉本 昌義

no journal, , 

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、電流125mAの重陽子ビームを0.1MeVから5MeVまでの前段加速器とし175MHzの4ベーン型RFQを採用し、RFQの全長が12.5m必要となる。RFQの軸長さが長くなった場合、軸方向の高次モードが運転モードに影響を与えるために、空洞結合板を挿入して最適な軸長さで分割する必要がある。このために軸長さに対する運転モードと高次モードの共振周波数を3次元電磁界コード(MW-Studio)で解析し、結合板の挿入として3分割方式を採択した。空洞結合板を挿入した場合、幾何学的な構造上、ベーンに軸方向にギャップが必要なことから、局所的な電界の乱れが発生する。このためギャップ長に対するRFQのビーム挙動について、TOUTATISコードを用いて解析を行った。

口頭

緩衝材基本特性データベースの開発

棚井 憲治; 菊池 広人*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、高レベル放射性廃棄物の地層処分にかかわる安全規制及び事業の観点から、人工バリア材の一つとして考えられる緩衝材の基本特性データの整備やパラメータ相互の関係式化などを実施している。緩衝材の基本特性データベースの開発においては、既にWeb公開されている熱力学・収着データベースや拡散データベースと同様に、緩衝材設計や核種解析上のパラメータとして不可欠であるデータをデータベース化しておく必要がある。これらの観点から、これまでに原子力機構において取得した緩衝材の基本特性に関して、第2次取りまとめまでの知見及び平成15年度末までに取得した海水系地下水条件データを集約し、データベースシステムとして構築するとともにWeb公開した。

口頭

地下の還元的な状態を維持した条件での岩石への分配係数測定,2; 収着試験条件の検討

木村 祐一郎; 山口 徹治; 飯田 芳久; 田中 忠夫; 中山 真一; 上田 正人*; 荒木 邦夫*

no journal, , 

地下の還元的な状態を反映した条件で分配係数(Kd)を取得することを目的に、大気に曝すことなく採取した岩石試料(砂質泥岩,花崗閃緑岩,凝灰質砂岩)が地下の還元的な状態を維持しているか否かを分析により調べた。岩石浸出液の酸化還元電位(Eh)を測定したところ、Ehが大気暴露時間とともに上昇する傾向が見られた。このことから、大気に曝すことなく採取・加工・保管するという本手法が有効であり、花崗閃緑岩は地下の還元的な状態を維持していたと考えられた。一方、砂質泥岩、凝灰質砂岩はある程度の酸化を受けていたと考えられた。大気雰囲気下と地下の還元的な状態下とで化学的性質の異なる重要元素であるセレン(Se)の砂質泥岩へのKdを取得するため、収着試験の適切な条件設定について検討した。砂質泥岩層の地下の条件($$<$$-290mV)で実験するための試験溶液系の調整方法を検討し、pH=9, Eh=-300mVでSeをHSe$$^{-}$$に維持して実験を成立する見通しを得た。

口頭

高富化度MOX高稠密格子炉心核特性予測技術の開発,4-2; 水冷却増殖炉の減速材ボイド反応度特性に対するFCA実験の適用性評価

久語 輝彦; 小嶋 健介; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 森 貴正; 竹田 敏一*; 北田 孝典*

no journal, , 

超高燃焼水冷却増殖炉の実機ボイド反応度特性について、バイアス因子法に基づき高稠密格子模擬体系のFCA実験結果を活用した場合の予測誤差の低減を評価した。

口頭

MOX燃料の熱物性測定,1; 試験計画

安部 智之; 鹿志村 元明; 加藤 正人; 森本 恭一

no journal, , 

高速炉燃料の熱設計の合理化を目指して、プルトニウム・ウラン混合酸化物の融点及び熱伝導率測定を計画した。融点測定は、サーマルアレスト法による測定を行い、熱伝導率は、レーザフラッシュによる熱拡散率測定とドロップカロリーメータによる比熱測定を実施する。

口頭

MOX燃料の熱物性測定,4; 融点測定

加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 安部 智之; 宇野 弘樹*; 菅田 博正*; 田村 哲也*; 柴田 和哉*

no journal, , 

従来の測定方法により30%Pu以上のMOXの融点測定を行った場合、タングステンとMOXの間に反応が起こりMOXの融点を測定していないことが確認できた。反応を防ぐためにレニウムを用いた測定を行い、PuO$$_{2}$$-UO$$_{2}$$系の固相線及び液相線を評価した。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,4; 東海再処理施設抽出工程における溶媒劣化にかかわる調査

森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程においては、抽出溶媒として30%TBP(リン酸トリブチル)-ノルマルドデカンを使用している。TBPは、放射線及び加水分解により劣化し、抽出性能の低下の原因となると考えられている。本報告では、これまでの東海再処理施設の運転を通して得られた溶媒劣化にかかわる調査の結果をまとめて報告する。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,5; 東海再処理施設における高濃度の硝酸プルトニウム溶液を取扱う機器の腐食

大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。

口頭

革新的水冷却炉(FLWR)の研究,5; 高転換型炉心の核設計

秋江 拓志; 中野 佳洋; 大久保 努; 内川 貞夫

no journal, , 

増殖型のFLWR炉心と同じ集合体外形,燃料棒本数,燃料棒ピッチとしながら、燃料棒径を細くして燃料棒間ギャップを大きくし、増殖型炉心よりも容易に実機導入が可能となる高転換型FLWR炉心の核設計を行った。核分裂性Pu富化度が9%と11%の場合、それぞれ45GWd/t, 60GWd/t程度の取出燃焼度となる炉心を設計できた。

口頭

超臨界CO$$_{2}$$ガスタービン発電高速炉の開発,4; サイクル模擬試験ループによる性能試験結果

佐藤 博之; 三宅 収; 石塚 隆雄*; 武藤 康*; 加藤 恭義*

no journal, , 

超臨界CO$$_{2}$$ガスタービンサイクル実用化に向け、模擬試験ループを製作し、臨界点近傍における圧縮機の仕事低減効果,新型再生熱交換器の伝熱性能,ループ運転性に関する試験を実施し、それらの特性を把握した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,1; 基礎試験:金属・セラミックスの同時溶融

山口 大美; 宮本 泰明; 青山 佳男; 佐々木 尚*; 西川 雄*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

約150kHzの電磁誘導によりコンクリート,ガラス等のセラミックスも直接自己加熱可能な「超高周波誘導炉」を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めた。小型の超溶融試験装置を使用して基礎試験を実施し、金属とガラス等のセラミックスが同時に減容処理可能であり、溶融によって作製した固化体も健全であることを確認した。

口頭

三酸化イオウ電気分解機構の解明

鈴木 知史; 中桐 俊男; 青砥 紀身

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉(FBR)で発生する熱と電気を利用した水素製造の可能性を検討している。この方法として、水を原料として硫酸の合成・分解を組合せたプロセスを選定した。このプロセス中で三酸化イオウ(SO$$_{3}$$)ガス分解反応を行うが、この反応としてYSZ固体電解質とPt電極からなる電解セルを使用した電気分解を行うハイブリッド熱化学法によって、FBRで取り出し可能な約500$$^{circ}$$Cまで低温化できることを実証した。しかしながら、SO$$_{3}$$の電気分解の反応機構は明らかでなく、さらなる高性能化には、反応機構を明らかにする必要がある。この第一段階として、SO$$_{3}$$のPt電極表面への吸着について第一原理計算を実施した。この結果、Pt表面上でSO$$_{3}$$は2種類の安定配置が存在し、吸着エネルギーは1.75eVと2.35eVであった。さらに、SO$$_{3}$$とPt表面との結合状態や電解の移動についての検討を進めている。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,2; 基礎試験,インキャン溶融試験

宮本 泰明; 山口 大美; 青山 佳男; 西川 雄*; 佐々木 尚*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

超高周波誘導炉を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めた。小型の超溶融試験装置を使用して基礎試験を実施し、るつぼの適用性評価を行い、酸化物るつぼが適用できる見通しを得た。これにより、超高周波誘導炉による金属とガラス等のセラミックスのインキャン溶融が可能であることを確認した。

口頭

高富化度MOX高稠密格子炉心核特性予測技術の開発,4-1; FCAを用いた減速材ボイド反応度の実験及び解析

安藤 真樹; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 森 貴正

no journal, , 

FCA高富化度MOX高稠密格子模擬炉心にて測定した減速材ボイド反応度効果について解析予測精度を評価した。改良型熱中性子炉解析手法による計算値は高速炉解析手法に比べて実験値との一致はよく、炉心中心では実験値と誤差の範囲内で一致している。しかしながら、両解析手法とも測定位置が炉心端部に移行するにしたがい過小評価の傾向となり、中性子漏洩項に対する予測精度に問題があることを示した。

口頭

超高周波誘導炉による廃棄物減容処理システムの開発,3; 基礎試験,焼却・溶融一括処理試験

山口 大美; 宮本 泰明; 青山 佳男; 西川 雄*; 佐々木 尚*; 村田 実*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*

no journal, , 

超高周波誘導炉を用いてセラミックスも金属も同時に溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を進めている。小型の超溶融試験装置により焼却・溶融一括処理試験を実施し、急激な燃焼反応を制御しながら同時処理が可能であることを確認した。また、有害な排ガス成分のサンプリングを行い、各成分の移行挙動を評価した。

口頭

CPFにおける金属電解法乾式再処理プロセス試験,12; MOX還元物を用いた電解精製試験

北脇 慎一; 篠崎 忠宏; 福嶋 峰夫; 宇佐見 剛*; 矢作 昇*; 倉田 正輝*

no journal, , 

金属電解法の成立性を定量的に評価するために、JAEAと電中研は共同で金属電解法乾式再処理試験設備をJAEA東海研究開発センターの高レベル放射性物質研究施設(CPF)に設置した。これまでに、Uを使用したプロセス試験を実施し、酸化物として装荷されたUの95%以上を金属として回収できることが示された。今回、MOX燃料への金属電解法の適用性評価を実施するため未照射MOX燃料の還元物を用いた電解精製試験を実施し、電解工程におけるU, Pu及びAmの分布を測定した。

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