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口頭

再処理の低除染化とU濃縮のためのフッ化物転換に関する考察; 次代再処理工場を中心とするバックエンドの最適化

駒 義和; 中村 博文

no journal, , 

軽水炉燃料を処理する次代の再処理工場は、バックエンドの最適化を図る方策の一つとして、回収ウランの濃縮のために行うフッ化転換での除染性能を考慮して低除染型とし、高速増殖炉燃料向けの先進湿式法の技術を導入することが考えられる。

口頭

$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244g}$$Am反応の実効断面積及び$$^{244g}$$Amの$$gamma$$線放出率

中村 詔司; 太田 雅之; 原田 秀郎; 白井 理*; 山名 元*

no journal, , 

$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244g}$$Am反応における実効断面積の測定を行った。併せて、$$^{244g}$$Amからの$$gamma$$線放出率を高い精度で求めた。さらに、今回得られた結果から$$^{243}$$Am(n,$$gamma$$)$$^{244m}$$Am反応断面積を見積もった。

口頭

アルカリ塩化物溶融塩中のUO$$_{2}$$$$^{2+}$$/UO$$_{2}$$$$^{+}$$酸化還元平衡に関する研究

永井 崇之; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 白井 理*; 山名 元*

no journal, , 

アルカリ塩化物溶融塩を対象に、溶存するウラニルイオン(UO$$_{2}$$$$^{2+}$$, UO$$_{2}$$$$^{+}$$)の紫外可視吸収スペクトル及び自然電位を測定し、各アルカリ塩化物中のUO$$_{2}$$$$^{2+}$$/UO$$_{2}$$$$^{+}$$酸化還元平衡電位を求めた。その結果を報告する。

口頭

ガラス溶融炉の解体に関する研究,2

小坂 哲生; 浅野 直紀; 伊藤 義之; 小守 正則

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化処理を行うガラス溶融炉の更新に伴い発生した廃溶融炉は、切断・解体し、放射能レベルの適切な分類をしたうえで、廃棄物貯蔵庫へ搬出する計画である。このため、現在、原子力機構はガラス固化技術開発施設で発生した廃溶融炉をレーザ切断装置等で解体する研究を進めている。なお、本研究は原子力機構と電気事業者11社及び日本原燃との共同研究にて実施しているものである。

口頭

TRU廃棄物の放射能評価方法の開発,4; 核分裂生成核種とCs-137との相関関係,1

榊原 哲朗; 小華和 治; 圷 茂; 小嶋 裕; 坂下 章*; 黒田 一彦*; 木野 健一郎*; 三枝 守幸*

no journal, , 

東海再処理施設(TRP)で発生した雑固体廃棄物の埋設処分時に必要になると考えられる放射能濃度決定方法を検討している。TRPより採取した実廃棄物サンプルの放射化学分析結果に基づき、key核種候補であるCs-137濃度と難測定核種であるTc-99濃度との相関関係を検討した。

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。

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

Np-237に対する中性子入射反応核データの評価

岩本 修; 中川 庸雄

no journal, , 

Np-237に対する20MeVまでの中性子入射反応の核データ評価を新しく開発したコードで行った。評価にはチャンネル結合光学モデル,前平衡励起子モデル,Hauser-Feshbach統計モデルを用いた。チャンネル結合光学モデルは、基底状態の回転バンドの5レベルを入れ、分散関係を考慮した光学ポテンシャルを用いて、パラメータを調整し全断面積を再現するようにした。統計モデルでは、中性子及び$$gamma$$線放出と核分裂の崩壊チャンネルを考慮し、中性子捕獲,(n,2n),核分裂の各反応断面積の測定データを再現するようにモデルパラメータを調整した。これらの新しい評価により、JENDL-3.3と比較し、1から10MeVの範囲で全断面積の実験データとの一致が改善された。また直接・準直接捕獲反応の効果を計算に取り入れることにより、10MeV付近での捕獲断面積のエネルギー依存が改善されたと考えられる。核分裂反応断面積に対しては最小2乗法による解析コードGMAを用いて、断面積及び誤差の評価を行った。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,16; 実ウランサンプルによる実証試験

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 佐野 明*; 内藤 晋*; 隅田 晃生*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; 小田 昭紀*

no journal, , 

大型廃棄物のクリアランス検認を可能にする計測システムの実用性を確認するため、実ウランサンプルを使用して$$alpha$$放射能を測定し、溶解分析値と比較した。その結果、単純形状サンプルは分析値と測定値が良好な比例関係を示し、また複雑形状サンプルも空気吹付けにより測定可能なことを実証した。

口頭

ウラン廃棄物の非破壊測定技術開発; 子孫核種含有廃棄物の測定

大森 浩司; 大木 耕一; 石橋 祐三; 沼野 達夫; 砂押 瑞穂*; 鈴木 敏*; 助川 泰弘*

no journal, , 

特願 2003-417626   公報

廃棄物中のウラン量を測定評価することは、廃棄物の管理上必要である。しかし、ウラン廃棄物のうちコンテナに収納された廃棄物については、適切な非破壊測定装置がなく、廃棄物情報からの推定評価にとどまっていた。このため、コンテナ詰廃棄物中のウラン量を、パッシブ$$gamma$$法により測定評価する測定装置を開発した。本測定装置は、Nal(Tl)検出器3台,Ge検出器1台及び廃棄物ハンドリング装置より構成される。測定手法は、$$^{238}$$Uと放射平衡の子孫核種$$^{234m}$$Paより放出される1001keVと766keVの$$gamma$$線のピーク計数率を用いる方法であり、密度及び線源(核種)が偏在していても適用できる。評価法としては、対向した測定点の測定データより距離の影響を除いて評価する対向対評価法を開発した。子孫核種の影響が多い場合は、その影響を取り除いて評価した。なお、係数率が少ない場合は、バックグランド計数率の変化を補正したグロス計数率による評価法を採用した。本装置の適用性(対象物の大きさより目標を100g$$pm$$100%とした)については天然ウラン50g$$sim$$10kgを用いたウラン試験($$pm$$50%であることを確認した)や、ほかの測定装置による比較試験で確認しており、2004年1月よりウラン廃棄物の測定を開始した。本報では、Ge検出器による測定上の特性及び子孫核種含有廃棄物への適用性について報告する。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,18; イオン損失の空気流吹きつけによる低減効果の検証

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 内藤 晋*; 佐野 明*; 平田 洋介*; 野田 悦夫*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.

no journal, , 

$$alpha$$線によって生成する空気中のイオン数について、柱状再結合による消滅量を考慮した理論モデルを構築した。また、この理論モデルから予測される空気流の局所吹付けによるイオン再結合抑制手法を提案し、実験による検証結果を報告する。

口頭

電離放射線のイオン流体移送型計測に関する技術開発,17; 実廃棄物の3Dシミュレーション

青山 佳男; 宮本 泰明; 山口 大美; 平田 洋介*; 内藤 晋*; 佐野 明*; 中原 克彦*; 佐藤 光吉*; 南部 健一*; 高橋 浩之*; et al.

no journal, , 

プロジェクトの最終年度の項目として、$$alpha$$線のイオン流体移送型計測技術を用いて実廃棄物の測定を実施している。本件は、測定に対応して行った、実廃棄物に対する3次元CFDシミュレーションの結果について報告する。プロジェクトを通じて明確化したイオン再結合係数と拡散係数を用い、2種類の廃棄物パイプに対してイオンの輸送効率を計算して実験と比較し、妥当な結果を得た。

口頭

電解装置内の溶融塩中に蓄積する崩壊熱の制限値の検討

小林 嗣幸; 佐藤 史紀

no journal, , 

金属電解法で使用する電解装置内の溶融塩中に蓄積するTRUやFPの崩壊熱の制限値を評価した。強制冷却条件下における電解装置の定常運転時の外面温度を100$$^{circ}$$C以下とし、故障により冷却が停止した場合でも電解装置内の温度を640$$^{circ}$$C(Cd蒸気圧0.2気圧)以下とするためには外面熱流速を600W/m$$^{2}$$以下とする必要があることがわかった。

口頭

遠心抽出器システム試験,5; 内部循環型遠心抽出器によるソルトフリー洗浄とアルカリ洗浄の性能比較

竹内 正行; 小野瀬 努*; 藤咲 和彦*; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

溶媒洗浄工程への適用を検討している内部循環型遠心抽出器では、溶媒の処理が進むとともに、循環する洗浄剤のpHが低下し、洗浄性能が低下する傾向を示した。本報告では、溶媒洗浄の要求性能評価の一環として、東海再処理工場で実績を有するアルカリ試薬を用いて、遠心抽出器システムによる溶媒洗浄試験を実施し、内部循環型遠心抽出器の適用条件下でのソルトフリー試薬とアルカリ試薬による溶媒洗浄性能を比較検討した。

口頭

磁気軸受型遠心抽出器の開発,4; 磁気軸受駆動部への$$gamma$$線照射試験

荒井 陽一; 藤咲 和彦*; 小泉 聡*; 竹内 正行; 鷲谷 忠博; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

核燃料再処理用遠心抽出器の長期信頼性を確保するうえで、駆動部の耐久性向上が技術課題の一つである。この耐久性を大幅に向上する技術として、駆動部に磁気軸受を適用した改良型遠心抽出器の開発を進めている。これまでに、実環境への適用を考慮したうえで機器の試作を行い、制御性及び環境因子による影響について評価を行っており、本試験では、再処理実環境への適用に必須となる、磁気軸受制御系に与える放射線の影響を調査するために照射試験を行った。照射対象は磁気軸受部をおもに構成する電磁石,センサ,ステータであり、$$^{60}$$Co線源により抽出器中心部の集積線量:2.58$$times$$10$$^{4}$$C/kg(10$$^{8}$$R)の条件で照射試験を行った。その結果、電線被覆材や接着シール材について損傷が認められたものの、磁気制御の主要部であるセンサコアを含めたほかの部位について照射による影響は認められなかった。

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