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論文

Simulation of chemical and electrochemical behavior of actinides and fission products in pyrochemical reprocessing

湊 和生; 林 博和; 水口 浩司*; 佐藤 岳之*; 天野 治*; 宮本 智司*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.778 - 781, 2003/11

酸化物燃料の乾式再処理におけるアクチノイド及び核分裂生成物の挙動をシミュレーションする技術を開発した。このシミュレーション技術は、化学平衡計算と電気化学反応計算を基礎としたものであり、実験データの解析,実験データの予測,最適プロセス条件の提案等に活用できる。UO$$_{2}$$とPuO$$_{2}$$の電解共析の実験について、シミュレーションを行った。公開されている実験データが限られており、実験を定量的に再現することは困難であったが、計算結果は定性的に実験結果と一致した。、不純物として混入した鉄のFe$$^{3+}$$とFe$$^{2+}$$との間の酸化還元反応が、UO$$_{2}$$とPuO$$_{2}$$の析出を妨害し、電流効率を悪くした原因ではないかということを理論的に解析して示した。

論文

Recovery of plutonium and uranium into liquid cadmium cathodes at high current densities

加藤 徹也*; 魚住 浩一*; 井上 正*; 白井 理*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1591 - 1595, 2003/11

液体カドミウム陰極中にプルトニウム及びウランを高電流密度で回収する溶融塩電解試験を実施した。陰極電流密度101mA/cm$$^{2}$$の電解では、陰極中に10.4wt.%のプルトニウム及びウランをほぼ100%の電流効率で回収できた。陰極電流密度156mA/cm$$^{2}$$の電解では、8wt.%まで回収したところで陰極電流が上昇し、るつぼの外周部に電析物が観察された。

論文

Irradiation performance of uranium-plutonium mixed nitride fuel pins in JOYO

井上 賢紀*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 浅賀 健男*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1694 - 1703, 2003/11

スミア密度を変えたウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン2本を、高速実験炉「常陽」で燃焼度約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射した。ピーク線出力は75kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約906Kであると評価された。燃料ペレットと被覆管のギャップ幅の狭い高スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのスエリングに起因した被覆管との間の機械的相互作用により、ほぼ等方的な直径増加が観測されたのに対し、ギャップ幅の広い低スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのリロケーションに伴う機械的相互作用により、非等方的な直径変化が観測された。半径方向の気孔分布と結晶粒内に保持されたキセノン量の分布を用いた温度解析を行い、ペレットのスエリングが顕著となるしきい温度を評価した。

論文

An Advanced aqueous reprocessing process for the next generation's nuclear fuel cycle

峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 森田 泰治

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1250 - 1255, 2003/11

次世代核燃料サイクルのための高度化湿式再処理プロセスを提案した。本プロセスの枢要な要素技術は、ヨウ素129分離,選択的Np(VI)還元によるNp分離及び高濃度硝酸による核分裂生成物、特にTcの分離,抽出クロマトグラフィーによるMAの分離、並びにCs/Srの分離である。溶解後のウランの分離はそれに続く抽出分離プロセスの必要容量を低減するために有効である。これらの技術のうち、NpのTBP中還元速度を測定した。その結果水相中での還元速度より小さいことがわかった。また、この結果に基づいて改良したフローシートを用いて使用済燃料試験を行った結果、90%のNpがU/Pu分配工程の手前で分離されることがわかった。

論文

Inert matrix fuel deployment for reducing plutonium stockpile in reactors

Degueldre, C.*; 秋江 拓志; Boczar, P.*; Chauvin, N.*; Meyer, M.*; Troyanov, V.*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1967 - 1973, 2003/11

今日、世界の400基ほどの原子炉において毎年約100トンものプルトニウムが生成されている。MOX燃料としてリサイクルしてもプルトニウム蓄積量の減少に大きな効果は期待できないが、イナートマトリックス燃料(IMF)を用いればプルトニウム量の低減、あるいは生成と燃焼のバランスのための柔軟性あるオプションとなる。これまで各国において、熱中性子炉や高速炉のための有力なイナートマトリックス材が見いだされ、その照射試験と照射後試験,IMFのふるまいのモデリングとテスト,安全解析,燃料製造法の開発や現行炉あるいは将来炉でIMFを用いるシステムの検討を進めてきた。その結果、これらIMFの燃料材として、あるいは炉心への装荷法や炉戦略などから見た実現可能性が確認されつつある。今後実用化に向けて、特に商用炉におけるさらなる照射試験や詳細な安全解析とそのための手法の確立が重要となろう。

論文

Corrosion Behavior of High Chromium Martensitlc Steel in LBE

青砥 紀身; 西 義久*; 古川 智弘

米国原子力学会 GLOBAL2003, p.2113 - 2118, 2003/00

LBE冷却高速炉の成立に向けた重要な課題の1つに構造及び炉心材料を、特に、600度C以上の高温でLBE腐食から適切に保護する技術開発が挙げられる。ここでは、主要候補構造材料として検討されている高クロム鋼(ASME P122)に関する650度C、連続酸素濃度制御下停留LBE中試験結果を報告する。4000hまで浸漬した試料について光学及び化学分析を行い、表面に形成される酸化層の組織構造及び鋼中の主要構成元素挙動を評価した。マグネタイトが安定に形成される温度域を越える高温ては、酸化物最外層はLBE中へ溶解する。酸化物の下に形成する拡散層もしばらくすると同様にLBEに溶解してしまう。しかしながら、今回分析結果に基づけば、酸化物と母相との境界に形成されるクロム濃化層が安定に維持されれば、LBEの鋼への侵入を防ぐことが可能であることが分かった。

論文

A Promising Gas-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan

此村 守; 三枝 利家; 水野 朋保; 大久保 良幸*

Global 2003/ANS,ENS (2003.11.16-20), 0 Pages, 2003/00

実用化戦略調査研究では、ガス冷却高速炉の有望な候補概念として、ピン型燃料炭酸ガス炉、ピン型燃料ヘリウムガス炉、被覆粒子燃料ヘリウムガス炉の3概念より経済性・安全性の観点から被覆粒子燃料ヘリウムガス炉を選定した。(フェーズ1)この被覆粒子燃料ヘリウムガス炉の燃料集合体概念については被覆粒子層直接冷却方式横方向流冷却概念の他に燃料保持性に優れる六角ブロック縦方向流冷却概念についても検討を行った。また、プラント概念実現性を左右する重要な課題である受動的炉停止機構、ガスタービン等について開発計画を策定した。

論文

Analysis of Curium in MOX Fuel Irradiated in Fast Reactor

逢坂 正彦; 逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明

GLOBAL2003, 0 Pages, 2003/00

高速実験炉「常陽」にて照射されたMOX燃料中のCm同位体を放射化学的分析手法により分析した。Cmを陰イオン交換クロマトグラフィーにより分離し、質量分析法及び$$alpha$$スペクトロメトリーによりCm同位体を定量したところ、Cm含有率は軽水炉のものより大幅に小さいことが分かった。分析値を用いてCm同位体の高速炉内における核変換特性を様々な観点から評価し、Cmの変換速度は既存の値よりも大きいこと等を明らかにした。本分析・評価により、高速炉がCmの消滅に適していることを実験的に示すことができた。

論文

Overall Plan and Progress Situation of "The Feasibility Study on Commercialized FR Cycle Systems"

佐賀山 豊

Global 2003; International Conferenceon Atoms for Prosperity: Upda, 0 Pages, 2003/00

FBRサイクル実用化戦略調査研究のフェーズIIでは、主要技術の成立性見通しと候補概念の明確化に必要な定量的なデータ取得のための要素技術開発並びにそれらに基づく設計研究を実施している。これらの研究開発により、複数の有望なFBRサイクル概念の検討を進めるとともに、各々のサイクル概念に対する開発計画の策定を行っている。本資料では、炉システム及び燃料サイクルシステム概念及び総合評価並びに開発計画策定の検討現状についてまとめたものである。

論文

Irradiation Performance of Uranium-Plutonium Mixed Nitride Fuel Pins in JOYO

井上 賢紀; 岩井 孝*; 荒井 康夫*; 浅賀 健男

Global 2003; International Conferenceon Atoms for Prosperity: Upda, 1694 Pages, 2003/00

日本原子力研究所との共同研究で実施した高速炉用ウラン-プルトニウム混合窒化物燃料の「常陽」照射試験結果についての総合報告を行う。燃料ピン製作を原研、照射を サイクル機構、照射後試験を両者で実施した。窒化物燃料の性能評価として、高燃焼度化に向けた最重要課題である燃料スエリング挙動に着目した検討を行った。燃料ピン外径は、燃料スエリングと機械的相互作用の発生に対応した特徴的な変化を示した。また、燃料ピン横断面の一次元定常伝熱解析を行い、燃料スエリング挙動に及ぼ す温度効果の検討を行った。窒化物燃料の高燃焼度化にあたっては、制御棒開発成果を参考とした燃料スミア密度とギャップ幅の最適化と高燃焼度までのFPガスの放出・保持挙動の解明が重要であることがわかった。

論文

A Promising Sodium-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Plan

一宮 正和; 一宮 正和; 水野 朋保; 此村 守

Global 2003; International Conferenceon Atoms for Prosperity: Upda, 0 Pages, 2003/00

実用化戦略調査研究の中で、開発目標とした安全性、環境負荷低減性、経済性、資源有効利用性、核拡散抵抗性の各点を十全に満たすナトリウム冷却高速増殖炉の概念を構築した。同炉概念は適切な燃料サイクルと相俟って、GenⅣ等の次世代核燃料サイクルの有望な候補である。

論文

Conceptual Design on Oxide Electrowinnig Method for FR Fuel Cycle

井上 明; 藤井 敬治; 井上 明; 難波 隆司; 佐藤 浩司

GLOBAL2003, 0 Pages, 2003/00

FBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として酸化物電解法に関し,現状の知見に基づき,経済性向上を目指した合理化プロセスを構築し,さらに機器設計,セル内機器配置設計等のシステム設計を実施し,経済性について検討した。その結果,合理化による設備削減や建屋縮小で資本費の低減が見込まれた。今後の施設設計において,操業費も含めた総合評価でも,経済性の向上が見込まれることが分かった。

論文

Conceptual design on an integrated metal fuel recycle system

佐藤 浩司; 藤岡 綱昭; 中林 弘樹; 北島 庄一; 横尾 健*; 井上 正*

GLOBAL2003, 0 Pages, 2003/00

FBRサイクルの実用化戦略調査研究の一環として、38tHM/y処理規模の金属燃料リサイクルシステムについて、経済性、操業性、安全性、環境負荷低減性、核拡散抵抗性等に配慮したシステム設計を実施した。その結果、4対の電極を装荷した大電解槽や続処理方式の陰極処理装置等の採用、質量管理と化学形態管理等を行うことにより、臨界安全性を担保しつつ処理速度の向上が図れる見通しを得た。また、同処理規模の先進湿式リサイクルシステムとのセル、建屋容積、廃棄物発生量の比較により、小型プラントの乾式システムの経済性、環境負荷低減性の観点からの優位性が示された。

論文

Safety demonstration test plan of HTTR; Overall program and result of coolant flow reduction test

坂場 成昭; 中川 繁昭; 橘 幸男

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.293 - 299, 2003/00

高温ガス炉固有の安全性を定量的に実証し、また第4世代原子炉(Generation IV)の候補の一つであるVHTRの研究開発に資するため、HTTR(高温工学試験研究炉)を用いた安全性実証試験が実施されている。安全性実証試験のうち第1期の試験では、異常な過渡変化に相当するものとして、制御棒の引抜き試験及び1次冷却材流量の低下を模擬した試験を実施し、第2期の試験では、事故を模擬した試験を重点的に実施する計画である。本報では、安全性実証試験の全体計画及び循環機停止試験の試験方法,試験条件,解析結果及び試験結果について述べる。循環機停止試験の結果、循環機停止による1次冷却材流量の急激な低下の後、原子炉スクラムを伴わずに、炉心の負の反応度フィードバック特性のみにより原子炉出力が低下・整定することが明らかにされた。

論文

Study on the stability of AmN and (Am,Zr)N

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 湊 和生; 沼田 正美

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.2285 - 2291, 2003/00

マイナーアクチノイドの核変換用窒化物燃料に関して、その成分となるAmN及び不活性母材との固溶体(Am,Zr)Nの安定性を室温での加水分解挙動と高温での蒸発挙動について実験的に調べた。空気中に放置したAmNは水分と急速に反応して水酸化物Am(OH)$$_{3}$$と思われる化合物になったが、(Am$$_{0.1}$$Zr$$_{0.9}$$)Nでは、1000時間の観察中に加水分解による重量増加は認められなかった。Dyモル分率をパラメータにした(Dy,Zr)Nによる実験では、固溶体の水分に対する安定性はDyのモル分率に大きく依存することがわかった。(Dy,Zr)Nの乾燥空気中での熱重量分析による高温酸化に関する実験では、700K以上で急激な酸化が起こり、Dyモル分率への依存性はほとんど見られなかった。高温でのHe中における蒸発挙動では、1623から1733Kの範囲でAmNの蒸発速度定数を得た。(Am$$_{0.1}$$Zr$$_{0.9}$$)N中のAmNの蒸発速度定数はAmNのそれに比べて小さかったが、AmNの選択的な蒸発が起こり固溶体の組成が変化することがわかった。窒素雰囲気中におけるAmNの蒸発との比較から、焼結などの高温加熱を行う場合には蒸発による損失を抑えるために、窒素雰囲気を用いる必要があることがわかった。

論文

Research and development of ZrC-coated particle fuel

湊 和生; 小川 徹

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1068 - 1074, 2003/00

ZrC-Triso被覆粒子燃料の研究開発、特に、製造,化学反応性,高温安定性,核分裂生成物の保持についてレビューする。ハロゲン化ジルコニウムの蒸気を装置内で発生させる方法を用いて、定比ZrC被覆層の製造法を確立した。照射試験,照射後加熱試験、及び炉外試験により、ZrC被覆層はSiC被覆層よりも核分裂生成物パラジウムによる腐食に強いこと、及びZrC-Triso被覆UO$$_{2}$$粒子はSiC-Triso被覆UO$$_{2}$$粒子よりも高温での照射性能が高いことを実証した。また、ZrC-Triso被覆UO$$_{2}$$粒子はSiC-Triso被覆UO$$_{2}$$粒子よりも核分裂生成物セシウムの保持性能が高いことを実証した。

論文

Development of control technology for the HTGR hydrogen production system

西原 哲夫; 稲垣 嘉之

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.320 - 324, 2003/00

高温ガス炉水素製造システムの開発課題として、水素製造設備で発生した熱外乱が原子炉に伝播し、原子炉の運転に影響を与えないための制御技術の開発がある。原研では、蒸気発生器を用いた熱外乱緩和システムを提案し、HTTR水素製造システムによる実証試験を通してこのシステムの有効性を実証する計画である。この技術が成立することにより、水素製造設備と原子炉の運転制御は独立して行えることとなる。本論文は、HTTR水素製造システムの概要を示すとともに、プラント動特性解析により熱外乱緩和システムの有効性を示したものである。

論文

Behavior of uranium-plutonium mixed carbide fuel irradiated at JOYO

荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 長島 久雄; 二瓶 康夫; 勝山 幸三*; 井上 賢紀*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1686 - 1693, 2003/00

高速実験炉「常陽」で約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射したウラン・プルトニウム混合炭化物燃料ピンの照射挙動を報告する。ピーク線出力は71kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約905Kであると評価された。高い線出力照射であるにもかかわらず組織再編は穏やかであった一方で、MOX燃料と比較すると高いスエリング速度と小さなFPガス放出率を示した。照射試験に用いた混合炭化物燃料は超化学量論組成を有していたが、ステンレス鋼被覆管との間の化学的相互作用の兆候はみとめられなかった。また、ほぼ同じ照射条件で照射したウラン・プルトニウム混合窒化物燃料との照射挙動の比較を行った。

論文

Research and development program on accelerator driven system in JAERI

大井川 宏之; 大内 伸夫; 菊地 賢司; 辻本 和文; 倉田 有司; 佐々 敏信; 高野 秀機; 西原 健司; 斎藤 滋; 二川 正敏; et al.

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1374 - 1379, 2003/00

原研は、マイナーアクチニドと長寿命核分裂生成物といった放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原研では2002年より総合的な研究開発プログラムを開始した。プログラムの第1期は3年間の予定であり、原研が主導して多くの研究所,大学,企業が参加している。研究開発項目は、以下に示すADS特有の3つの技術領域にわたっている。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。本報告では、プログラムの概要及び予備的な結果についてまとめる。

論文

An Innovative chemical separation process (ARTIST) for treatment of spent nuclear fuel

佐々木 祐二; 鈴木 伸一; 館盛 勝一*; 木村 貴海

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), 4 Pages, 2003/00

使用済み核燃料(SF)の新規な化学分離プロセス(ARTISTプロセス)を提案した。この概念は全アクチノイド元素(An)の回収,管理と核分裂生成元素(FP)の処分から成る。ARTISTプロセスは2つの主工程、すなわちウランの単離と超ウラン元素(TRV)の全回収工程から構成される。前者は枝分かれアミドを(BAMA)、後者はTODGAを用いる。BAMAはAn(IV)よりAn(VI)との親和性が高く、SFからU(VI)の単離に適している。TODGAはAn(III), An(IV)との錯形成が著しく強い。一方、Np(V)はTODGAとの錯形成が弱いため、原子価をNp(IV)に変えて抽出する。TODGAの能力を向上させるため、モノアミドとの共存系も検討した。講演では、BAMA, TODGAを用いてAn, FPを溶媒抽出した結果について述べる。

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