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論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 4; Numerical simulations for active neutron technique

米田 政夫; 前田 亮; 大図 章; 呉田 昌俊; 藤 暢輔

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

アクティブ中性子法の一つであるFNDI法を用いた核物質の計量管理技術の開発を行っている。FNDI法は、対象物にパルス中性子を照射し、そこで発生する核分裂中性子の総数及び消滅時間を用いて核分裂性物質量を求める測定法である。FNDI法を用いたデブリ計測システムの設計解析に取り組んでおり、次のような計算モデルを作成してシミュレーションを実施した。装置高さ: 140cm、装置外径: 80cm、He-3検出器(長さ100cm、直径2.5cm)本数: 16本。デブリの状態として湿式と乾式の2種類を考え、乾式デブリでは中性子の減速効果を補うために収納管周りにポリエチレンを取り付けている。シミュレーションは計算コードMVPを用いた。本発表では燃焼組成や均質度を変えた様々なデブリに対する計算結果及びFNDI法を用いたデブリ測定の適用範囲に関する検討結果を示す。

論文

Reduction and resource recycling of high-level radioactive wastes through nuclear transmutation; Isolation techniques of Pd, Zr, Se and Cs in simulated high level radioactive waste using solvent extraction

佐々木 祐二; 森田 圭介; 伊藤 圭祐; 鈴木 伸一; 塩飽 秀啓; 高橋 優也*; 金子 昌章*; 大森 孝*; 浅野 和仁*

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/09

高レベル廃液中のPd, Zr, Se, Csは長半減期核種のPd-107, Zr-93, Se-79, Cs-135を有している。高レベル廃液から除去し、核変換により処分することで、環境負荷低減に役立てることができる。これら元素について、PdはMIDOA, NTAアミド、Csはクラウンエーテル、ZrはTODGA, HDEHP, Seはフェニレンジアミンで抽出可能である。それぞれ元素の回収条件について検討した成果について述べる。

論文

Actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle

佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 竹内 正行

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/09

CPFにおいて照射済燃料から数gのMAを回収し、AGFにおいてMA含有MOX燃料を製造した後、常陽において照射試験を行うSmARTサイクル構想を進めている。本報告では、CPFで実施したMAを含むアクチニド回収に係る研究開発について、過去実施した溶媒抽出法及び抽出クロマトグラフィによるアクチニド回収技術をレビューするとともに、SmARTサイクルの一環として実施した各方法によるアクチニド回収試験の概要をまとめた。

論文

Research of process to treat the radioactive liquid waste containing chloride ion generated by pyroprocessing plant in operating

多田 康平; 北脇 慎一; 渡部 創; 粟飯原 はるか; 柴田 淳広; 野村 和則

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

塩化物イオン(Cl)を含む放射性廃液は、乾式再処理のプロセス制御における化学分析によって生成される。この廃液を海洋に排出するためには、Clを分離してU, Puを回収する必要がある。本研究では、AgCl沈殿法と抽出クロマトグラフィー法を組み合わせてClを分離し、U, Puを回収した。沈殿試験の結果、UおよびPuが試験後に共沈しないことが分かった。固相抽出試験の結果、95%のPuが液体廃棄物から回収されたことがわかった。Uの濃度が十分でないため、Uについての$$alpha$$放射能を分析することは困難であった。これらの結果は、これらのプロセスが廃液を海に排出する可能性を有することを示した。

論文

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 3; Numerical simulation of passive gamma technique

芝 知宙; 相樂 洋*; 富川 裕文

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 3 Pages, 2017/09

福島第一原子力発電所の溶融燃料(デブリ)取出しの始まりは2021年に予定されている。そのため、デブリ内に含まれる核燃料物質の定量技術の確立が、核物質管理の観点から必要になると推測される。本論文では、候補技術の一つであるパッシブ$$gamma$$法の概要を紹介し、長谷らが開発した共通モデルを用いたシミュレーションのフェーズ1および2の結果を述べる。また、本研究には、新たに開発されたカップリング法と呼ばれるシミュレーション用$$gamma$$線源作成手法が適用された。フェーズ1の結果として、デブリの組成の変動は、収納缶からの漏えい$$gamma$$線に影響を与えないことが明らかとなった。フェーズ2の結果として、デブリが収納缶内に極端に内側に偏在した場合でも、Eu-154の主要なピークである1.27MeVの$$gamma$$線は、明確に観測されることが明らかとなった。加えて、デブリが収納缶内で非均質に配置された場合であっても、収納缶を回転させて測定することで、その影響を補正できることが明らかとなった。

口頭

Reduction and resource recycling of high-level radioactive wastes through nuclear transmutation; Impact of nuclear transmutation on disposal of high-level radioactive waste

西原 健司; 牧野 仁史; 小尾 繁*

no journal, , 

ImPACTプロジェクトでは、他プログラムで行われているマイナーアクチノイド(MA)の核変換に加えて、長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換が開発されている。MA, LLFP, 発熱性核分裂生成物(Sr-90, Cs-137)が高レベル廃棄物(HLW)から除去された場合、HLWの処分に対する劇的な効果が期待できる。本研究では放射性核種の輸送解析により、(1)核変換後の廃棄物を従来HLW用に設計された地層処分場に処分、及び、(2)核変換後の廃棄物を使用済燃料集合体のハル・エンドピース等の低レベル放射性廃棄物用に設計された余裕深度処分場に処分した場合の効果を評価した。結果として、(1)の解析では公衆被ばく線量の低減が見られ、(2)の解析では被ばく線量は十分に小さかった。

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 2; Numerical simulations for passive neutron technique

能見 貴佳; 長谷 竹晃; 小菅 義広*; 白茂 英雄; 浅野 隆

no journal, , 

This report describes evaluation results of the passive neutron technique (PN) which is conducted as a part of the characterization study of candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. The PN consists of Differential Die-away Self-Interrogation (DDSI) and neutron coincidence counting. The DDSI evaluates the neutron multiplication and absorption effect and corrected coincidence count rate determines Cm-244 effective mass. Nuclear material in a canister is quantified by using isotopic data obtained from $$gamma$$-ray measurement and/or burn up code. The uncertainty derived from the variation of composition of fuel debris and from the variation of position of fuel debris in the canister were evaluated. For both evaluations, wet storage models have larger uncertainties than dry storage models. That comes from the presence of water in the canister. Neutron moderation by water leads to increase neutron multiplication and absorption effect and to vary neutron detection efficiency. These results indicate that the presence of water and variation of water content in canister should be carefully managed to apply the passive neutron technique.

口頭

Characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, 1; General outline

長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 奥村 啓介; 前田 亮; 藤 暢輔; 堀 啓一郎

no journal, , 

This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.

口頭

Thermal degradation and vitrification properties of MA adsorbents

小藤 博英; 渡部 創; 後藤 一郎; 折内 章男; 竹内 正行; 小林 秀和; 捧 賢一

no journal, , 

マイナーアクチニド(MA)等の分離法として開発を進めている抽出クロマトグラフィにおいて使用する抽出剤含浸吸着材の特性評価及び模擬高放射性廃液元素の吸脱着を行った使用済吸着材のガラス固化体原料としての利用可能性を評価するためのガラス化試験及び化学的安定性の評価を行った。CMPOやHDEHP抽出剤等の有機物を含有する吸着材に適したガラス化溶融手順を策定するとともに、試料は良好にガラス化され、十分な化学的安定性を有することを確認した。

口頭

Development of the technology for pyroprocessing of minor actinide nitride fuel

林 博和; 佐藤 匠; 津幡 靖宏

no journal, , 

加速器駆動システム(ADS)を用いたマイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料として原子力機構において研究開発が行われているウランを含まないMA窒化物燃料の乾式再処理技術研究開発の現状をとりまとめる。本講演では、MA窒化物燃料に含まれる核分裂生成物元素や不活性母材元素の挙動研究、及び工学規模試験用装置開発に向けた取り組みを中心に紹介する。

口頭

Current status and future plan of research and development on partitioning and transmutation based on double-strata concept in JAEA

辻本 和文; 林 博和; 松村 達郎; 高野 公秀

no journal, , 

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つである高レベル放射性廃棄物(HLW)の処分については、分離変換技術によりHLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられている。原子力機構では、分離変換システムの候補概念の一つである加速器駆動システム(ADS)を用いた階層型分離変換システムについて、システムを各構成要素に対する研究開発を行っている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムであり、燃料にはマイナーアクチノイドを主成分とした窒化物燃料を想定している。ADS及び関連する燃料サイクル技術(MA分離、ADS用窒化物燃料の製造及び再処理)の実現には多くの解決すべき技術課題があり、これらの技術開発課題に関して、原子力機構では様々な研究開発を実施している。本発表では、原子力機構における研究開発の現状及び将来計画について報告する。

口頭

Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

小川 美穂; 坂爪 克則; 井上 利彦; 吉持 宏; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

no journal, , 

原子力機構が福島第一原子力発電所(1F)廃止措置等に向けた中長期ロードマップに基づき整備を行っている、大熊分析・研究センターについて施設の概要と整備の進捗状況を報告する。施設は、施設管理棟, 第1棟, 第2棟の3つの施設で構成されており、第1棟及び第2棟はホットラボであり、第1棟は中低線量のガレキ類等を分析対象として主にグローボックスとフードで構成しており、2017年4月から建設を始めて2020年の運転開始を目指している。第2棟は、燃料デブリ及び高線量ガレキ類の分析を行うためコンクリートセルや鉄セル等で構成しており、現在設計中であり、導入する分析装置の選定作業等を行っている。

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