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論文

Transmutation of long-lived radioactive waste based on double-strata concept

高野 秀機; 西原 健司; 辻本 和文; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 滝塚 貴和

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.371 - 376, 2000/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:72(Nuclear Science & Technology)

階層型核燃料サイクル概念の特徴を述べ、このサイクルシステムに加速器駆動核変換専用システムを導入することによる、MA消滅特性について示す。階層型の特徴は、第1段階の商用発電炉の形式に依存せずに、そこから発生する高レベル廃液を処理して長寿命核種を核変換処理することである。すなわち、商用サイクルでは、経済性、安全性、資源有効利用を追求でき、第2階層では核変換処理の効率化を追求するものである。ここでは軽水炉が長期に渡って原子力発電の主流を占めるケースと高速炉が2050に導入された場合についても、MA蓄積量と核変換量等のマスバランス、加速器駆動専用システムの導入基数とシステムインベントリ等についての検討結果を示す。

論文

PARC process for an advanced PUREX process

内山 軍蔵; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 中野 雄次*; 木村 茂; 藤根 幸雄

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.151 - 156, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.29(Nuclear Science & Technology)

将来の再処理技術として廃棄物発生量の低減と経済性の向上を可能とする高度化再処理プロセスの開発を行っている。本報告はPUREXプロセスをベースとして開発している高度化再処理プロセス(PARCプロセス)の概要と使用済燃料を用いて行った同プロセスの実証試験の結果について報告する。

論文

Scenario study on FBR cycle deployment

小野 清; 平尾 和則; 池上 哲雄

Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.125 - 130, 2000/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

A scenario study for fast breeder reactor (FBR) has been carried out. Five major scenarios have been induced from viewpoints of economics, energy security, reduction of radioactive waste burden, utilization of small-size FBR, and restriction of natural uranium resource. In this paper "World natural uranium restriction scenario" has been analyzed in detail. The results indicate that FBR should be introduced by the middle of the 21st century at the latest in the world.

論文

Potential for Realization of Equilibrium Fast Reactor Recycling LLFPs

水谷 昭彦

「地球環境と原子力エネルギーシステム」に関する第三回国際シンポジウム, 0 Pages, 1999/12

None

論文

Scenario study on FBR cycle deployment

小野 清; 平尾 和則; 池上 哲雄

「地球環境と原子力エネルギーシステム」に関する第3回国際シンポジウム, p.37 - 38, 1999/12

None

論文

Neutronics and burnup analysis of an accelerator-based TRU-nitride fuel transmutation system with the ATRAS code

佐々 敏信; 西田 雄彦; 滝塚 貴和; 佐藤 理*; 義澤 宣明*

Progress in Nuclear Energy, 32(3-4), p.485 - 490, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:25.2(Nuclear Science & Technology)

固体タングステンターゲットとTRU窒化物燃料を用いた陽子加速器駆動消滅処理システムの核特性及び燃焼特性を新しく開発したATRASコードを用いて解析した。ATRASコードでは、20MeVを超えるエネルギー領域の核破砕反応計算と20MeV以下での中性子の輸送及び燃焼計算を行うことができる。解析を行ったシステムは、放出中性子分布を最適化したターゲットと、燃焼に伴う反応度変化を抑制するためにプルトニウムを加えたTRU-$$^{15}$$N燃料から構成される未臨界炉心を、1GeVに加速された陽子で駆動するものである。解析の結果、従来検討を行ってきたTRU金属燃料を用いたシステムとほぼ同等の性能を、より少ないTRUインベントリで実現できることがわかった。

論文

A Comprehensive approach of reactor safety research aiming at elimination of recriticality in CDA for commercialization of LMFBR

丹羽 元

Progress in Nuclear Energy, 32(3-4), p.621 - 629, 1998/00

 被引用回数:15 パーセンタイル:76.16(Nuclear Science & Technology)

FBRの実用化の時代を目指すためには炉心安全性の一層の向上が期待されており、特にFBRにおける炉心損傷事象(CDA)については、その影響が格納できるとするだけでなく、CDAがFBRの安全上の特徴ではなく従って評価の対象とする必要が無いとするところまで達成できれば、明らかな安全向上とみなせる。このためには、炉心損傷事象の発生頻度を低減するとともに、炉心損傷が発生しても再臨界に至ることが無く事象が終息することが明らかとなることが必要である。後者の再臨界問題の解決のためには、炉心安全研究のアプローチとして、1)従来の 炉内試験による現象解明、2)大型シミュレーションコードの開発、3)コードによる実機の安全評価、という安全評価を目的とした構成に対して、炉心の安全設計への要求明示を目的として、4)CDAシナリオ全体の理論的把握、を加える必要があると考える。

論文

Reprocessing process in advanced fuel recycle system concept

上田 吉徳; 紙谷 正仁; 駒 義和; 小山 智造; 小島 久雄; 鹿倉 栄

Proceedings of 2nd International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems (GENES-2), 0 Pages, 1996/10

PNCが提案しているFBR先進的湿式サイクルのうち、再処理プロセスのアウトライン、バックグラウンド等について述べる。再処理工程は、単サイクルPu/U共抽出、低除染を特徴とし、抽出、Pu/U逆抽、U逆抽出の3バンクから成り、精製工程は不容となる。Pu/U逆抽出液はフローシート条件によりPu富化度をコア燃料製造条件に調整し、逆抽出Uはブランケット燃料製造とPu富化度調整に用いる。簡素化のキイは工程内液量の削除であり、晶析法を補完的に用い溶解液中のPu富化度を調整することにより、さらに簡素化され、抽出工程で扱う流量は、さらに半減、従来法と比較すると十数%程度となる。これらにより構成機器のみでなく、図速する不吊設備また、廃棄物等の大幅な削減が期待でき、経済性の向上が図られる。またPuはUと共に回収されるため核拡散抵抗性が強化される。燃料製造工程との一体化もさらにこれらの効果に寄与する。以上を、参

論文

Reprocessing process in advanced fuel recycle system concept

上田 吉徳; 紙谷 正仁; 駒 義和; 小山 智造; 小島 久雄; 鹿倉 栄

Proceedings of 2nd International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems (GENES-2), 0 Pages, 1996/00

PNCは、これまでの湿式再処理技術をベースに、経済性向上、放射性廃棄物低減、核不拡散抵抗性に優れたFBR先進的湿式サイクルを提案した。本プロセスは、燃料製造と再処理工程を一体化したものであり、ここでは再処理工程について述べる。再処理工程は、単サイクルPu/U共抽出、低除染サイクルを特徴とし、抽出、Pu/U逆抽出、U逆抽出の3バンクからなり精製工程は不要となる。Pu/U逆抽出液はフローシート条件のコントロールによりPu富化度をコア燃料製造条件に調整し、逆抽出ウランはブランケット燃料製造とPu富化度微調整に用いる。またさらなる抽出工程の負荷削減、簡略化として、溶解液中のPu/U富化度を晶析法により調整することにより、抽出と逆抽出バンクのみとなる可能性がある。このように、抽出装置、ベッセル、関連機器の数、容量、廃棄物処理プロセスや廃棄物の大幅な削減ができ、経済性の向上が図られ、またPuはUと共

論文

Basic study of photochemistry for application to advanced nuclear fuel cycle technology

佐々木 聡; 和田 幸男

Proceedings of 2nd International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems (GENES-2), p.0 - 0, 1996/00

本報告は、硝酸溶液中でのアクチニド元素の光溶液化学に関する基礎研究の成果から、硝酸溶液中のプルトニウムとネプツニウムの光化学的原子価調整とそれに引続く分離・共抽出の実証、反応メカニズムの解析から結論を得た光励起硝酸イオン種の強い酸化力を利用した室温状態でのUO2粉末の光化学溶解の実証について、核燃料サイクル技術への応用を前提に、特にTRU・MOX燃料を対象にした先進リサイクルへの適用の観点からとりまとめたものである。

論文

Thermal fluid flow analysis in downcomer of JAERI passive safety light water reactor (JPSR)

国井 克彦; 岩村 公道; 村尾 良夫

Prog. Nucl. Energy, 29(SUPPL), p.405 - 412, 1995/00

受動的余熱除去系の予備設計では、ダウンカマ全域に流入冷水が到り、所要の自然循環駆動力が確保されることになっている。ダウンカマは鉛直方向及び円周方向に長い環状流路であるため、特に循環駆動力が強制循環流動の場合のように大きくない自然循環流動の場合には、ダウンカマ内で熱流動分布が生じ易く所要の循環駆動力及び循環流動が確保できない可能性が考えられる。本研究では、ダウンカマの全域に流入冷水を到らせる流下熱流動均一化法(バッフル板を使用)について、循環駆動力及び熱流動分布を評価することにより解析検討した。その結果、設定した流入量条件のもとで、ダウンカマの流入口付近に熱流動均一化用バッフルを取り付けることにより、自然循環駆動力は増加しないが、ダウンカマ内の流況を大きな偏流が発生しないように制御可能なことがわかった。

論文

Decomposition of water and production of H$$_{2}$$ using semiconductor-photocatalytic effect induced by $$gamma$$ ray from high radioactive waste

和田 幸男; 川口 浩一; 明珍 宗孝

Progress in Nuclear Energy, 29(Suppl.), p.251 - 256, 1995/00

使用済燃料中の有用元素と放射線の利用は、核分裂エネルギーの広義な面での利用ということで、将来の原子力にとって、重要な命題である。我々は、5-6年前からこの課題に取り組み、白金族元素の回収に係わる基礎研究を実施してきた。このなかで、回収される白金族元素の中には、Ruのような高放射性白金族元素があり、この特異な物質の利用技術をこれまで研究してきた。本報告は、半導体微粒子に白金族元素を担持し、これに放射線を照射することにより、発生するe$$^{-}$$-h$$^{+}$$ペアの酸化還元反応による、水分解-水素製造の基礎研究である。今までに得られたこの研究成果として、一般に行われている従来研究の光一半導体触媒、水分解研究に比べ、10-100倍程度の大きな収率効果を得た。そこでその詳細について報告する。

論文

Transmutation of fission products with the use of an accelerator

加瀬 健; 原田 秀郎; 高橋 武士

Progress in Nuclear Energy, 29(Suppl.), p.335 - 341, 1995/00

長寿命核分裂生成物である99Tcや137Csを消滅処理の対象核種として取り上げ、3つの加速器を利用した消滅処理方法(陽子法、スポレーション中性子法、MCF法)に対する解析、評価を行った。評価は実効半減期、消滅エネルギー(対象核種を1核種、消滅するために要するエネルギー)の2点について行った。その結果、99Tcの場合、スポレーション中性子法とMCF法は25$$sim$$55MeVの少ないエネルギーで実効半減期を1$$sim$$5年にできることがわかった。

論文

Transmutation of fission products with the use of an accelerator

加瀬 健; 原田 秀郎; 高橋 武士

Proceedings of International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy Systems, 0 Pages, 1994/00

長寿命核分裂生成物である99Tcや137Csを消滅処理の対象核種として取り上げ、4つの加速器を利用した消滅処理方法(電子法、陽子法、スポレーション中性子法、MC平法)に対する解析・評価を行った。評価は、実効半減期、消滅エネルギー(対象核種を1核種、消滅するために要するエネルギー)の2点について行った。その結果、99Tcの場合、スポレーション中性子法とMCF法は、25$$sim$$55MeVの少ないエネルギーで実効半減期を1$$sim$$5年にできることがわかった。

論文

Study on separation of Ru using ozone oxidizing method

明珍 宗孝; 和田 幸男; 綾部 統夫*

Proceedings of International Symposiumu on Global Environmental and Nuclear Energy System, 0 Pages, 1994/00

不溶解残渣中には白金族元素(Ru, Rh, Pd)が多く含まれている。鉛抽出法により粗分離回収した白金族元素より比放射能の高いRuを選択的に分離回収するためにオゾンによる酸化揮発分離法を試みた。コールドでの鉛抽出試験を行い、この鉛相を硝酸に溶解し、このとき生じるRuを主成分とするスラッジをオゾン酸化することによりRuの98%を回収できることを明らかにした。また硝酸溶解液についてもオゾン酸化処理によりRu移行率を10-4%まで低減できることを明らかにした。最終的なRuの回収率は99.8%以上の値を得ることができることを明らかにした。

論文

Study on Actinides Burner Cores in Fast Reactors

若林 利男; 池上 哲雄

International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy, , 

高速炉におけるマイナーアクチニド(MA)燃焼炉心に関して、MA燃料炉心に関して、MA燃料物性データの評価、MA燃料装荷法の評価、希土類混入の影響評価、高速炉におけるMAリサイクルの影響評価等を実施した。その結果、以下のことが明らかになった。 (1)非均質装荷の場合、MA燃料と通常の燃料の出力ミスマッチが大きくなり、熱的に厳しくなる。しかし、MA燃料集合体内の燃料ピン数を増加させ、燃料交換パターンの最適化を図ることにより解決できる。 (2)MAのリサイクルについては、炉心特性の観点からは、高速炉はその影響が小さく、十分にMAマルチリサイクルが可能である。

論文

Future Needs on the In-pile Safety Experiments for the Commercialization of FBR's

丹羽 元; 近藤 悟; 相澤 清人

Proceedings of International Symposium on Global Environment and Nuclear Energy, , 

この論文ではまず、炉心安全研究の基本的目標を明らかにする為に、将来のLMFBRにおける炉心安全の確保における考え方を整理した。炉心損傷事故の発生頻度の一層の低減と影響の低減とを基本目標として認識し、これを2次的目標、R&D課題へと展開した。この基本目標とR&D課題との関係は、大型FBRの実用化を狙った安全研究計画の基本的骨格となる。次にこの基本的骨格に基づいて、炉内試験を中心として今後の安全性試験研究のニーズを整理した。更に、ここで新たに研究目的として提案された再臨界の排除について述べた。そこでは、これ迄に蓄積された物質移動・相互作用に関する知見を活用する事により、炉心の設計において再臨界を排除することを考え、溶融燃料を炉心外へ排出する為の方策を示し、これを導入した場合に再臨界の排除が容易となることを示した。再臨界排除のために明らかにする必要のある個々の現象について、研究の必要性を明示した。

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