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論文

Review of ADS and P&T Programme in Japan

大井川 宏之

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.37 - 43, 2015/06

文部科学省は加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた分離変換技術の研究開発状況を評価するための作業部会を立ち上げ、2013年11月に中間とりまとめを公開した。これまで、ADSを用いた階層型分離変換技術の概念は、高速増殖炉利用型のバックアップ的な位置づけであったが、作業部会ではこの技術についても基礎研究段階から原理実証段階に移行すべきとした。J-PARCの核変換実験施設については、次のステージに向けて進むことが適当としたが、建設までにはさらに技術評価が必要である。群分離や核変換用燃料技術についても整合性のとれた研究開発を進めることが必要であり、全体的なロードマップについて議論がなされた。

論文

Oxygen chemical diffusion coefficients of (Pu,Am)O$$_{2}$$ fuels

渡部 雅; 松本 卓*; 加藤 正人

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.376 - 380, 2015/06

(Pu,Am)O$$_{2}$$の酸素化学拡散係数は1400-1600$$^{circ}$$Cの範囲においてPuO$$_{2}$$よりも大きな値を有することがわかった。また、O/M比が1.964以下の領域ではAmは全て3価となることが欠陥化学による計算で得られており、今回取得したデータはこのO/M領域で測定されていることから、3価のAmは酸素化学拡散係数を増加させる効果があることが示唆された。

論文

Thermal and mechanical properties of UO$$_{2}$$ and PuO$$_{2}$$

加藤 正人; 松本 卓

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.162 - 167, 2015/06

ウラン・プルトニウム混合酸化物は、マイナーアクチナイド含有MOX燃料のベースとなる材料である。そのため、UO$$_{2}$$とPuO$$_{2}$$の基礎特性を評価することは、燃料開発の基盤的な評価のために重要である。特に比熱と熱伝導率は、熱的な挙動を評価する上で重要である。しかしながら、それらのデータは、限られており、メカニズムを理解することは難しい。本研究では、超音波パルスエコー法により弾性測定を測定し、弾性定数と熱膨張率を用いて、比熱と熱伝導率を評価した。比熱は、PuO$$_{2}$$のショットキー項がUO$$_{2}$$より約1.5倍大きいためにPuO$$_{2}$$の比熱が高くなり、熱伝導率は、UO$$_{2}$$に比べてPuO$$_{2}$$の熱伝導率が高いことが確認できた。本研究を通して、機械的特性と熱伝導率の関係を記述し、比熱,熱伝導率を評価できた。

論文

Design study of accelerator-driven system for minor actinide transmutation in JAEA

辻本 和文; 西原 健司; 武井 早憲; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 佐々 敏信

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.254 - 261, 2015/06

原子力機構(JAEA)では、高レベル放射性廃棄物中の長寿命核種の核変換を目的に、加速器駆動システム(ADS)による核変換システムの研究開発を実施している。JAEA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る。JAEAでは、2013年から4年間の計画で、公募型研究を利用して、ADS階層型概念の実現に向けた技術的課題に対する工学的実現性のボトルネックとなる重要課題を解決し、ADS階層型概念を「基礎研究段階」から「準工学段階」へ移行するための工学的見通しを得ることを目的とした研究開発を開始した。本発表では、この研究計画の中で、ADSプラントの技術的課題解決に向けた研究開発を紹介する。

論文

Recent progress and future R&D plan of nitride fuel cycle technology for transmutation of minor actinides

林 博和; 西 剛史; 高野 公秀; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 倉田 正輝

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.360 - 367, 2015/06

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)核変換用燃料について、原子力機構ではウランを含まない窒化物燃料を第一候補としている。窒化物燃料は熱特性がよくアクチノイド同士の固溶度が大きいという長所がある。また、窒化物燃料の再処理法としては、MA含有量の多い燃料で影響の大きい放射線損傷に対する耐性の大きい乾式再処理法を、第一候補としている。本論文では、原子力機構における窒化物燃料サイクル技術研究開発の状況及び今後の予定を紹介する。

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