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論文

核セキュリティ強化に向けた国際動向と日本のチャレンジ

千崎 雅生

Plutonium, (80), p.8 - 13, 2013/08

2010年4月ワシントンDCで第1回核セキュリティ・サミットが開催され(日本を含む47か国及び3国際機関から首脳等が参加)、参加国の間で「すべての脆弱な核物質の管理を4年以内に徹底する」との目標が共有されるとともに、今後取り組むべき措置を示した「コミュニケ」及び「作業計画」が採択された。各国はこれに基づき、自国の核セキュリティ強化及び国際連携に向けた取組を進めている。これまで米国と韓国において2回核セキュリティサミットが開催され、2014年3月にオランダで第3回目のサミットが開催される予定である。本稿では具体的な核テロの事例に言及しつつ、「核テロ脅威とは何か」、「核セキュリティとは何か」について解説する。また核セキュリティ強化に向けたこれまでの国際社会の取組や我が国の制度の強化、そして核セキュリティに対する福島第一原子力発電所事故のインパクトと日本のチャレンジ、核不拡散・核セキュリティ総合支援センターの活動状況などを紹介する。

論文

Thermal recovery evaluation of thermal conductivity in a self-irradiated MOX pellet

森本 恭一; 加藤 正人; 小笠原 誠洋*

Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.339 - 340, 2010/09

核燃料は原子炉に装荷される前に保管される。場合によっては数年間にわたって保管されることもある。MOX燃料が長期間にわたって保管される場合、自己照射($$alpha$$崩壊)による欠陥が保管期間とともに蓄積する。結果としてこれらの欠陥は格子定数や電気伝導度、熱伝導率などの燃料ペレットの物性値に影響を与える。MOX燃料の熱伝導率は燃料の設計や照射挙動評価のために重要な物性値の一つであり、熱伝導率が自己照射に起因する欠陥の蓄積によって低下するが、加熱によって再び回復することが知られている。本試験では、このような長期にわたって保管された燃料を用いた高速炉燃料ピンの温度評価に反映するために、長期間保管したMOX燃料ペレットの熱伝導率の熱回復挙動を時間や温度の関数として評価した。

論文

Burn-up effect on MOX fuel thermal conductivity

生澤 佳久; 森本 恭一; 小澤 隆之; 加藤 正人

Proceedings of Plutonium Futures; The Science 2010 (CD-ROM), p.341 - 342, 2010/09

酸化物燃料の熱伝導度は、挙動評価,燃料設計において重要な物性である。ウラン酸化物燃料や混合酸化物燃料(MOX燃料)は軽水炉燃料として使われており、これら酸化物燃料の熱伝導度はさまざまな研究施設で測定がなされている。燃料物性の研究によると、酸化物燃料の熱伝導度は燃焼とともに減少する。本研究では、MOX燃料の熱伝導度の燃焼度依存性について評価,検討を行った。

論文

Current status & future prospective of Pu & nuclear wastes; Direction for Pu and spent fuel management

野村 茂雄

Proceedings of 1st International Science and Technology Forum on Protected Plutonium Utilization for Peace and Sustainable Prosperity, p.32 - 33, 2004/00

None

論文

Fuel Cycle Technology for PPU Concept; Based on the Aqueous Reprocessing and Oxide Fuel

小島 久雄; 野村 和則; 森本 恭一; 原田 秀郎

Proceedings of Technology Forum on Protected Plutonium Utilization for Peace and Sustainable Prosperity, 54 Pages, 2004/00

新しい世紀における原子力の平和利用のより一層の促進や持続可能な世界の繁栄への貢献に向けた高い核拡散抵抗性を有するプルトニウムの実用化と題して、第1回国際科学技術フォーラムが開催される。本フォーラムの主題に応じて、先進リサイクル研究開発部で進めている再処理プロセス、燃料製造技術、核データ測定技術等の概要や特に核拡散抵抗性向上に資するNp回収技術の現状を報告する。

論文

「あかつき丸」によるプルトニウム輸送を振り返って-グリンピースの動向の背景-

菊池 三郎

Plutonium, (4), 19 Pages, 1994/02

平成4年末から平成5年初めにかけての「あかつき丸」の(フランスから日本への)プルトニウム海上輸送においてグリーンピースの動きは、国際的にも、国内的にも大きく取りあげられた。又、最近ではロシアの放射性液体廃棄物の(日本への)海洋投棄に対するグリーンピースの行動等についてマスコミの課題をさらったことは記憶に新しい。これらの動きを踏まえて、グリーンピースの動向及びその背景について分析し、表面的な事象に惑わされることなく、「事実の裏」をよく透視し、洞察する必要があることを主張する。

論文

Electrical resistivity of uranium monophosphides, uranium mononitrides and uranium carbonitrides at low temperatures

那須 昭一; 倉沢 利昌; 松井 昌之*; 玉置 昌義*; 奥田 基*

Plutonium and Other Actinides, p.515 - 523, 1976/00

燐化ウラン(UP),窒化ウラン(UN)、および炭窒化ウラン(UC$$_{1}$$$$_{-}$$$$_{2}$$Nx,x=0,0.96,0.91)の電気抵抗$$rho$$を3$$^{circ}$$Kから80$$^{circ}$$Kにわたって測定し次の結果を得た。(1)UPの$$rho$$は、moment jump温度(22.4$$^{circ}$$K)で、急激に23%低くなった。この転位中は0.30$$^{circ}$$K以下であった。(2)Moment jump温度の2-3以下の温度範囲で、$$rho$$$${propto}$$T$$^{2}$$の関係が成立した。(3)UN単結晶の$$rho$$対T曲線から求めたネール温度は50.5$$^{circ}$$Kで、従来報告されてきている値よりも低かった。(4)UN単結晶のネール温度以下の$$rho$$$$rho$$$${propto}$$T$$^{3}$$の関係が成立した。(5)UN単結晶のd$$rho$$/dT対T曲線には、高温側に極小値を伴う大きな対象性のよい極大値が存在した。(6)UC$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{0}$$$$_{9}$$ N$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{9}$$$$_{1}$$$$rho$$対T曲線には、もはや折れ曲り点が存在しなかった。

論文

ADVANCED ANALYSIS TECHNOLOGY FOR MOX FUEL

檜山 敏明; 上村 勝一郎

IAEA-Technical Committee Meeting on Recycling offPlutonium and Uranium in Water Reactor Fuel, , 

動燃では、ATR及びFBR用MOX燃料の開発を行っている。常陽、もんじゅ、ふげん等種々のMOX燃料は、化学分析により確認される。このMOXサンプルの分析は、グローブボックス内で行うため、複雑でしかも高度の技術が要求される。従って、MOX燃料製造施設における品質管理分析では、簡単、迅速で高精度の分析法が必要である。上述の問題を解決するため、我々は機器分析及び手法の開発を行っている。本報告では、最近動燃で開発したいくつかの分析法について述べる。

論文

ADVANCED ANALYSIS TECHNOLOGY FOR MOX FUEL

檜山 敏明; 上村 勝一郎

IAEA-Technical Committee Meeting on Recycling offPlutonium and Uranium in Water Reactor Fuel, , 

動燃では、ATR及びFBR用MOX燃料の開発を行っている。常陽、もんじゅ、ふげん等種々のMOX燃料は、化学分析により確認される。このMOXサンプルの分析は、グローブボックス内で行うため、複雑でしかも高度の技術が要求される。従って、MOX燃料製造施設における品質管理分析では、簡単、迅速で高精度の分析法が必要である。上述の問題を解決するため、我々は、機器分析及び手法の開発を行っている。本報告では、最近動燃で開発したいくつかの分析法について述べる。

論文

米国クリントン政権のプルトニウム政策

平尾 和則

Plutonium, (5), 20 Pages, 

None

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