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木村 貴海; 小巻 順; 森田 泰治
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.151 - 158, 2007/00
日本原子力研究開発機構において進められている分離に関する研究開発の概要について、次世代原子力システム研究開発部門におけるNEXTプロセス開発、及び原子力基礎工学研究部門における分離要素技術開発の現状を中心に報告する。
小山 真一; 三頭 聡明
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.509 - 518, 2007/00
原子力機構では、熱及び高速中性子下におけるAmの核変換挙動を実験的に評価するため、2種類の照射
Am酸化物試料について放射化学的手法で分析を行った。その一つは、高速炉実験炉「常陽」において3
10
c/cm
sの高速中性子フラックスにて275日間照射されたバナジウムキャプセルに封入されたAm酸化物である。もう1種類は、JMTRにおいて210
c/cmsの熱中性子フラックスにて207日間照射されたMgOを母材とするAm入りのペレットである。これらのサンプルを照射した後、Am, Cm及びPuを化学分離し、同位体組成比を
, 
線スペクトル及び質量分析装置により分析した。また燃焼率,核分裂元素数を評価するため、線スペクトル及び質量分析装置によりそれぞれ
Cs及び
Ndを分析した。
Am, 
Am, 
Pu及び
Cmが明瞭に観察された。そのAm核変換比は、試験した試料の照射条件において、高速及び熱中性子下でそれぞれ約10%及び80%となった。それぞれの試料での核変換挙動を評価するため、中性子断面積評価結果に基づく核分裂/中性子捕獲断面積比を評価した。結果として、熱中性子スペクトルでは、高速中性子スペクトルに比較して
Cmや
Cmといった偶偶核の蓄積が顕著であることが証明された。これらの結果は、原子炉の中性子反応を利用したMA核変換の重要な知見を与える。本試験では、その基礎的な分析データが得られた。
大井川 宏之; 西原 健司; 辻本 和文; 武井 早憲; 菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 水本 元治; 佐々 敏信; 菅原 隆徳; et al.
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.371 - 382, 2007/00
原子力機構では、長寿命放射性廃棄物の核変換専用システムとして、加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を実施している。ADSは、FBRと共生することで、商用発電用FBRサイクルの信頼性や安全性の向上に寄与できる。原子力機構では、ADSの研究開発として、核・熱流動・構造設計,ビームトリップ時の過渡解析,鉛ビスマス核破砕ターゲットの開発,材料研究,コスト評価等を進めている。さらに、J-PARCの一環として、核変換実験施設を建設する予定である。
小澤 正基; 藤田 玲子*; 小山 真一; 鈴木 達也*; 藤井 靖彦*
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.315 - 324, 2007/00
核燃料サイクルにおける希少金属核分裂生成物の分離・回収のため、触媒的電解採取(CEE)法を研究開発している。放射性廃液中のPd
イオンはそれ自身効率よく回収されるとともに共存イオン、RuNO
, ReO
, TcO、等に対しメディエータ(Pd)及びプロモータ(Pd
)としてそれらの析出を促進する。CEE法により製造した4元系の電極触媒はアルカリ水あるいは人工海水の電解水素製造プロセスにおいて白金電極の2倍程度の高活性を示した。触媒活性の支配元素は主としてRu他であり、Pdは「造粒剤」の役割を果たすと考えられた。CEE法並びにイオン交換クロマト法を主分離法とし、高度にアクチニドや核分裂生成物を分離する「先進オリエントサイクル」は、物質の核変換・利用により放射性廃棄物の大幅な低減に寄与することができる。
湊 和生; 一宮 正和; 井上 正*
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.35 - 43, 2007/00
最近の日本における原子力及び核燃料サイクル政策について概説する。2005年10月に原子力委員会の「原子力政策大綱」、2006年3月に「第3期科学技術基本計画」が決定され、それらに基づいた「原子力立国計画」,「原子力分野における研究開発の推進方策」が策定又は議論されている。そこでは、日本の原子力利用を支える技術として、分離変換技術を基盤的に着実に進めることが記載されている。高速炉増殖サイクルについては、2025年ごろまでの実証炉、2050年より前までの商用炉の導入を目指すことが示されている。また、日本においては、商用の高速炉サイクルを用いる分離変換技術の研究開発、及び階層型核燃料サイクルにおいて核変換専用の加速器駆動未臨界炉を用いる分離変換技術の研究開発が行われている。これらの研究開発の現状について概要を示す。
荒井 康夫; 赤堀 光雄; 湊 和生
Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.117 - 126, 2007/00
原子力機構における長寿命マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料に関する研究活動状況を報告する。原子力機構が提案している加速器駆動システム(ADS)を用いた長寿命MAの核変換では、MAを主成分とする窒化物が未臨界炉心燃料として用いられる。ここでは、窒化物燃料に関する最近の研究の中から、MA含有窒化物の調製,MA含有窒化物及び燃焼度模擬窒化物の物性測定,使用済窒化物の乾式処理技術並びにウランフリー窒化物の照射挙動に関する研究成果を取り上げて紹介するものである。