検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 67 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Enhanced electrochemical oxidation of spent organic solvent under ultrasonic agitation

杉川 進; 梅田 幹; 小林 冬実; 長田 正信*; 土尻 滋; 天野 昌江*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10

銀電解酸化法による$$alpha$$汚染された有機液体廃棄物の分解・無機化処理技術は、高温熱分解法などに比べて、低温及び常圧下で無機化が図れる安全性及び経済性に優れた方法である。このため、1996年からTBP-ドデカン溶媒での分解・無機化試験を行い、溶媒が完全にリン酸,二酸化炭素及び水に分解されることが確認されたが、電流効率が低いことが難点であった。このため、超音波による溶媒と銀2価イオン水溶液の強力な混合下で酸化分解を行い、電流効率の大幅な改善を図った。その結果、電流効率はTBP,ドデカン及びTBPの中間生成物の分解では、いずれも機械的攪拌に比べて2倍以上となった。これらの結果に基づいて、少量溶媒のための分解プロセスと多量溶媒のためのアルカリ過水分解とを組合せた分解プロセスを提案した。

論文

Helium chemistry in high-temperature gas-cooled reactors; Chemistry control for avoiding Hastelloy XR corrosion in the HTTR-IS system

坂場 成昭; 平山 義明*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

高温ガス炉の熱を用いた熱化学IS法による水素製造は、その製造過程で二酸化炭素を排出することなく大量の水素を製造することが可能である。原研では、日本初の高温ガス炉HTTRを化学プラントである熱利用システムに接続することを計画しているが、ISシステムは熱利用システムの有力候補である。HTTR-ISシステムにおける高温環境下で使用される構造材(例えば、HTTRの中間熱交換器伝熱管及びHTTRとISシステムを接続する高温二重管のライナ材に使用されるハステロイXR等)の構造健全性維持のためには、ヘリウム化学の確立による化学組成制御が必要不可欠であるが、実機で応用可能な知見は、先行高温ガス炉を含め、これまでに得られていない。そこで、本報では、ハステロイXRの腐食の一つである脱炭・浸炭を防止するため、不純物による影響を、クロムスタビリティ図を用いて個別に評価し、最も影響を与える不純物が一酸化炭素であることを明らかにした。加えて、ハステロイXRの腐食を防止するために化学組成の下限を明らかにした。この知見は、HTTR-ISシステムはもとより、将来高温ガス炉あるいは第四世代原子炉システムの候補であるVHTRに生かされることが期待できる。

論文

Development of a simple reprocessing process using selective precipitant for uranyl ions; Precipitation behaviors of plutonium and other transuranium elements

森田 泰治; 川田 善尚*; 峯尾 英章; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 池田 泰久*; 山崎 和彦*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 菊池 俊明*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

NCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン)がウラニルイオンと選択的に沈殿を生成するという極めて特異な性質と沈殿物の取扱いの容易な点を利用し、使用済燃料溶解液中の大部分のウラニルイオンを選択的に沈殿させ、さらにプルトニウムをウランとともに沈殿させる、NCP沈殿法のみによる簡易再処理プロセスの開発研究を外部機関との連携で実施した。原研では、プロセス成立性の鍵を握るPu及び他の超ウラン元素の沈殿挙動について実験的に調べ、その結果プロセス成立性について十分な見通しを得た。

論文

Development of a simple reprocessing process using selective precipitant for uranyl ions; Engineering studies for precipitating and separating systems

山崎 和彦*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 菊池 俊明*; 森田 泰治; 川田 善尚*; 峯尾 英章; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10

NCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン)がウラニルイオンと選択的に沈殿を生成するという極めて特異な性質と沈殿物の取扱いの容易な点を利用し、使用済燃料溶解液中の大部分のウラニルイオンを選択的に沈殿させ、さらにプルトニウムをウランとともに沈殿させる、NCP沈殿法のみによる簡易再処理プロセスの開発研究を実施した。本発表では、実機概念をもとに設計・製作した沈殿生成槽,沈殿分離機の操作性,性能試験の結果について述べる。

論文

Separation of Np from U and Pu using a salt-free reductant for Np(VI) by continuous counter-current back-extraction

伴 康俊; 朝倉 俊英; 森田 泰治

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

Purex工程におけるNp移行挙動管理のため、Np(VI)を塩フリー試薬でNp(V)に還元してU及びPuから分離する手法が考えられている。Np(VI)及びPu(IV)に対する還元反応速度の観点から、アリルヒドラジンはNp(VI)の選択的還元剤として期待が持たれる。アリルヒドラジの適用性を検討するために、3段のU-Pu回収段,7段のNp分離段からなるミニミキサセトラを用いたNp(VI)の連続逆抽出試験を行った。実験結果は供給液中に含まれていたNpのうち少なくとも90%がU及びPuから分離されたことを示しており、アリルヒドラジンがNp(VI)の選択的還元剤として有効であることが確認された。

論文

R&D on safeguards environmental sample analysis at JAERI

桜井 聡; 間柄 正明; 臼田 重和; 渡部 和男; 江坂 文孝; 平山 文夫; Lee, C. G.; 安田 健一郎; 河野 信昭; 伊奈川 潤; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

IAEAが保障措置の強化策として導入した環境試料分析に対応するため、原研はクリーンルーム施設である高度環境分析研究棟を建設し、極微量核物質の分析技術の開発を進めてきた。2003年までに基本的な技術を開発し、バルク,パーティクル分析双方についてIAEAのネットワーク分析所として認定された。その後、原研は第2期計画として分析技術の高度化開発に取り組んでいる。これまでに、ウラン不純物含有量の少ないスワイプ素材や効果的な粒子回収法などを開発しており、これらは技術的側面からIAEA保障措置制度の強化に貢献している。

論文

Experimental study on long-term safety assessment considering uncertainties for geological disposal of radioactive wastes; JAERI status at 2005

山口 徹治; 坂本 好文; 飯田 芳久; 根岸 久美; 瀧 洋; 赤井 政信; 神野 文香; 木村 祐一郎; 上田 正人; 田中 忠夫; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

地層処分の長期評価では不確かさの定量化が必要である。日本原子力研究開発機構の確率論的核種移行評価は確率論的な評価結果の分布を計算するだけでなく、パラメータ不確かさやモデル不確かさを提示することができる。これにより、核種移行解析結果の不確かさに相関の大きいパラメータが明らかになる。これらのパラメータのうち、定量的に解明されていないものがわれわれの実験的研究の対象である。優先的に取り組むべき研究対象は具体的には、セメントの影響を受けた高pH環境下におけるベントナイト系緩衝材の変質,放射性核種の溶解度,ベントナイト系緩衝材中拡散,深地下の還元的環境を維持したまま採取した地層試料に対する重要核種の収着である。不確かさをもたらす原因としては、海水系地下水の浸入によるイオン強度の上昇,TRU廃棄物に含まれる硝酸ナトリウムの溶解に伴うNO$$_{3}$$$$^{-}$$, NO$$_{2}$$$$^{-}$$及びNH$$_{3}$$濃度の上昇,セメント系材料に起因する高pH環境,オーバーパック腐食に伴う間隙水化学組成の変化を考慮する。本論文はこの研究の現状を報告するものである。

論文

Sorption and migration of neptunium in porous sedimentary materials

田中 忠夫; 向井 雅之; 中山 真一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

再処理施設等から発生するTRU廃棄物のうち、アルファ核種濃度が低い廃棄物の相当量は浅地中処分が対象となる。TRU核種は浅地中環境で種々の化学形態をとるばかりではなく、土壌や岩石との相互作用も複数のメカニズムが関与しているとされている。このようなTRU核種の移行現象は、固液間相互作用として従来から用いられている単一の分配係数を用いるモデルでは十分に説明できない。本研究では、種々の土壌を対象としてネプツニウムの移行挙動をカラム実験で調べ、さらにカラム内移行メカニズム及び収着メカニズムを検討した。実験結果に基づき、移行現象を説明するための現象解析モデルを提案し、その適用性を検証した。

論文

Present status and future perspective of research and development on partitioning and transmutation technology at JAERI

大井川 宏之; 湊 和生; 木村 貴海; 森田 泰治; 荒井 康夫; 中山 真一; 西原 健司

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、原子力委員会により2000年に行われた分離変換技術に関するチェック・アンド・レビューの結果に基づき、階層型燃料サイクル概念に関する研究開発を実施してきた。このうち、群分離工程に関しては、4群群分離概念の構築に続き、より革新的な概念であるARTISTプロセスの研究を進めた。核変換用燃料に関しては、NpN, AmN等のマイナーアクチノイド窒化物燃料の調製を行い、物性測定等を実施した。照射後燃料を再処理する方法としては、高温化学処理技術の研究を実施した。加速器駆動核変換システムに関しては、加速器,鉛ビスマス,未臨界炉心についての研究開発を実施するとともに、核変換実験施設を第II期として含む大強度陽子加速器プロジェクト(J-PARC)の建設に着手した。さらに、放射性廃棄物の処理・処分に対する分離変換技術の導入効果を検討した。

論文

Study of the $$^{17}$$N reactor power monitor

米田 政夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

原子炉で$$^{17}$$O(n,p)$$^{17}$$N反応により生成される$$^{17}$$Nを測定することにより、原子炉出力モニターとして利用することができる(以下、N-17モニターと略)。今回、研究炉JRR-3において炉心で発生する$$^{17}$$Nを計算及び実験により求め、$$^{17}$$Nの原子炉出力モニターへの適用性についての検討を行った。その結果、N-17モニターは制御棒位置や燃料燃焼の影響を受けにくいという点において、原子炉出力モニターとして優れた特性を持つことがわかった。

論文

Research activities for development of CTBT-related technologies in JAERI

篠原 伸夫; 浅野 善江; 広田 直樹*; 伯耆田 貴憲; 井上 洋司; 熊田 政弘; 中原 嘉則*; 小田 哲三*; 打越 貴子*; 山本 洋一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

本国際会議では、包括的核実験禁止条約(CTBT)検証体制に関連する原研の研究活動を報告する。その主題は、(1)CTBT検証制度の概要,(2)沖縄放射性核種監視観測所RN37,高崎放射性核種監視観測所RN38並びに東海実験施設RL11の整備及び運用,(3)放射性核種データのための国内データセンター(JAERI NDC)の整備である。RN38はCTBT機関/準備委員会によって認証され、毎日観測データを国際データセンター(IDC)に送っている。RN37及びRL11では、基盤整備と運用マニュアルを整備中である。JAERI NDCでは、世界中の観測所で測定されたデータをIDCから受信して試験的に解析評価するとともに、核実験あるいは原子力事故に対応するための大気拡散モデルコード(WSPEEDI: Worldwide Version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information)を用いた放出源情報推定のためのシステム開発を行っている。

論文

Geologic disposal of radioactive waste produced by application of partitioning-transmutation technology to nuclear fuel cycle

中山 真一; 森田 泰治; 西原 健司; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

分離変換から発生する放射性廃棄物の量や物理的・化学的性状に基づいて、分離変換が廃棄物管理に及ぼす影響を定量的に評価した。分離後の高レベル廃棄物の容積は、分離しない場合のガラス固化体に比べて3分の1程度に減り、また定置面積は6分の1程度に減ると予想された。定置面積の減少は地層処分場の容量増加を意味する。

論文

Research and development program on accelerator driven subcritical system in JAERI

辻本 和文; 大井川 宏之; 大内 伸夫; 菊地 賢司; 倉田 有司; 水本 元治; 佐々 敏信; 西原 健司; 斎藤 滋; 梅野 誠*; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

原研では、マイナーアクチノイド等の放射性廃棄物を核変換することを目指した加速器駆動核変換システム(ADS)の開発を進めている。ADSの工学的成立性検証に必要な知見と要素技術を得ることを目的に、原研では2002年から総合的な研究開発プログラムを実施してきた。2005年までのプログラム第1期では、原研が主導して多くの研究所,大学,企業が参加して、以下に示すADS特有の3つの技術分野にわたって、研究開発を進めてきた。(1)超伝導線形加速器,(2)核破砕ターゲット及び炉心冷却材としての鉛ビスマス共晶合金技術,(3)未臨界炉心の設計と炉物理。本報告では、プログラムの概要及び得られた成果についてまとめる。

論文

Development of the ERIX process for reprocessing spent FBR-MOX fuel; A Study on minor actinides separation process

星 陽崇*; Wei, Y.*; 熊谷 幹郎*; 朝倉 俊英; 森田 泰治

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

核燃料サイクルの開発において、再処理プロセスの経済性及び効率性の向上は最も重要な課題の一つである。特に将来の高速増殖炉システムの確立には、現行のPurexプロセスに比べコンパクトで放射性廃棄物量の少ない再処理プロセスの開発が強く望まれている。著者らは使用済みFBR-MOX燃料の再処理プロセスとして、新規湿式再処理プロセス「ERIXプロセス」を提案している。本プロセスは(1)陰イオン交換体によるPd除去工程,(2)電解還元による原子価調整工程,(3)陰イオン交換体によるU, Pu, Npの回収工程,(4)マイナーアクチニド分離工程から構成される。本研究ではマイナーアクチニド分離工程について検討した。

論文

Subchannel analysis of 37-rod tight-lattice bundle experiments for reduced-moderation water reactor

中塚 亨; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

水冷却増殖炉の熱水力的成立性を確認するために原研が実施している37本稠密格子バンドル試験を、サブチャンネル解析コードNASCAを用いて解析した。NASCAはギャップ幅1.3mmの場合、限界出力を良好に予測できるが、ギャップ幅1.0mmの場合予測精度が劣化した。予測されたBT位置は試験結果と一致した。今後、ギャップ幅効果を考慮してコード中のモデルを改良する予定である。

論文

Critical power prediction for tight lattice rod bundles

Liu, W.; 大貫 晃; 玉井 秀定; 秋本 肇

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

37本燃料棒間ギャップ幅1.0mm定常限界出力試験データを用いて、既存相関式を改良した。全ての37本バンドルデータ(ギャップ幅1.3mm, 1.0mm, データ総数295)に対する計算精度は、標準偏差で7.35%であった。拡張性を評価するため、BAPLデータとも比較した結果、よく一致することを確認した。また、改良式は各パラメータの限界出力への効果をよく評価できることも確認した。改良限界出力相関式をTRACコードに組み込み、異常な過渡事象を解析した。その結果、過渡時のBT判定が定常用限界出力相関式の計算精度の範囲内で評価できることがわかった。

論文

Experiments on the behavior of americium in pyrochemical process

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

今後の核燃料サイクルの開発には超ウラン元素(TRU)の挙動を理解することが重要である。TRU濃度の高い使用済み燃料に対応可能な乾式再処理法の開発が進められているが、そのTRU挙動基礎データは十分とは言えない。酸素や水分などとの反応性の高い塩化物を用いた乾式再処理プロセスの基礎試験を行うため、放射線遮蔽体を持ち高純度の不活性ガス雰囲気を保つことができるTRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を原研東海NUCEF施設に設置した。TRU-HITECでの乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究について紹介する。

論文

System of the advanced volume reduction facilities for LLW at JAERI

樋口 秀和; 門馬 利行; 中塩 信行; 小澤 一茂; 藤平 俊夫; 須藤 智之; 満田 幹之; 黒澤 重信; 邉見 光; 石川 譲二; et al.

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

日本原子力研究所は、表面線量率が2mSv/h以下の低レベル固体廃棄物を対象として、高い減容比と安定性が得られる溶融処理及び高圧縮処理を行う高減容処理施設を建設整備した。本施設により将来の処分に適した廃棄物パッケージを作製するとともに廃棄物の蓄積を減少することができる。本施設は解体分別保管棟及び減容処理棟から構成される。解体分別保管棟の解体設備では、タンクや塔槽類等200$$ell$$ドラム缶以上の大型廃棄物を、材質や形状に応じて、レーザー切断機,プラズマ切断機等適切な切断機器を選択して切断する。本設備は1999年7月より供用を開始し、前年度まで大型廃棄物を約600m$$^{3}$$処理し、約1/3に減容した。減容処理棟における処理対象廃棄物は、難燃物やガラス,コンクリート,金属等の不燃物である。放射能評価の容易な原子炉施設から発生した金属廃棄物は、高圧圧縮装置で減容する。その他の放射性物質の種類と量が多種多様な廃棄物は均一化することにより放射能評価が容易に行える金属または非金属溶融設備により減容を行う。減容処理棟は、2003年に整備を終了し、現在、作業者の訓練や均一化のための溶融条件把握のためのコールド運転を実施中であり、2005年度より実廃棄物を用いた運転を開始する予定である。

論文

Novel compounds, Diglycolamides (DGA), for extraction of various metal ions from nitric acid to n-dodecane

佐々木 祐二; Zhu, Z.-X.; 須郷 由美; 木村 貴海

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

TODGAによる多種の金属の硝酸溶液からドデカン溶媒への溶媒抽出を調べた。分配比の測定結果から、Ca(II),イオン半径87-113 pmを持つM(III)、及び83-94pmを持つM(IV)がよく抽出される。DGA化合物による金属イオンの抽出容量を調べるために、Ca(II), Nd(III), Zr(IV)を用いて、有機相中金属最大抽出量(LOC)を測定した。LOC値を増加させるため、改質剤のジヘキシルオクタアミド(DHOA)とよりアルキル基の長いDGA化合物を使用した。LOC値はDHOA濃度やDGAに結合するアルキル基長さに依存して高くなることがわかった。

論文

Investigation on Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR), 2; Recycle characteristics

大久保 努; 内川 貞夫; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 竹田 練三*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

軽水炉技術に立脚した将来の持続的なエネルギー供給のため、革新的水冷却炉(FLWR)概念の研究を原研で進めている。本論文では、種々の再処理方法の下でのFLWRのリサイクル特性の検討結果を報告する。転換比が0.9程度の高転換型炉心においても、比較的高い除染係数を有する簡素化PUREX法の下で、核分裂性プルトニウムの割合が60%以上であれば、リサイクルが可能である。増殖型炉心においては、比較的低い除染係数を有し全MAをリサイクル再処理法の下でもリサイクル可能であり、自らの炉から発生する全てのMAがリサイクルできることが示された。しかし、MAやFPの混入量に応じて炉心性能は低下する。

67 件中 1件目~20件目を表示