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論文

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

論文

Research and development activities for accelerator-driven system in JAEA

菅原 隆徳; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 西原 健司; 辻本 和文

Progress in Nuclear Energy, 106, p.27 - 33, 2018/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換するため、加速器駆動未臨界システムの検討を行っている。ADSの研究開発には幾つもの固有の課題があり、本発表では実現性および信頼性が高いADS概念を実現するための2つの活動について紹介する。実現性については、加速器と未臨界炉の境界となるビーム窓の設計が大きな課題の一つである。このビーム窓の設計条件を緩和するため、未臨界度調整機構の導入を検討した。この炉心概念を対象として、粒子輸送, 熱流動, 構造解析の連成解析を行い、より実現性の高いビーム窓概念を提示した。信頼性に関しては、ビームトリップがADS固有かつ深刻な課題となっている。過去の検討では、既存の加速器の運転データをもとに、ADS用加速器のビームトリップ頻度を評価した。このビームトリップ頻度を改善するため、本検討では多重加速器概念を提案し、そのビームトリップ頻度を評価した。その結果、多重加速器概念は、より信頼性の高いADSプラントの運転を実現できることが示された。

論文

A Refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju

谷中 裕; 竹越 淳; 岸本 安史*; 毛利 哲也; 宇佐美 晋

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.329 - 337, 2017/11

ナトリウム冷却高速炉における出力欠損反応度は燃焼欠損反応度と並び、炉心のPu富化度と制御棒本数を決める重要な設計パラメータとなっている。そのため、1994年から1995年にかけて実施された「もんじゅ」性能試験においても、これら特性値の測定が実施され、解析されてきた。直近の「もんじゅ」性能試験における出力係数測定試験に関する解析例としては、高野の論文がある。高野論文では考慮されていない最新の知見として、炉内温度分布の考慮、結晶拘束効果の考慮、対数平均温度の考慮、炉内膨張詳細化効果、最新の核データライブラリ(JENDL-4.0)の使用、測定値補正の精緻化がある。本研究では、これらの項目を全て考慮して、モデルの詳細化に伴う解析結果への影響を定量的に明らかにした。また、その結果、解析は実験を4.6%過大評価することがわかった。このバイアスについて、各種誤差要因以外の要因として炉心心湾曲効果を考慮した評価を行った結果、測定値と1.1%の差で一致した。これにより、出力上昇に伴う炉心湾曲効果が出力欠損反応度のような解析においては重要な要因である可能性が示唆された。

論文

Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris

郡司 智; 外池 幸太郎; 井澤 一彦; 曽野 浩樹

Progress in Nuclear Energy, 101(Part C), p.321 - 328, 2017/11

燃料デブリ、特にMCCI(溶融炉心コンクリート相互作用)生成物の臨界安全性は、福島第一原子力発電所廃炉における主要な安全課題のひとつである。燃料デブリが臨界なのか未臨界であるのかは依然として不確かである。その組成、位置、中性子減速条件などは未だ確認できていない。燃料デブリの臨界制御にあたって、冷却水中に混ぜる中性子毒物の有効性は不確実である。そこで日本原子力研究開発機構(JAEA)では、そのような組成・中性子減速など取りうる条件を広くカバーし、燃料デブリのサンプルが取得され、その条件が判明した場合の臨界特性の評価に寄与する解析データベースを構築する。この計算モデルには、臨界実験によって明らかにされるべき不確かさも含まれる。これらの実験は、改造されたSTACY(定常臨界実験装置)と燃料デブリ組成を模擬したサンプルを用いて実施される予定である。各々のサンプルは、その外形はSTACYの燃料棒と同等で同じくジルカロイ被覆されたものである。この論文では、MCCI生成物を模擬したサンプルの反応度価値を測定するための実験炉心構成の研究について報告している。一連の実験における計算モデルで考慮されるパラメータは次のとおりである:(1)3, 4, 5wt.%の$$^{235}$$U濃縮度を持つ二酸化ウラン、(2)0, 20, 40, 60及び80%のコンクリート体積割合、並びに(3)0-80%のサンプルの空隙率。この測定実験は、減速不足および加減速の条件で実施できると結論付けられた。また、実験に必要なサンプル量が推定された。

論文

Diffusion and adsorption of uranyl ion in clays; Molecular dynamics study

有馬 立身*; 出光 一哉*; 稲垣 八穂広*; 河村 雄行*; 舘 幸男; 四辻 健治

Progress in Nuclear Energy, 92, p.286 - 297, 2016/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

ウラニルイオン(UO$$_2^{2+}$$)の拡散・吸着挙動は、放射性廃棄物処分の性能評価において重要である。溶液中のUO$$_2^{2+}$$, K$$^{+}$$, CO$$_3^{2-}$$, Cl$$^{-}$$, H$$_{2}$$Oの拡散挙動が分子動力学計算によって評価された。UO$$_2^{2+}$$の拡散係数が最小であり、H$$_{2}$$Oの自己拡散係数の26%であった。高濃度の炭酸イオンを含む溶液中では、UO$$_{2}$$CO$$_{3}$$やUO$$_{2}$$(CO$$_{3}$$)$$^{2-}$$の炭酸錯体として存在することが確認された。モンモリロナイト及びイライトと水溶液が共存する系におけるUO$$_2^{2+}$$やK$$^{+}$$の吸着・拡散挙動が分子動力学計算によって評価された。分配係数(Kd)は粘土鉱物の層電荷とともに増加し、UO$$_2^{2+}$$のKdはK$$^{+}$$のKdよりも小さいと評価された。さらに、2次元方向での拡散係数は、吸着層では比較的小さく、高い層電荷をもつイライトでは極めて小さな値を示した。

論文

Prediction of the effects of boron release kinetics on the vapor species of cesium and iodine fission products

三輪 周平; 山下 真一郎; 逢坂 正彦

Progress in Nuclear Energy, 92, p.254 - 259, 2016/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

破損燃料からの放出時のセシウム(Cs)及びヨウ素(I)蒸気種を、ホウ素(B)の放出速度の影響に着目して化学平衡計算により予測した。Cs, I及びモリブデン(Mo)の放出速度は、雰囲気依存が評価できるように改良したモデルを用いて評価した。Bの放出速度は、鉄(Fe)とBの化合物形成を考慮して評価した。予測の結果、水蒸気雰囲気では、約2250KからCsBO$$_{2}$$としてBが放出される一方、水蒸気欠乏雰囲気では、Fe-B化合物形成によりBの放出速度が低下し、CsBO$$_{2}$$の生成が抑制されることがわかった。この水蒸気欠乏雰囲気におけるCsBO$$_{2}$$生成の抑制効果により、ガス状のヨウ化水素HI及び高揮発性の金属Iの生成量が低くなることがわかった。

論文

Gas-liquid bubbly flow structure in a vertical large-diameter square duct

Shen, X.*; 孫 昊旻; Deng, B.*; 日引 俊*; 中村 秀夫

Progress in Nuclear Energy, 89, p.140 - 158, 2016/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:17.95(Nuclear Science & Technology)

4センサープローブを用いて、鉛直大口径正方形管内の上昇気液二相流の局所構造を計測した。球形と非球形気泡を区別する4センサープローブの計測手法を適用し、局所3次元気泡速度ベクトル、気泡径と界面積濃度を計測した。液相流量が低い時と高い時、局所ボイド率と界面積濃度はそれぞれ中心ピークと壁ピークの分布を示した。断面内における横方向気泡速度は、断面の対称的な8分の1三角領域内を循環する2次流れの存在を示し、その大きさは液相速度の上昇とともに増加した。本データに対して、既存ドリフトフラックスモデルや界面積濃度の相関式の比較を行い、適応性を検証した。

論文

An Analysis of $$beta$$-delayed neutron emission of even-even neutron-rich nuclei with proton-neutron QRPA

湊 太志; 岩本 修

Progress in Nuclear Energy, 82, p.112 - 117, 2015/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

自己無撞着QRPA法を用いて、球形を仮定した中性子過剰核の$$beta$$崩壊率と$$beta$$遅延中性子放出率を調べた。娘核(先行核)の高い励起状態からの粒子蒸発の計算には、Hauser-Feshbach統計モデルを用いた。この研究では特に、核構造に関連した2つの効果について議論をする。一つはテンソル力である。これは従来のQRPA法では考慮されていなかった力であり、閉殻構造を持った原子核の$$beta$$崩壊半減期を再現するために重要なファクターである。もう一つは、アイソスピン$$T=0$$の有限レンジ力の対相関である。テンソル力も$$T=0$$の対相関も、先行核の励起状態のエネルギーを下げるという重要な効果を持っている。さらに、それらの効果は、中性子しきい値以上の励起状態へ崩壊する分岐比を減らし、結果として、$$beta$$遅延中性子数の予測値は、テンソル力と有限レンジ力の対相関を考慮しなかった場合に比べて、小さくなるということがわかった。今回の研究内容は、将来的に核分裂生成物の$$beta$$遅延中性子量評価データへ応用する。

論文

Oxidation and carburizing of FBR structural materials in carbon dioxide

古川 智弘; Rouillard, F.*

Progress in Nuclear Energy, 82, p.136 - 141, 2015/07

 被引用回数:14 パーセンタイル:7.42(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器に代えて超臨界CO$$_{2}$$ガスタービンシステムを適用することが検討されている。このシステムの一つの課題として、高温における超臨界CO$$_{2}$$中での構造材料の腐食があげられている。著者らは、これまでに高クロムマルテンサイト鋼及びステンレス鋼を対象に、大気圧から最大25MPaのCO$$_{2}$$中にて材料腐食試験を実施し、本システムの基本設計用の暫定腐食しろ(腐食評価式)を提案してきた。本研究では、初めにわれわれが取得した最も長時間となる8010時間浸漬材を対象とした金属組織観察の結果について報告する。そのうえで、超臨界CO$$_{2}$$ガスタービンシステムの設計用腐食評価の観点から、材料表面に形成された酸化層の成長挙動について報告する。

論文

Safety design consideration for HTGR coupling with hydrogen production plant

佐藤 博之; 大橋 弘史; 中川 繁昭; 橘 幸男; 國富 一彦

Progress in Nuclear Energy, 82, p.46 - 52, 2015/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

本報告では、熱化学法ISプロセスによる水素製造施設を高温ガス炉に接続する上での安全設計に対する考え方を具体化するとともに、安全設計方針及び適合のための設計方針、水素製造施設を非「原子炉施設」として扱うための条件とこれに応じた設計対応を示した。また、実用高温ガス炉水素製造システムGTHTR300Cを対象に、水素製造施設の非「原子炉施設」化のための設計対応及び安全設計方針適合のための設計方針が工学的に成立することを明らかにした。

論文

Photonuclear reactions of calcium isotopes calculated with the nuclear shell model

宇都野 穣; 清水 則孝*; 大塚 孝治*; 江幡 修一郎*; 本間 道雄*

Progress in Nuclear Energy, 82, p.102 - 106, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

$$gamma$$線は核反応に伴って発生するため、$$gamma$$線の反応断面積は原子力科学における基礎的なデータである。この研究では、カルシウム同位体を取り上げ、現時点で最も高度な原子核理論計算が光核反応断面積をどれくらい記述できるかを調べた。光核反応の主な励起成分はE1励起であるため、偶偶核では$$1^-$$状態を非常に多数求める必要がある。これら負パリティ状態の記述のために基底状態からの$$1hbaromega$$励起を完全に取り入れた大きな模型空間を採用した大規模殻模型計算をBX900などのスーパーコンピュータを用いて行った。計算の結果、実験値のある$$^{42,44,48}$$Caに対しては、巨大双極共鳴のピークをよく再現した。また、中性子過剰核では中性子分離エネルギー近傍にピグミー共鳴と呼ばれる小さなピークが存在することを予言した。

論文

Removal of zirconium from spent fuel solution by alginate gel polymer

大西 貴士; 小山 真一; 三村 均*

Progress in Nuclear Energy, 82, p.69 - 73, 2015/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

これまでの研究において、特定の元素のみと選択的に相互作用する抽出剤や無機イオン交換体をアルギネートゲルで賦形化し、発熱性元素や希少元素のみを選択的に分離するプロセスが提案されている。しかしながら、担体であるアルギネートゲルも陽イオン交換体としての特性を有するため、ジルコニウムやルテニウムを吸着し、選択的分離を阻害することが懸念されている。よって、本研究においては、選択的分離工程の前に、アルギネートゲルによるジルコニウムの除去工程を提案し、その可能性を検討した。その結果、ジルコニウムは酸性溶液中ではZr$$^{4+}$$となり、2価や3価の陽イオンよりもアルギネートゲルに強く吸着することを明らかにした。また、アルギネートゲル充填カラムを使用して、照射燃料溶解液中のジルコニウムを選択的に除去できることを見出した。

論文

A Summary of sodium-cooled fast reactor development

青砥 紀身; Dufour, P.*; Hongyi, Y.*; Glats, J. P.*; Kim, Y.-I.*; Ashurko, Y.*; Hill, R.*; 宇都 成昭

Progress in Nuclear Energy, 77, p.247 - 265, 2014/11

 被引用回数:22 パーセンタイル:3.93(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉(SFR)に関する基盤技術の多くが、これまでの長期にわたる高速炉開発で蓄積された経験により築き上げられてきた。これらは仏国フェニックスでのEOL試験、我が国もんじゅの運転再開、露国BN-600の寿命延長、中国CEFRの運転開始等により確証されようとしている。新たに露国BN-800及びインドPFBRが2014年の運転開始を計画しているが、開始されればSFRの基盤技術の確証レベルはさらに深まることとなる。近年、SFR開発は持続可能なエネルギー生産およびアクチニド管理に重点をおいた第4世代炉の構築を目指したものへと進化し、JSFR, ASTRID, PGSFR, BN-1200, CFR-600等の先進的なSFR概念の開発が進められている。第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)は、系統・機器設計、安全及び運転、先進的燃料、アクチニドサイクル等、第4世代SFRの開発に必要な様々な研究開発を進めるための国際協力の枠組みであり、SFR開発国が過去の経験や最新の設計及び研究開発データを共有できる場を提供し、SFRの研究開発の促進に有益な役割を果たす。

論文

Enhancement of proliferation resistance properties of commercial FBRs by material barriers

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 川島 克之; 大久保 努

Progress in Nuclear Energy, 70, p.270 - 278, 2014/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The possibility to enhance proliferation resistance of discharged plutonium in the blanket of fast breeder reactor (FBR) has been investigated in terms of reactor core design aspects. It can be achieved by increasing the fraction of even-mass-number plutonium isotopes in the discharged plutonium. Although it can be achieved by a radial blanket-free core, it also decreases the breeding ratio. By loading the blanket with plutonium (Pu) or minor actinides (MAs) or Pu-MA combination, it is possible to reduce the attractiveness of discharged plutonium. However, the loading material in the blanket should be kept in balance with achievable core performances, fuel fabrication, and fuel handling, accordingly and hence the criteria needed to comply with. It is found that applying the attractiveness or FOM criteria that using the combination of even-mass-number plutonium isotopes need more material to be loaded than the one needed when applying Pellaud's or Kessler's proposal that using only solely isotope fraction of plutonium.

論文

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.4(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、$$^{238}$$Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射した$$^{238}$$Uサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、$$^{238}$$Uからの$$^{239}$$Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

論文

Structural investigation of thorium in molten lithium-calcium fluoride mixtures for salt treatment process in molten salt reactor

沼倉 正彦*; 佐藤 修彰*; Bessada, C.*; 岡本 芳浩; 赤塚 洋*; 根津 篤*; 下原 康彰*; 田島 圭祐*; 川野 泰和*; 中萩 健志*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.994 - 998, 2011/11

 被引用回数:8 パーセンタイル:34.47(Nuclear Science & Technology)

溶融LiF-CaF$$_2$$及びLiF融体中のフッ化トリウムのX線吸収微細構造(XAFS)分析と、フッ化ジルコニウム及びフッ化イットリウムの分子動力学(MD)シミュレーションを実施した。溶融状態では、トリウムとフッ化物イオンとの間の距離はすべての組成において一定であった。しかし、デバイワーラー因子や3次キュムラントのような揺らぎ成分は、フッ化カルシウムが0.17の組成までは増加し、フッ化カルシウムの添加によって減少することがわかった。この揺らぎ成分の変化は、フッ化物イオンの数密度の違いに対応していることをつきとめた。

論文

Effect of minor actinides doping on plutonium produced in large-scale FBR blanket

Meiliza, Y.; 大木 繁夫; 大久保 努

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.964 - 968, 2011/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.64(Nuclear Science & Technology)

Plutonium recycling in fast breeder reactors (FBRs) is important from the viewpoint of effective utilization of energy resources. Nuclear nonproliferation must be ensured through all the recycling process. Nuclear safeguards could be used as an extrinsic approach to prevent the diversion and misuse of nuclear material. Moreover, denaturing plutonium as an intrinsic approach is also considered to be effective to enhance the proliferation resistance of the system. As one of plutonium denaturing methods, the present study deals with the possibility of denaturing by MA transmutation in FBR blanket from the viewpoint of accumulating even-mass-number plutonium isotopes.

論文

Compatibility of FBR structural materials with supercritical carbon dioxide

古川 智弘; 稲垣 嘉之; 有冨 正憲*

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1050 - 1055, 2011/09

 被引用回数:22 パーセンタイル:8.58(Nuclear Science & Technology)

高速炉構造材料候補材である12Cr鋼と316FR鋼について、20MPa, 400$$sim$$600$$^{circ}$$Cの高温超臨界CO$$_{2}$$中にて8000時間までの耐食性評価試験を実施した。その結果、両鋼腐食挙動は大きく異なっており、12Cr鋼では時間の経過とともに重量増加挙動を呈する放物線型腐食挙動を呈したのに対し、316FR鋼では重量増加挙動はごくわずか(温度・時間依存性なし)であり良好な耐食性を呈した。なお、12Cr鋼ではブレイクアウェイ酸化は観察されなかった。これらの金属組織観察結果を踏まえ、プラント予備設計に必要なこれら候補材の超臨界CO$$_{2}$$中での腐食評価式を作成した。

論文

Fabrication and characterization of silicon nitride-based inert matrix fuels sintered with magnesium silicates

臼杵 俊之; 吉田 克己*; 矢野 豊彦*; 三輪 周平; 逢坂 正彦

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.1078 - 1081, 2011/09

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

長寿命核種であるマイナーアクチニド(以下MA)を安定核種に変換する技術の一つに、MAを不活性母材(イナートマトリックス)で固定化し、原子炉内で核変換するという方法がある。窒化ケイ素セラミックスは、高い熱伝導率、及び中性子照射に対する耐性を持つため、イナートマトリックスの候補材料に挙げられている。本研究ではMAの模擬材としてCeO$$_{2}$$窒化ケイ素セラミックスを作製した。資源の有効利用の観点から、焼結助剤にはアスベスト廃材の主成分であるマグネシウム含有ケイ酸塩(フォルステライト,エンスタタイト,ステアタイト)を用いた。フォルステライトを焼結助剤とした試料では、1723Kの焼結で相対密度90%以上の焼結体が得られた。また、どの試料においても、1923Kの焼結体では、34W/m K以上の高い熱伝導率を示し、良好な熱特性を示した。

論文

Basic evaluation on material attractiveness of isotopic plutonium barrier

Permana, S.; 鈴木 美寿

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.958 - 963, 2011/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

プルトニウム同位体障壁に基づく物質魅力度評価について、崩壊熱,自発核分裂数,FOM指標,ATTR指標といった核拡散抵抗性の内在的特徴に基づいて、偶数番号のプルトニウム同位体のプルトニウム239に対する混合割合を関数として、その特性について調べた。

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