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湊 和生; 赤堀 光雄; 坪井 孝志; 黒羽根 史朗; 林 博和; 高野 公秀; 音部 治幹; 三角 昌弘*; 阪本 琢哉*; 加藤 功*; et al.
JAERI-Tech 2005-059, 61 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-059.pdf:20.67MB
乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための実験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)内に、TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を設置した。本設備は、鉄及びポリエチレンで遮へいされた3基の
/
セルと含鉛アクリルで遮へいされた1基のグローブボックス、並びに内装された試験装置等から構成されており、セル及びグローブボックス内は高純度アルゴンガス雰囲気に維持されている。10グラムの
Amを使用可能なほか、TRUのNp, Pu及びCmを取り扱うことができる。本報告書は、TRU高温化学モジュールの概要,設備の構造及び性能,設備性能試験,内装試験装置、並びに試験装置の性能試験についてまとめたものであり、原研と東京電力(株),東北電力(株)及び日本原子力発電(株)との共同研究の成果である。
NUCEF2005ワーキンググループ
JAERI-Conf 2005-007, 359 Pages, 2005/08
JAERI-Conf-2005-007.pdf:24.79MB
国際シンポジウムNUCEF2005が、2005年2月9日と10日の両日、日本原子力研究所の主催、核燃料サイクル開発機構の共催により、テクノ交流館リコッティ(東海村)で開催された。 本シンポジウムのプログラムは、燃料サイクル安全研究委員会の検討に基づき決められた。放射性廃棄物処分安全,臨界安全を含む核燃料サイクル施設の安全性、及びプロセス開発基礎の研究分野について最新の研究成果等に関する59の発表が行われ、11か国からの239名の参加者により活発な議論が行われた。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。
高橋 史明; 遠藤 章; 山口 恭弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(4), p.378 - 383, 2005/04
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)臨界事故時における体内生成Na-24量からの線量計測法に関して実験的な検証を行った。事故時の人体内におけるナトリウム生成を模擬するため、塩化ナトリウム水溶液を含む水ファントムを過渡臨界実験装置(TRACY)において照射した。モンテカルロ計算により、ファントムに生成するNa-24量及び線量値を検証した。既に、MCNP-4Bコードを用いて、幾つかの仮想的な事故体系における中性子スペクトルについて、生成するNa-24の比放射能値から線量への換算係数を解析していた。その中の1つのデータを用いて、測定された比放射能値から線量の推定を行った。この換算で得られた評価結果は、本研究における計算解析の結果と国際原子力機関(IAEA)が示す事故直後の線量測定において許容されている不確かさの範囲内で一致した。また、既に線量計で評価されている線量値とも非常に近い値を示した。これらの結果は、仮想的な体系で整備された換算係数データを生成Na-24量に基づく線量評価に十分適用できることを示している。
石仙 順也; 関 真和; 阿部 正幸; 中崎 正人; 木田 孝; 梅田 幹; 木原 武弘; 杉川 進
JAERI-Tech 2005-004, 53 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-004.pdf:5.92MB
本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)へ10%及び6%濃縮硝酸ウラニル溶液燃料を供給することを目的として、平成6年度から平成15年度までに実施したウラン酸化物燃料の硝酸による溶解及び硝酸ウラニル溶液の濃縮・脱硝についての特性試験及び運転記録をまとめたものである。
清水 香織; 軍司 一彦*; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕*; 圷 英之; 新妻 泰*; 井上 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-078, 27 Pages, 2005/02
JAERI-Tech-2004-078.pdf:1.84MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、STACY及びTRACYの溶液燃料である硝酸ウラニル溶液に関する分析を実施している。平成15年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のための硝酸ウラニル溶液の分析も行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、平成12年度より実施している硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験のうち、第3回のウラン(U)/プルトニウム(Pu)抽出分離試験が実施されたほか、U/Pu抽出分離試験で発生した抽出廃液を処理するための予備実験も行われ、当該試験にかかわる分析を合わせて行った。平成15年度における総分析試料数は、156試料であった。本報告書は、平成15年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
赤井 政信; 伊藤 信行*; 山口 徹治; 田中 忠夫; 飯田 芳久; 中山 真一; 稲垣 真吾*
JAERI-Tech 2004-058, 47 Pages, 2004/09
JAERI-Tech-2004-058.pdf:7.27MB
TRU廃棄物試験設備は、放射性廃棄物処分の安全評価において必要とされる地中における超ウラン元素(TRU元素)等の挙動に関するデータを取得することを目的として、燃料サイクル安全工学研究施設のバックエンド研究施設内に設置した。本試験設備は、地下深部に特有である還元環境下でデータ取得試験を行うための不活性ガス循環型グローブボックスシステム,放射性核種と人工バリア材及び天然バリア材との化学的・地球化学的相互作用を調べる試験装置(バリア性能試験装置)を内蔵した大気雰囲気のグローブボックスシステム、及び各種分析装置から構成されている。本報告書は、本設備を構成する各装置の原理,構成,機能(測定例),安全設計、並びに本設備を用いた研究成果についてまとめたものである。
第7回NUCEFセミナーワーキンググループ
JAERI-Conf 2004-011, 166 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-011.pdf:30.39MB
第7回NUCEFセミナーは、2004年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催,サイクル機構共催で実施した。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、基調講演,長寿命核種分離研究に関する口頭発表,廃棄物処分安全規制支援研究に関する口頭発表とパネルディスカッション,燃料サイクルと廃棄物処分の安全性研究及び次世代燃料サイクル開発研究に関するポスター発表を行った。口頭発表は15件(提言1件,基調講演1件含む)、ポスター発表は47件であり、セミナー参加者は281名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、パネルディスカッションの議論の概要をまとめたものである。
伴 康俊; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 松村 正和; Kim, S.-Y.; 森田 泰治
JAERI-Conf 2004-011, p.101 - 102, 2004/07
本研究では、燃料の高燃焼度化など燃料の高度化に対応する再処理プロセスの構築,核燃料サイクルの評価、及び施策の策定に資するために、再処理等の化学プロセス溶液におけるアクチノイド元素の物理化学挙動について、実験及び解析により調査研究を行い、それらの成果を科学技術評価データとして整備する。
境 裕; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 圷 英之; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2004-006, 25 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-006.pdf:1.72MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成14年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調整のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため計量槽に集めた硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACY用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件を確認するための予備試験及びAm抽出分離試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成14年度における総分析試料数は、275試料であった。本報告書は、平成14年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
芳賀 孝久*; 軍司 一彦; 深谷 洋行; 薗田 暁; 坂爪 克則; 境 裕; 新妻 泰; 冨樫 喜博; 宮内 正勝; 佐藤 猛; et al.
JAERI-Tech 2004-005, 54 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-005.pdf:2.06MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)においては、硝酸ウラニル溶液を用いた臨界実験が実施されている。NUCEFの分析設備では、臨界実験,溶液燃料の調製,管理及び保障措置に必要な溶液燃料の分析を実施している。分析試料数は年間約300程度であり、分析項目は、ウラン濃度分析,遊離酸濃度分析,ウラン同位体組成分析,核分裂生成物(FP)核種濃度分析,リン酸トリブチル(TBP)濃度分析,不純物濃度分析等となっている。本報告書は、これまでのウラン系臨界実験に適応してきた分析方法と分析の品質管理についてまとめたものである。
第6回NUCEFセミナーワーキンググループ
JAERI-Conf 2003-018, 132 Pages, 2003/10
JAERI-Conf-2003-018.pdf:10.41MB
第6回NUCEFセミナーは、2003年2月20日、原研東海研究所において開催された。本セミナーは原研主催であるが、今回初めてサイクル機構の共催を得た。NUCEFセミナーの目的は、NUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効率的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。今回のセミナーでは、特別講演,臨界安全性研究と廃棄物処分安全性研究に関する口頭発表,再処理プロセス研究に関するパネル討論及び燃料サイクル施設と廃棄物処分の安全研究等に関するポスター発表を行った。口頭発表は13件(特別講演1件,パネル討論での報告5件を含む)、ポスター発表は30件であり、セミナー参加者は265名であった。本報文集はこれらの発表の報文を収録するとともに、議論の概要をまとめたものである。
奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典
JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10
この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k
, M
, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。
梅田 幹; 中崎 正人; 木田 孝; 佐藤 賢二; 加藤 忠仁; 木原 武弘; 杉川 進
JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NO
ガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。
宝徳 忍; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 内山 軍蔵
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.313 - 316, 2002/11
PUREXプロセスの抽出工程における放射性核種の閉じ込め性に関する研究を行い、工程内でのウラン,プルトニウム及びほかのTRU元素の移行挙動の調査を行った。使用済燃料試験をNUCEFの再処理プロセス試験設備を使用し、3台の抽出機によって、ウラン,プルトニウムなどの濃度分布データを取得した。その結果、ウラン,プルトニウム,アメリシウムについてはその99%以上が想定された製品溶液中に移行したが、ネプツニウムはそれぞれの製品溶液中に分散した。(抽出残液に11%,FP溶液に23%,Pu溶液に36%,U溶液に30%)、また、この結果を計算コードによってシミュレーションしたところ、概ね実験結果と一致したが、一部の工程で実験結果と若干の差が見られた。これらについては、さらに計算結果が一致するよう、今後考察を行う必要がある。
坂爪 克則; 軍司 一彦; 芳賀 孝久*; 深谷 洋行; 薗田 暁; 境 裕; 新妻 泰; 白橋 浩一; 佐藤 猛
JAERI-Tech 2002-073, 25 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-073.pdf:2.51MB
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の分析設備では、定常臨界実験装置(STACY),過渡臨界実験装置(TRACY)及び燃料調製設備の運転にあたって、溶液燃料(硝酸ウラニル溶液)に関する分析を実施している。平成13年度は、STACY及びTRACYにおける臨界実験前後の硝酸ウラニル溶液の性状分析,硝酸ウラニル溶液燃料調製のための分析を行うとともに、核燃料物質の計量管理のため、計量槽に貯蔵してある硝酸ウラニル溶液の分析を行った。また、STACYを用いたプルトニウム臨界実験に備えて、硝酸プルトニウム溶液燃料の調製条件(MOX粉末溶解性,ウラン/プルトニウム抽出分離特性等)を確認するための予備試験が行われ、当該試験にかかわる分析を行った。平成13年度における総分析試料数は、322試料であった。本報告書は、平成13年度に実施した分析等の業務についてまとめたものである。
小野寺 清二; 菅原 進; 小林 丙午; 芳賀 浩一; 福島 奨*; 七字 勇*; 大野 秋男
JAERI-Tech 2002-070, 77 Pages, 2002/09
JAERI-Tech-2002-070.pdf:8.74MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、プルトニウムを用いた臨界実験に先立ち、運転時及び点検作業時の安全性を確保するための設備の整備を進めているところである。その整備計画の一環として、炉心タンクに接続されている安全棒駆動装置,給排液・ベント系ノズル等の連結部に用いられているビニルバッグについて、溶着シームの無い密封性に優れたシームレスビニルバッグを試作し、その閉じ込め性能,脱装着操作性等にかかわるモックアップ試験を実施した。その結果、閉じ込め機能を強化した密封性に優れた改良型ビニルバッグの実用化に見通しが得られた。本報告書は、平成13年度に実施したビニルバッグの改良及びモックアップ試験の結果についてまとめたものである。
會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男
JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB
燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。
NUCEF2001ワーキンググループ
JAERI-Conf 2002-004, 714 Pages, 2002/03
JAERI-Conf-2002-004.pdf:69.13MB
本報文集は、2001年10月31日-11月2日に開催された第3回NUCEF国際シンポジウム「NUCEF 2001」における基調講演論文,研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)及び1998年の第2回(報文集JAERI-Conf 99-004)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「臨界安全性、分離プロセス及び放射性廃棄物処分に関する科学的基盤」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全性,(2)分離プロセス,(3)放射性廃棄物処分,(4)TRU化学の各分野から計94件であった。
馬場 恒孝
原子力バックエンド研究, 8(2), p.205 - 206, 2002/03
3rd NUCEF International Symposium,“NUCEF 2001"が平成13年10月31日(水)~11月2日(金)の3日間、原研東海研究所において開催された。本シンポジウムは臨界安全性,核種分離,放射性廃棄物処分,TRU化学などの分野において、活発な研究活動を行っている国内外の研究者が情報交換を行って、一層の研究の活性化を図る目的で、原研主催,日本原子力学会及び同学会・バックエンド部会共催の会議である。参加者総数は283人(含国外; 38人)で発表件数は94件であった。シンポジウムは(1)オープニングセッション,(2)プレナリーセッション,(3)3会場に分かれた口頭発表セッション及び(4)ポスターセッションから構成されて、それぞれ活発な討論が行われた。会議参加記として、シンポジウムの概要を紹介する。
第5回NUCEFセミナーワーキンググループ
JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12
JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB
第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。
