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N同位体濃縮プラントとコストに関する調査(受託研究)高野 公秀
JAEA-Review 2020-080, 24 Pages, 2021/03
JAEA-Review-2020-080.pdf:1.71MB
加速器駆動システムによるマイナーアクチノイド核変換用燃料の化学形として窒化物が適するが、天然窒素中の
Nから(n,p)反応によりCが生成して燃料中に蓄積する。この問題を避けるため、天然窒素中に少量含まれるNを高濃度に同位体濃縮した特殊な窒素ガスを燃料製造に用いる必要があり、その入手実現性に目処をつけることが大きな課題の一つとなっていた。本報告書では、燃料製造に必要な濃縮度とガス量を試算した上で、既存のN同位体濃縮技術を調査した結果、現在は机上検討段階であるもののN
低温蒸留法が大規模プラント化の観点からは安全で有望な方法であると判断した。同様の技術を用いた
O濃縮プラントがすでに複数稼働しており、その技術と機器類を流用可能である。N低温蒸留法による同位体濃縮プラントから燃料製造用のNガス供給を受けることを想定し、濃縮度と年産量をパラメータとした濃縮シミュレーションを行い、プラント規模を評価するとともに構成設備・機器類の基本仕様を定めた。その結果、濃縮度99%で年産量1000kgの濃縮プラントが技術的に十分可能な見通しを得た。また、このプラントの建設費と運転費用から製品単価を評価し、現状の流通価格の1/30程度に低く抑えられることを示した。この調査により、燃料製造に必要なNガスを技術的にも経済的にも入手可能な見通しを得られたことの意義は大きい。
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PNC TN1410 98-018, 69 Pages, 1998/09
None
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PNC TN1440 96-012, 85 Pages, 1996/09
1高速増殖炉の開発高速実験炉「常陽」の運転高速増殖原型炉「もんじゅ」の建設、試運転FBR研究開発2新型転換炉の開発原型炉「ふげん」の運転ATR研究開発3ウラン探鉱・転換開発海外調査探鉱探鉱・製錬技術開発環境保全対策転換技術開発4ウラン濃縮技術の開発ウラン濃縮工場遠心分離法技術開発レーザー法濃縮技術開発5プルトニウム燃料の開発MOX燃料製造MOX燃料製造施設建設プルトニウム燃料研究開発プルトニウム混合転換技術開発6使用済燃料の再処理再処理工場運転高速炉再処理技術開発再処理基盤技術開発7放射性廃棄物の環境技術開発高レベル廃棄物処理技術開発低レベル廃棄物処理技術開発放射性廃棄物関連施設の管理高レベル廃棄物地層処分研究開発TRU廃棄物の処分研究地層科学研究地質環境調査国際協力8創造的・革新的研究開発新概念の創出に向けた研究原子力基盤技術開発陸域地下構造フロンティア研究9核物質管理と核不拡散対応核物質管理・核物質防護核不拡散対応保障措置核物質輸送10安全管理と安全研究安全管理品質保証・許認可安全研究11関連共通事業企画・調整・評価技術協力・開発技術の利用・技術管理・情報センター国際協力技術者研修・養成12一般管理業務人員組織機構広報活動付表
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PNC TN1440 95-008, 82 Pages, 1995/09
1高速増殖炉の開発1.1高速実験炉「常陽」の運転1.2高速増殖原型炉「もんじゅ」の建設、試運転1.3FBR研究開発2新型転換炉の開発2.1原型炉「ふげん」の運転2.2ATR研究開発3ウラン探鉱・転換開発3.1海外調査探鉱3.2探鉱・製錬技術開発3.3環境保全対策3.4転換技術開発4ウラン濃縮技術の開発4.1ウラン濃縮工場4.2遠心分離法技術開発4.3レーザー法濃縮技術開発5プルトニウム燃料の開発5.1MOX燃料製造5.2MOX燃料製造施設建設5.3プルトニウム燃料研究開発5.4プルトニウム混合転換技術開発6使用済燃料の再処理6.1再処理工場運転6.2高速炉再処理技術開発6.3再処理基盤技術開発7放射性廃棄物の環境技術開発7.1高レベル廃棄物処理技術開発7.2低レベル・TRU廃棄物処理技術開発7.3高レベル廃棄物処理研究開発7.4地層科学研究開発7.5放射性廃棄物管理7.6国際協力8創造的・革新的研究開発8.1新概念の創出に向けた研究開発8.2原子力基盤技術開発9核物質管理と核不拡散対応9.1核物質管理・核物質防護9.2核不拡散対応9.3保障措置9.4核物質輸送10安全管理と安全研究10.1安全管理10.2品質保証・許認可10.3安全研究11関連共通事業11.1企画・調整・評価11.2技術協力・開発技術の利用・技術管理・情報センター11.3国際協力11.4技術者研修12一般管理業務12.1人員12.2組織機構12.3広報活動
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PNC TN1440 93-006, 17 Pages, 1993/10
動力炉・核燃料開発事業団(動燃事業団)は新型動力炉及び核燃料サイクルに関する研究開発をプロジェクトとして推進し、その成果を民間に引継ぎ発展・実用化を期すという役割を担っております。既にウラン濃縮、再処理、新型転換炉、高速増殖炉などの技術の民間事業主体への移転を鋭意進めております。これらの開発の過程で取得した工業所有権については動燃事業団の公開資料である「動燃技報」に特許等の名称、登録年月日等を記載して公表しております。この小冊子は一般産業分野での利用普及に資するため、1)動燃事業団が国内出願し平成4年度に出願公開されたものの名称と2)動燃事業団が平成4年度において、権利を取得した(権利共有も含む)特許権、実用新案権の名称及び要約を掲載し紹介するものであります。内訳(件数)は以下のとおりです。件数I出願公開(特許)81II出願公開(実用新案)11III登録(特許)44IV登録(実用新案)33合計169工業所有権に関する問い合わせについては動燃事業団技術協力部技術管理室(03-3586-3311-技術管理室)まで、連絡をお願いします。
小嶋 素志; 東 侍郎; 川口 浩一; 杉山 顕寿; 中村 詔司; 森本 恭一; 佐々木 紀樹
PNC TN8410 94-049, 368 Pages, 1993/07
本報告書は核燃料技術開発部平成4年度入社職員の1年間の成果をまとめたものである。本報告書では以下の件について報告する。・湿式顆粒製造・有用同位元素のレーザー同位体分離・UF6クラスター形成・強レーザーによる原子核励起・有用金属の分離・利用・C60クラスター研究・消滅処理研究・Pu・Npのレーザー溶液化学これらについての内容,進渉状況を報告する。
遠藤 秀男; 森平 正之; 川瀬 啓一; 佐藤 俊一; 上村 勝一郎; 長井 修一朗
PNC TN8410 93-065, 192 Pages, 1993/04
現在動燃内で窒化物燃料の実用性評価研究を進めている。窒化物燃料の窒素に天然窒素を使用した場合、炉内でのSUP14/Nの(n、p)反応によるSUP14/Cの発生と増殖比の低下を招くことになるため、窒化物燃料としての特性を活かすためにはSUP15/Nを使用する必要がある。ところが、現在のSUP15/N生産量は小さく価格も約11万円/gと非常に高価である。そのため、生産量を大きくした場合のSUP15/N濃縮コスト評価の必要性が生じ、SUP15/N濃縮研究の第一人者である米国在住の石田孝信教授及びDr.W.Spindelに委託研究としてコスト評価をお願いした。本報告書は委託研究の初年度分の成果報告書(英文)を和訳したものである。なお、初年度分の評価に当たってのSUP15/N生産量を50kg/年及び100kg/年に設定した。また、NITROX法の交換反応はH/SUP14/NO/SUB3+SUP15/NO
H/SUP15/NO/SUB3+SUP14/NOと表わせる。
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PNC TN1440 92-007, 84 Pages, 1992/09
本報告は、主として平成3年度委託調査;「リスク・マネージメントに関する調査」(委託先:IEAJ)の成果報告書から、地層処分研究開発をめぐる海外諸国のPA動向及び情報提供の事例調査分析について、その主要部分をとりまとめるとともに、横並びの比較表に集約したものである。
太田 猛男*
PNC TN1420 91-001, 258 Pages, 1990/11
(1)IAEAは,原子炉施設,再処理施設など施設区分に応じた統一した保障措置を行うため,保障措置基準(計画・実施・評価)の整備を行っており,91年から新基準を適用することとし,各施設に対しこの新基準に沿った保障措置アプローチの改定を要求してきている。(2)しかし,保障措置の実施はあくまで施設付属書(FA)を含む保障措置協定により管理される必要があり,施設の設計の現状,計量管理システムの現状,施設運転計画・工程への影響技術開発の現状さらには現在のFAの論理構成など広範囲に検討をする必要があり,新基準の早急な適用,安易な適用を行うべきではない。(3)なによりも,保障措置の信頼性の確保,効率化の観点から新基準の適用問題は議論をすべきと考える。(4)一方で,査察対象の施設や核物質量の増加および施設の大型化,自動化に対応するため,新基準では,無通告ランダム査察ゾーン査察など保障措置の新しい概念の動向を踏えた視点,又封じ込め監視機器と核物質の非破壊測定器との組合せにより大幅な非立会査察化が期待できる技術開発のポイントを指差する視点も含まれている。(5)この意味では,新規施設では,新基準に則した設計およびそのための技術を行う必要があると考える。(6)いずれにしても,新基準を理解する事は,有益かつ重要であると考え,その概要を紹介し,日英対訳と合わせて本書を編集した。
工藤 博司
放射線, 12(3), p.77 - 85, 1986/00
Li-Al合金をターゲットとする100Ci規模でのトリチウム製造、ガスクロマトグラフィによるトリチウムの濃縮、熱量計によるトリチウムの測定およびLi化合物中でのトリチウムの挙動について述べるとともに、トリチウム製造研究を通して得た経験を中心に、トリチウム安全取扱経験の一端を紹介する。
工藤 博司
Radioisotopes, 34(8), p.432 - 441, 1985/00
昨年10月に開催された第7回放射線利用研究成果報告における講演原稿に加筆し、原研におけるトリチウム製造研究を中心に、核融合炉開発に関連するトリチウム化学研究の現状を総説としてまとめた。
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PNC TN433 84-01, 128 Pages, 1984/12
本試料と同一表題の資料が1983年に刊行された。その後ウラン市況の変化に伴う各国のウラン資 源製作の軌道修正,とくにオーストラリアの政界事情に起因するウラン政策の変化など,内容の補正の必要な事情が多く生じたため,これらの新たな情報を加えて修正を行ったものである。 本資料に収録された情報の主な出所は次の通りである。 Uranium Resources, Production and Demand 1982, 1983. NUEXCO Monthly Report on he Nuclear Fuel Market. NUKEM Market Report Nuclear Fuel Enerpresse Bulletin Quotidien Australian Uranium News DOE News Miniing Magazine Mining Journal World Mining Equipment Nucleonics Week Canadian Mining Journal E&MJ Annales des Mines A.A.P.G.Bulletin CIM Bulletin Mining Actity Digest Afrique industrie Bulletin de l afriquenoire The Australian Financial Review Le Monde Newsletter R&D in Uranium Exploration Techniques. SUMITOMO Nuclear News 電力中研究報告 59, 6, フランスにおける原子力開発体制の形成 国際資源 海外フラン鉱業情報抄録 海外鉱業情報 South African Mining & Engineering Jornal WesternMiner Eldorado社, Cogema社, Urangesellschaft社, Uranerz社,DenisonMines社 KeyLake Mining社, RioAlgom社, Energy Resources Australia社, Rio Tinto Zinc社のAnnual Report
高野 公秀
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の製造において枢要な、ゾルゲル法による酸化物と炭素の混合粒子作製と、N-15同位体濃縮窒素ガスの経済的利用(循環精製)に関する技術開発の状況を報告する。
