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論文

長寿命放射性核種消滅処理の研究

向山 武彦

みらい, (6), p.40 - 43, 1999/07

未来エネルギー研究協会講演会において、同協会の要請により講演を行った。講演概要を同協会誌に掲載する。内容は、(1)消滅処理のねらいと方法、(2)国内における研究動向、国外の動向、まとめである。

論文

Research and development of nitride fuel cycle for TRU burning

鈴木 康文; 小川 徹; 大杉 俊隆; 荒井 康夫; 向山 武彦

Proc. of 4th Int. Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transm, 0, p.178 - 188, 1997/00

専焼炉等における超ウラン元素の消滅のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発状況を紹介する。紹介内容としては、燃料製造技術、特性測定、照射試験、溶融塩電解及び乾式再処理でのマス・バランス評価が含まれる。

論文

Experimental study on coolant flow distribution in a fuel element of a helium-cooled particle-bed burner reactor

羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 数土 幸夫; 滝塚 貴和; 向山 武彦; 小川 徹

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 2, p.1291 - 1294, 1997/00

ヘリウム冷却型消滅処理専焼炉の燃料要素は直径約1.5mmのTRU燃料粒子を充填したラジアルフロー型充填層構造である。充填層内の局部的な温度上昇を防ぎ燃料粒子の健全性を確保するためには、燃料要素内の冷却材流量配分を均一化する必要がある。そこで、模擬燃料粒子としてアルミナ粒子を充填した模擬燃料要素を用いて、常温の空気を0.02m$$^{3}$$/s(燃料要素入口での流速は140m/s)で流入させたときの燃料要素からの吹き出し流速分布をピトー管を用いて測定した。その結果、燃料要素上部と下部で流出速度が大きく、中間部からの流出速度は非常に小さいことがわかった。このような燃料要素内の流量配分を多数のT型枝管が連結された配管群でモデル化し解析した結果、実験データとほぼ同じ傾向の流量配分が得られた。このことにより、T型枝管モデルを用いて燃料要素内の流量配分をシミュレートできる見通しを得、今後、改良を加えて最適な燃料要素構造を決定することとした。

論文

長半減期核種と消滅処理

向山 武彦

放射性廃棄物研究, 2(1-2), p.15 - 26, 1996/02

放射性廃棄物研究の関係者を対象に、消滅処理のねらい、消滅処理技術の現状、群分離・消滅処理研究開発の内外の動向について述べる。又、消滅処理廃棄物最終処分のための簡易型地層処分についての検討を提案する。

論文

消滅処理技術の現状

向山 武彦

原子力システムニュース, 6(1), p.5 - 14, 1995/06

消滅処理技術の現状についてまとめたものである。内容は、消滅処理の目的、消滅処理のためのシステム、特に原子炉を用いた消滅処理、加速器を用いた消滅処理システムの特徴と技術課題、原研における消滅処理研究の現状についての紹介、群分離・消滅処理研究開発の内外の動向について解説した。

論文

Minor actinide burner reactor and influence of transmutation on fuel cycle facilities

向山 武彦; 小川 徹; 軍司 康義*

IAEA-TECDOC-783, 0, p.105 - 114, 1995/01

IAEA「群分離・消滅処理の安全性・環境的局面」技術委員会において概要を報告したものを、IAEA-TECDOCシリーズ報告書用に論文としてまとめたものである。内容はマイナーアクチノイド窒化物燃料専焼炉の概念設計、消滅処理炉物理特性に関する専焼炉と発電炉との比較、軽水炉及び高速炉を消滅処理に用いる場合の、燃料取扱い等に対する影響の定量的な評価について記述したものである。

論文

Partitioning and transmutation program OMEGA at JAERI

向山 武彦; 久保田 益充; 滝塚 貴和; 小川 徹; 水本 元治; 吉田 弘幸

Global 1995,Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, 1, p.110 - 117, 1995/00

原研のオメガ計画の内容とその成果について、以下のトピックについて紹介する。1)階層核燃料サイクル、2)群分離、3)専焼炉設計、4)加速器消滅処理システム、5)大強度陽子加速器開発、6)窒化物燃料製造と乾式再処理法開発、7)これらを支える基礎研究。

論文

専焼炉による消滅処理

向山 武彦; 小川 徹

21世紀に向けた原子燃料サイクルの課題と展望 (高度化原子燃料サイクル技術研究専門委員会,日本原子力学会), 0, p.112 - 126, 1994/03

上記シンポジウムのTRU核種等の消滅処理研究セッションにおいて、専焼炉を用いたマイナーアクチノイド内消滅処理について講演する。本報はシンポジウムのための予稿である。講演内容は専焼炉の設計研究、専焼炉と発電炉の消滅処理特性の比較、消滅処理の燃料サイクルに与える影響、である。

論文

アクチノイド核データの信頼性; 微分データとその積分的検証

菊池 康之; 中川 庸雄; 高野 秀機; 向山 武彦

日本原子力学会誌, 36(3), p.211 - 220, 1994/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

アクチノイド核種の中性子核データの現状をレウ゛ューする。主要アクチノイドに関しては、非弾性散乱断面積や核分裂スペクトル等に問題を残してはいるが、長年の懸案事項はほぼ解決された。一方マイナーアクチノイド、特にアクチノイド専焼炉で重要な核種に関しては、まだ満足できる状況ではない。これを解決するために、ThからEsまでの89アクチノイド核種のデータを収納するJENDL Actinoid Fileを作成する。マイナーアクチノイドの核データ検証のため2種類のベンチマークテストについて述べる。1つは使用済燃料解析であり、JENDL-3がPuやAmの生成量予測においてORIGEN-2より高い結果を与える。FCA IX炉心で測定された反応率や中心反応度価値によるベンチマークテストでは、JENDL-3の問題が指摘された。マイナーアクチノイドの核データを改善するためには、実験、理論両面からのさらなる努力が必要であろう。

報告書

アクチノイド燃焼計算コードシステム: ABC-SC

軍司 康義*; 向山 武彦; 高野 秀機; 滝塚 貴和

JAERI-M 92-032, 77 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-032.pdf:1.95MB

原子炉におけるマイナーアクチノイド消滅処理特性を詳細に解析するためにABC-SC(Actinide Burnup Calculation code using SLAROM and CITATION)コードシステムを開発した。このシステムは、衝突確率法による断面積計算コードSLAROM、拡散理論による体系計算コードCITATION及び燃焼計算コードORIGEN-2を有機的に結び付けたものであり、SLAROMで求めた実効断面積を用いて、数多くの核種を対象としてORIGEN-2により詳細な核種生成・燃焼計算を行う事ができる。燃焼計算で得られた各核種の重量・発熱量・放射能・毒性指数等のデータはユーティリティプログラムにより、簡単に必要なデータの帳票印刷・グラフ出力を行える。また、マイナーアクチノイド専焼炉設計研究のためにNa冷却金属燃料専焼炉及びHe冷却粒子燃料専焼炉における燃料要素の軸方向温度分布を計算するプログラムも開発した。

論文

原子炉による消滅処理と燃料サイクル

向山 武彦

新型炉燃料サイクル, p.127 - 144, 1992/03

原子炉を用いたマイナーアクチノイドの消滅処理について概説した。内容は原子炉における長半減期核種の生成、原子炉による消滅処理、専焼炉の設計、各種原子炉における消滅処理の比較、消滅処理燃料取扱いの燃料サクイルに与える影響である。

論文

Progress of the OMEGA program in Japan

干場 静夫*; 谷 賢*; 八田 洋*; 吉田 弘幸

Transactions of the American Nuclear Society, 64, p.108 - 109, 1991/11

米国原子力学会の要請により、その冬期会議で発表する。日本では、高レベル放射性廃棄物の管理の基本方針はガラス固化体にして、最終的に地層処分することであるが、その有効利用と地層処分の効率化を図るため、群分離・消滅処理技術研究開発(オメガ計画)を推進している。本報告では、オメガ計画の概要を報告するとともに、原研の4群分離法、専焼炉及び加速器に基づく消滅処理システムの概念検討を報告し、併せて、高速炉でのTRUリサイクルに関連した動燃団の活動及び燃料サイクル一体型高速炉でのTRUリサイクルに関連した電中研の研究状況について概説する。

論文

Minor actinide transmutation using minor actinide burner reactors

向山 武彦; 吉田 弘幸; 軍司 康義*

Proc. of the Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,Vol. II, p.19.6_1 - 19.6_10, 1991/00

長寿命核種消滅処理の有望な方法として専焼炉の概念を提案し、工学的に成立し得る専焼炉モデルを炉物理、炉工学、燃料工学観点から検討し2つの炉型モデルを得ている。これら専焼炉と軽水炉及びFBRとをマイナーアクチノイド燃焼特性について比較し、専焼炉の優れている事を明らかにした。さらに消滅処理過程において生成される高次CmやCfや$$gamma$$線放出核種が発電炉の燃料サイクルにおいては施設の遮蔽設計に影響を及ぼす事を指摘し、この点からも専焼炉方式が有利になる事を述べている。

論文

Minor actinide transmutation in minor actinide burner reactors

向山 武彦; 高野 秀機; 滝塚 貴和; 小川 徹; 吉田 弘幸; 軍司 康義*

Transactions of the American Nuclear Society, 64, p.548 - 550, 1991/00

ANS冬期会議炉物理部門招待論文として発表する。専焼炉概念の検討、設計及び専焼炉を用いたマイナーアクチノイド消滅処理の特性について述べる。結論としては、専焼炉は消滅処理特性に優れているが、現行設計では実効遅発中性子分率が小さいという欠点がある。軽水炉は消滅特性は専焼炉にそれ程遜色無いものの、$$^{252}$$Cf等のより重いアクチノイドの生成のため核燃料サイクル施設の観点から受け入れる事は出来ない。

報告書

TRU専焼炉の核特性解析; TRU消滅処理炉設計研究,II

高野 秀機; 向山 武彦; 滝塚 貴和; 小川 徹; 刑部 真弘; 軍司 康義*

JAERI-M 89-072, 74 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-072.pdf:2.32MB

TRU専焼炉の概念設計研究のために、炉心の核的検討を行った。可能性のある専焼炉として、Na-冷却金属燃料専焼炉とHe-冷却粒子燃料専焼炉を選定した。Na冷却金属燃料専焼炉では、燃料要素、炉心形状、出力分布及びTRU消滅量等をパラメータとして、燃料や被覆管の制限温度を満たす燃料と炉心形状をサーベイした。更に出力平坦化と燃焼反応度の低減化を検討し、内側炉心(58Np-22Pu-20Zr)と外側炉心(60Am,Cn-35Pu-5Y)からなる2領域炉心を得た。この炉の一基当りの熱出力は170MWTでTRUを年間47Kg消滅でき、6つの炉心からなるモジュラー炉を考えると年間PWR10基分から生成される260kgのTRUを十分に消滅させることが可能である。He-冷却粒子燃料専焼炉についてのサーベイ計算を行い、熱出力が1200MWTで、300日燃焼により約17%高燃焼率が得られる炉心を得ることができた。

論文

超ウラン元素の消滅処理技術について

向山 武彦

UTNL-R-0180, p.10 - 18, 1985/00

アクチノイド消滅処理に関して、消滅処理とは,消滅処理の意義,消滅処理システム,消滅処理研究の現状,消滅処理研究の今後、について講演する。

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