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論文

熱化学水素製造法ISプロセスのための硫酸分解器の開発

寺田 敦彦; 大田 裕之; 野口 弘喜; 小貫 薫; 日野 竜太郎

日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.68 - 75, 2006/03

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉(HTTR)を用いた熱化学ISプロセスによる水素製造技術の開発を進めている。硫酸分解器は、濃硫酸を高温のヘリウムガスとの熱交換により蒸発・分解するためのISプロセス機器である。本報では、セラミックスブロック型硫酸分解器について、ブロックの強度評価と試作、及びブロックと金属フランジ間等のシール性能試験等を実施し、構造成立性に目処を得た。

論文

Chemical analysis of high-level radioactive waste glass by ICP-AES

馬場 恒孝; 萩谷 弘通*; 田村 行人; 妹尾 宗明*; 米澤 仲四郎; Carter, P.*

Analytical Sciences, 14, p.389 - 394, 1998/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:38.79(Chemistry, Analytical)

セラフィールドのウィンズケールガラス固化プラントで作製された、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の化学組成を誘導結合プラズマ発光分光分析法(ICP-AES)による定量分析によって決定した。化学分析は日本原子力研究所のホットセル及びグローブボックス内で実施した。ガラス固化体試料は、SiとBの定量のための過酸化ナトリウム融解法及びLi,Na,Mg,Al,P,Cr,Fe,Ni,Sr,Zr,Mo,La,Ce,Nd及びUの定量のためのフッ化水素酸一過塩素酸を用いた酸分解法によって、それぞれ溶液に調製された。並行して実施したガラス標準試料(NIST SRM-1412)及び非放射性模擬ガラス固化体の分析データによって、本分析法の信頼性を示すことができた。高レベル放射性廃棄物ガラス固化体の分析結果は、ガラス固化に用いた高レベル放射性廃液及びガラスフリットの分析データをもとに英国核燃料会社(BNFL)が推算した値と良く一致した。

論文

誘導結合プラズマ発光分析法及び原子吸光分析法による高レベル放射性廃棄物模擬ガラス固化体の分析

馬場 恒孝; 萩谷 弘通*; 田村 行人; 米澤 仲四郎

分析化学, 42, p.317 - 323, 1993/00

模擬廃棄物ガラス固化体試料を使用し、高レベル放射性廃棄物ガラス固化体に適する定量分析法を決定した。Si及びBは粉末試料を過酸化ナトリウム融解法により分解後、ICP発光分析法(ICP-AES)により定量した。その他の元素(Li,Na,Al,P,Ca,Fe,Zn,Zr)は粉末試料をフッ化水素酸一過塩素酸により分解後、ICP-AESまたは原子吸光分析法(AAS)で定量した。本法によるNISTガラス標準試料の定量値は、NISTの保証値と7%以内での一致が得られ、また、定量値の再現精度は6%以下であった。

論文

Determination of alpha emitters in combustible solid materials

木村 貴海; 小林 義威

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 94(6), p.381 - 390, 1985/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:47.07(Chemistry, Analytical)

イオン交換樹脂、ポリエチレン、ポリスチレンなどの可燃物試料中の$$alpha$$放射体の破壊定量法を検討した。これらの試料は酸分解法により分解し、含まれる$$alpha$$放射体は硫酸バリウム共沈方で回収し、$$alpha$$線計数と$$alpha$$スペクトルを測定して定量した。ウランを用いた実験では加えたウランの95%以上が全ての試料から回収された。さらに応用として使用済イオン交換樹脂を酸分解、Fe(III)触媒過酸化水素、燃焼による方法でそれぞれ分解し、$$alpha$$放射体を定量した結果、測定値はそれぞれ実験誤差の範囲内で一致し、主要な$$alpha$$放射体はプルトニウムであることがわかった。

論文

Separation of Pu-Am from the leachant of a deposit in an acid digestion solution by calcium-oxalate coprecipitation

吾勝 常勲; 小林 義威; 松鶴 秀夫; 土尻 滋; 森山 昇

Sep.Sci.Technol., 18(2), p.177 - 186, 1983/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.51(Chemistry, Multidisciplinary)

可燃性廃棄物の酸分解処理ではPu-Amは硫酸塩として蓄積する。この硫酸塩から同アクチノイドを回収する方法を調べた。すなわち、硫酸塩中のPu-Amを水で溶出させ、シュウ酸カルシウム共沈で小容積にもたらす。本法によって、アルファ放射能4mCi/lの硫酸水溶液が0.1$$mu$$Ci/lに低減した。他方、沈殿からPu-Amを分離した。Pu,Amの全般的収率はそれぞれ80%および85%であった。

論文

Acid digestion of radioactive combustible wastes; Use of hydrogen peroxide for the acid digestion of ion exchange resins

小林 義威; 松鶴 秀夫; 吾勝 常勲; 森山 昇

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(11), p.865 - 868, 1980/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:88.54(Nuclear Science & Technology)

放射性可燃性廃棄物の減容処理方法として開発が進められている酸分解法は、熱濃硫酸-濃硝酸を使用する方法である。本報では、酸化剤である濃硝酸の代りに市販されている30%過酸化水素を用い、主にイオン交換樹脂を対象に基礎的検討を行い、30%過酸化水素が濃硝酸に代りうるすぐれた酸化剤として有機廃棄物の酸分解に利用できることを明らかにした。

特許

鋼材

広田 憲亮; 橘 幸男

竹田 貴代子*; 正木 康浩*

特願 2020-182368  公開特許公報

【課題】ISプロセスを実施する環境下においても優れた耐食性を発揮し、かつ良好な加工性および強度を有する鋼材を提供する。 【解決手段】化学組成が、質量%で、C:0.05~0.10%、SI:0.10~0.50%、AL:3.0~6.0%、MN:0.30~1.50%、P:0.05%以下、S:0.02%以下、N:0.01%以下、NI:25.0~40.0%、CR:17.0~25.0%、B:0.0015~0.0080%、TI:0.15~0.60%、残部:FEおよび不純物である、鋼材。

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