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田崎 真樹子; 須田 一則
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(10), p.594 - 598, 2016/10
2016年3月31日-4月1日に米国ワシントンD.C.で最後となる第4回核セキュリティ・サミット(NSS)が開催された。本稿では、これまでのNSSの経緯、第4回NSSの概要、NSSの成果と日本の貢献を概観するとともに、ポストNSSの課題と日本の役割について概説する。
の溶解挙動評価試験佐野 雄一; 新井 健太郎*; 桜井 孝二*; 柴田 淳広; 野村 和則; 青嶋 厚*
JNC TN8400 2000-032, 98 Pages, 2000/12
JNC-TN8400-2000-032.pdf:1.94MB
再処理プロセスへの晶析工程の導入時に必要となる高濃度U溶液の調製、さらにはその際の有効な手法の一つである粉体化燃料を対称とした溶解に関連し、U濃度が最大800g/Lまでの領域におけるUO2粉末の溶解挙動を明らかとすることを目的として、溶解挙動に及ぼす最終U濃度、溶解温度、初期硝酸濃度、粉末粒径及び燃料形態の影響について評価を行った。また、得られた結果をもとに高濃度溶解時における照射済MOX燃料の溶解挙動について評価を行い、晶析工程への高HM濃度溶液供給の可能性について検討を行った。試験の結果、最終U濃度、粉末粒径の増大及び溶解温度、初期硝酸濃度の減少に伴う溶解性の低下が認められた。さらに、UO粉末及びUOペレットの高濃度溶解時においても、最終U濃度が溶解度に対して十分低い(U濃度/溶解度 
約0.8)溶解条件下では、fragmentationモデルに基づいた既報の評価式によりその溶解挙動の予測が可能であることを確認した。晶析工程への高HM濃度溶液(500g/L
)供給の可能性については、従来の燃料剪断片を用いた溶解では、高HM濃度の溶液を得ることが困難(溶解時間が大幅に増加する)であるが、燃料を粉体化することにより速やかに高HM濃度溶液を得ることができるとの見通しを得た。粉体化した燃料の溶解時に懸念される溶解初期のオフガスの急激な発生は溶解条件を考慮することによりある程度回避できるものと考えられ、今後オスガス処理工程の最大処理能力を踏まえた上で溶解条件の最適化を進めることが重要となる。
清水 堅一; 内山 順三; 佐藤 博
第17回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.1 - 4, 1996/00
米国DOEは、世界各国に供給した米国籍高濃縮ウランの使用済燃料を米国が引き取る政策(Off-Site Fuel Policy)のもとで、試験・研究炉の使用済燃料を再処理のため引き取っていた。しかし、米国内の環境保護団体等から、この政策は環境保護法に合致しない旨の訴訟が起りこれに対処しきれず1988年末をもって、政策は失効した。このため、我が国をはじめ多くの国で試験・研究炉使用済燃料の施設内保管を余儀なくされた。このような状況を受け、各国は試験・研究炉燃料の低濃縮化国際会議やIAEAを通じて米国DOEに対して、これら各国の使用済燃料を早急に引きとるべきとその対策を促してきた。この結果、米国は、今年5月31日、法律に基づく全ての手続きを終え、世界各国の米国籍使用済燃料の引き取りを再開する新しい政策を官報で公示した。
飯田 浩正; 永岡 芳春
JAERI-M 6071, 35 Pages, 1975/03
JMTRでは毎サイクル炉心配置を決定するために、2次元拡散コードにより、中性子束分布を計算している。2次元拡散コードのインプットとして必要な熱群定数はTHERMOSで求める事にしており、年間100本以上の多種多様のキャプセルについて計算されている。これらキャプセルの中には高濃度ウラン燃料、高プルトニウム富化燃料、あるいは毒物入り燃料のように非常に中性子吸収断面積の大きな試料を含むものがある。この様なキャプセルの熱群定数は現存するTHERMOSコードでは精度良く求める事ができない。その理由はあまり中性子吸収断面積が大きくなると輸送核の数値計算に問題が出て来て、積分型輸送方程式を精度よく解けないからである。そこで我々はは、輸送核の計算法に改良を加える事により問題の解決を図った。その結果、計算結果として得られる熱群定数の数値計算上の誤差を現存のものの約1/7にする事ができ目的を達した。