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報告書

新米韓原子力協力協定について

田崎 真樹子; 清水 亮; 須田 一則

JAEA-Review 2016-019, 118 Pages, 2016/10

JAEA-Review-2016-019.pdf:4.73MB

1973年3月に発効した「米国と韓国の民生用原子力利用に係る協力協定」の改定交渉の最大の論点は、新たな非核兵器国による機微な技術や施設の保有を防ぐとの核不拡散政策を採る米国が、韓国内での協定対象物質のウラン濃縮(20%未満)及び使用済燃料のパイロプロセッシングの実施に係り、事前同意を付与するか否かであった。2015年11月に発効した「米国と韓国の平和目的の原子力利用に係る協力協定」(新協定)では、一定の要件の下に協定対象物の協定の合意議事録附属書III及びII記載の施設でのウラン濃縮及び再処理の実施を可能とする事前同意を付与する規定が設けられた。しかし新協定発効の時点では、当該附属書には施設名が無く、米国は現時点で事実上、事前同意を付与していない。このように新協定では米国の従来からの核不拡散政策が貫かれているが、韓国での将来的なウラン濃縮及び再処理の実施の可能性が開けた点で韓国にも利する。このような帰結は、核不拡散に係る国際情勢、米国の伝統的な核不拡散政策、現時点で韓国が採り得る選択肢等を考慮した上では、両国が互いに折り合える最大限の範囲で現実的な着地点を見出したと分析できる。

報告書

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度上半期

松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有

JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01

JAEA-Technology-2015-036.pdf:9.15MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。

報告書

「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナー出席報告

船坂 英之; 此村 守; 川妻 伸二

JNC-TN1200 2001-002, 209 Pages, 2001/01

JNC-TN1200-2001-002.pdf:7.84MB

2000年5月29日$$sim$$6月l日の4目間にわたり、ロシア・モスクワ市内の政府迎賓館において開催された、ロシア原子力省主催(MlNATOM)の「大規模エネルギー源として経済的で核不拡散性があり固有の安全性と環境への安全性を備えた原子炉及び核燃料サイクル」セミナーに参加した報告である。

報告書

火災事故時の施設内への放射性物質閉じ込め効果に対する給気停止の影響の検討

阿部 仁; 渡邊 浩二*

JAERI-Tech 99-034, 21 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-034.pdf:1.16MB

1997年11月、東海研究所ウラン濃縮研究棟で火災事故が発生した。管理区域内で火災が発生すると大量の煤煙による排気系フィルタの目詰まりとブロアの排気能力の低下によって管理区域内圧力の負圧から正圧への逆転と煤煙を含んだ気体の区域外への流出が引き起こされる可能性がある。このような危険性を回避するためには、給気の停止が有効な手段であると考えられるが、施設内閉じ込め効果に対する給気停止の影響を定量的に評価した例はこれまでない。そこで熱流動解析コードCELVA-1Dを用いて施設内閉じ込め効果に対する給気流量の停止の影響を定量的に評価することを試みた。その結果、火災発生セルへの強制給気を停止した方が停止しない場合に比べて施設内閉じ込め機能は若干長い時間持続されるが、その効果は事故規模が大きくなるにつれて無視できるようになることがわかった。

報告書

動燃技報No.107

not registered

PNC-TN1340 98-003, 126 Pages, 1998/09

PNC-TN1340-98-003.pdf:17.88MB

立坑掘削に伴う地下水挙動の観測と解析稲葉秀雄竹内真司岡崎彦哉尾形伸久三枝博光地層科学研究における地下水調査・解析技術の現況小出馨アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における火災原因の検討小山智造柴田淳広佐野雄一アスファルト固化処理施設の火災爆発事故における爆発原因の検討大森栄一鈴木弘加藤良幸北谷文人小杉一正菊地直樹アスファルト固化処理施設の火災爆発事故による放射性物質の放出量並びに公衆の被ばく線量の評価須藤俊幸清水武彦アスファルト固化処理施設の火災爆発事故と修復作業青嶋厚伊波慎一小坂哲生川野辺俊夫堀越義紀上野勤高橋敏寺門茂大森健彦粒子法による3次元ナトリウム漏洩燃焼挙動解析コードの開発飯田将雄地層処分性能評価におけるシナリオ解析のための探索型アプローチの構築牧野仁史石黒勝彦梅木博之小山田潔高瀬博康PeterGRINDROD先進技術協力に基づくPNC/CEA専門家会議報告今野廣一石川真檜山敏明田中健哉運転経験に関する日欧専門家会議池田真輝典平成10年度先行基礎工学分野に関する研究成果報告会亀田昭二

論文

ウラン同位体を分ける

田村 浩司

化学と教育, 46(7), p.414 - 417, 1998/07

ウラン同位体の代表的分離法について紹介を行った。電磁質量分離法は電磁場中でのイオンの挙動が、その質量により異なることを利用した手法である。ガス拡散法は、重さの違う分子の拡散速度の違いを利用している。遠心分離法は遠心力場で重さの違う分子の分布の違いを利用している。レーザー法では同位体のわずかなエネルギー差を利用して分離している。化学交換法では、6価と4価のウランイオンの酸化還元のされやすさの違いを利用している。これら分離法の原理、特徴、実用化の段階などについて、解説を行った。

報告書

ウラン濃縮研究棟火災事故調査委員会報告書

ウラン濃縮研究棟火災事故調査委員会

JAERI-Review 98-011, 151 Pages, 1998/03

JAERI-Review-98-011.pdf:6.69MB

昨年11月20日に発生したウラン濃縮研究棟の火災について、事故調査委員会が関係者へのインタビュー、試料の分析・評価等を行い、学識経験者等の意見を聴取して、火災事故の原因、連絡通報、初期消火活動の状況を明らかにするとともに、事故の再発防止策並びに的確なる初期対応への改善策をまとめたものである。

論文

Removal of uranium by using microorganisms isolated from australian and american uranium deposites

坂口 孝司*

Environment & Innovation in Mining and Mineral Technology, 1, p.181 - 191, 1998/00

オーストラリア及び北アメリカのウラン鉱床で分離した微生物を使って、含ウラン廃水からのウランの回収除去を試みた。ウラン鉱床から分離した約800種の微生物の中から、菌体1g当たりに600mgのウランを濃縮できる高性能細菌、Bacillus subtilis及びArthrobacter sp.を選抜することができた。これらの細菌のウラン濃縮容量は5.2mEq/gであり、市販の合成キレート樹脂の2倍にも達する。該菌によるウラン取り込みの実態について詳しく解析した結果、濃縮速度が3分と極めて速く、かつ選択的濃縮性が高いこと、ウランの生体濃縮はラングミュラーの吸着等温式に従うことなどが明らかになった。また該菌はプルトニウムやトリウムなどの核燃料物質に対しても強い親和性を示すことから、アクチノイドのバイオプロセッシングに適用できることが示唆された。

報告書

動燃技報No.103

not registered

PNC-TN1340 97-003, 101 Pages, 1997/09

PNC-TN1340-97-003.pdf:12.06MB

概況(平成9年度第1四半期)高速増殖炉の開発新型転換炉の開発ウラン資源・探鉱と技術開発ウラン濃縮技術の開発核燃料サイクルの開発使用済燃料の再処理放射性廃棄物の環境技術開発新技術開発(フロンティア研究)核物質管理と核不拡散対応安全管理と安全研究技術概説高速実験炉「常陽」における炉心支持板流力変位の反応度効果吉田昌宏鈴木俊宏鈴木惣十菅谷和司技術報告世界のウラン資源・需要の見直し長嶋秀雄宮田初穂石堂昭夫大気中ナトリウム漏洩流下部における鉄系材料腐食機構青砥紀身ガラス溶融炉内検査試験装置の開発小林洋昭宮本陽一アクティブ中性子法によるTRU核種測定技術開発-マトリクス補正-黒木亮一郎鈴木敏田所秀明薄井和也入之内重徳安隆己使用済燃料被覆管切断片(ハル)等の高圧縮試験(I)小嶋裕阿部隆研究報告ニアフィールド核種移行挙動の影響解析-複数の廃棄体の存在を考慮したニアフィールド核種移行解析コードの開発およびその概略的影響解析-吉田隆史牧野仁史大井貴夫フロメータ検層による花崗岩中の透水性割れ目の把握尾方伸久小出馨竹市篤史会議報告平成8年度先行基礎工学分野に関する研究成果の発表報告亀田昭二国際協力国際会議、海外派遣等活動外部発表、特許・実用新案紹介おしらせ平成10年度任期付研究員(博士研究員)の公募について

報告書

動燃技報No.101

not registered

PNC-TN1340 97-001, 154 Pages, 1997/03

PNC-TN1340-97-001.pdf:21.55MB

高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの開発の現状と成果運転安全管理のためのリビングPSAシステムの開発確率論的高速炉燃料設計手法の開発「もんじゅ」2次主冷却系温度計の高サイクル疲労破損の解析放射能検層におけるデータ処理と高品位鉱化帯対応シンチレーション光ファイバーを用いた高感度ガスモニタの開発環境試料中241Pu測定法の開発「常陽」における遠隔監視システムの開発研究報告溶媒抽出による三価アクチニドとランタニドの分離20%冷間加工P,Ti添加SUS316ステンレス鋼の中性子照射下での組織変化挙動評価イオン注入法によるクリプトン固定化技術の開発

報告書

高濃度不純物の吸着試験研究-吸着によるウランと不純物との分離試験-

城 昭典*

PNC-TJ6614 97-001, 30 Pages, 1997/03

PNC-TJ6614-97-001.pdf:0.69MB

前年度動燃事業団人形峠事業所において、本研究で提案したプロセスで製造されたイエローケーキ中に基準値以上のチタンが混入してくることが確認されたので、本年度はチタン混入の原因究明とその改善対策を最重要目標として研究を進めた。その結果、チタン(IV)はウラン(VI)より強くメチレンホスホン酸型樹脂(RCSP)に吸着されることが明らかになった。また、RCSPに吸着されたチタン(IV)は、溶離率が30-45%程度と低いものの、ウラン(VI)と同様に炭酸ナトリウムにより溶離されることもわかった。これらの結果により、チタン(IV)とウラン(VI)の性質は類似しており、必然的にチタンがウランに混入してくることがわかった。このためチタン(IV)とウラン(VI)の分別溶離法の開発が必要不可欠であると考え、チタン(IV)が過酸化水素-EDTAと安定な三元錯体を形成することに着目して、過酸化水素-EDTA溶液によるチタン(IV)の溶離を検討し、吸着されたチタン(IV)がほぼ定量的に溶離可能であることを認めた。つぎに、ウラン(VI)とチタン(IV)の分別溶離について検討した。チタン(IV)とウラン(VI)を負荷したRCSPカラムに、酢酸ナトリウム、過酸化水素-EDTA、炭酸ナトリウム、水、塩酸の順に通液した結果、チタン(IV)は過酸化水素-EDTAにより、ウラン(IV)は炭酸ナトリウムにより選択的に溶離され、チタン(IV)とウラン(VI)が分別溶離できることがわかった。ただし、チタン(IV)とウラン(VI)の混合系では各金属の溶離率が減少した。

報告書

ウラン廃棄物処理施設建設に係る業務報告書,2; M棟内設備の解体撤去

三代 広昭; 吉田 充宏; 下村 敦彦*; 浅見 誠*; 磯 貴人*; 宮内 敏行*; 菊地 啓一*

PNC-TN8440 96-010, 171 Pages, 1996/03

PNC-TN8440-96-010.pdf:9.98MB

本報告書は、東海事業所の既施設利用の一環として、M棟にウラン系廃棄物処理設備を設置することが決定されたのを受け、M棟内設備の解体撤去作業について報告するものである。これまでM棟では、六フッ化ウランを用いたウラン濃縮技術開発等が行われてきており試験装置等が多数設置されていた。作業では、不要となった試験装置、電気系統、試験装置のユーティリティ設備及び排気装置の解体撤去を行うと共に、ウラン系廃棄物処理施設の建設を円滑に行えるよう、管理区域を解除するための室内の汚染検査を行った。解体撤去作業は、平成7年10月から平成7年12月末までの約3ヶ月間で実施し、トラブルもなく、計画どおり終了できた。また、室内の汚染検査も、測定した全箇所について検出限界値未満であった。なお、解体撤去作業で発生した廃棄物量は約75tonであったが、放射性廃棄物として処理したものは約17tonとなり、当初の見込み量を大幅に低減させることができた。

報告書

ウラン密度3.8g/cm$$^{3}$$の低濃縮ウラン・シリコン分散型燃料を用いたJRR-4炉心の核特性解析

中野 佳洋

JAERI-Tech 95-002, 63 Pages, 1995/02

JAERI-Tech-95-002.pdf:2.03MB

JRR-4燃料のウラン濃縮度低減化に当たり、ウラン密度が3.8g/cm$$^{3}$$(内側燃料板)の低濃縮燃料を用いた場合の核特性解析を行った。計算には原研で開発されたSRACコードシステムを使用した。解析の結果、炉心を安全に制御でき、かつ運転を行うに十分な過剰反応度が確保されていること、各種の反応度係数が常に負の値であり、固有の安全性を持っていること、現行炉心とほぼ同じレベルの照射筒内中性子束が得られること、等が確認された。これらのことから、今回計算に用いた燃料はJRR-4にとって適当であり、この燃料を採用するという最終判断が下された。

報告書

平成4年度 動燃の特許・実用新案一覧

not registered

PNC-TN1440 93-006, 17 Pages, 1993/10

PNC-TN1440-93-006.pdf:0.82MB

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。

論文

原子力開発における化学への期待

向坊 隆*; 荒殿 保幸

日本原子力学会誌, 31(7), p.802 - 804, 1989/07

本稿は、第1回原子力先端研究国際シンポジウムでの向坊原子力委員長代理の特別講演をまとめたものである。向坊原子力委員長代理は講演の中で、原子力における化学の分野として、(1)基礎研究(2)放射化学や分析化学及び放射線化学等を利用する応用研究そして(3)原子炉技術関連化学の三分野に分類したうえで、原子力関連化学の特徴として、放射線に帰因する非平衡論的現象を扱うことと広く他分野が関連する点をあげ、今後このような点を念頭において研究を進めることの必要性を指摘した。また、原子力分野で化学の可能性を追求してきたプロジェクトとして、化学法ウラン濃縮、トリウム燃料サイクル、溶融炉等の研究をあげ、今後の発展への期待を述べた。最後に核燃料サイクルの中でのダウンストリーム関連研究の一層の必要性と、その中での化学の役割の重要性を指摘するとともに、原子力開発を進めていくうえでの国際協力の重要性を強調した。

論文

レーザー法によるウラン濃縮技術の現状

柴 是行

日本原子力学会誌, 28(2), p.129 - 133, 1986/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

レーザー法によるウラン濃縮には原子法と分子法とがあり、その将来性に関心が集まっている。そこで、レーザー法の原理,開発すべき装置の要件と課題,我が国における技術開発の現状と今後の計画,海外における開発状況などについて、より開発の進んでいる原子法を中心に紹介する。

論文

原子法レーザーウラン濃縮の現状と計画

柴 是行; 有澤 孝

RTM-86-19, p.23 - 27, 1986/00

原研は、昭和59年度より、科学技術庁からの受託契約によりレーザー法ウラン濃縮技術開発の工学試験を進めているが、本年4月の原子力委員会に提案されたレーザー法技術ワーキンググループの答申を受けて、原子法の最適化のため新たに基礎プロセス試験に着手する予定である。そこで、原研における原子法研究開発の経緯、工学試験、および基礎プロセス試験の概要を述べる。

論文

原子法ウラン濃縮用レーザー

丸山 庸一郎; 有澤 孝

レーザー研究, 14(6), p.429 - 441, 1986/00

原子法レーザーウラン濃縮では、銅蒸気レーザーと、この銅蒸気レーザーによってポンピングされる色素レーザーより構成されるレーザーシステムが最も有望であると考えられ各国で研究開発が進められている。銅蒸気レーザーは銅原子を電子衝突により励起し、この励起原子が$$^{2}$$O状態に遷移する際に光を発することを利用した高繰り返し、高平均出力の可視レーザーである。色素レーザーは、ポンピングにより色素分子を励起状態の振動回転準位に励起しこの分子が基底状態に遷移する際に光を発することを利用した、高効率波長可変レーザーである。ここでは、これら2つのレーザーの発振原理と現状を述べるとともに原研における濃縮用レーザー研究の現状を解説した。

論文

Analysis of uranium isotope separation by redox chromatography

藤根 幸雄; 成瀬 雄二; 柴 是行

Nuclear Technology, 62, p.317 - 323, 1983/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:64.02(Nuclear Science & Technology)

酸化還元クロマトグラフィによるウラン同位体分離特性を解析的に検討した。カラム内のウラン吸着帯を方形カスケードと仮定することによって、製品・廃棄機の間けつ的抜き出しおよび天然同位体組成原料の間けつ的供給をシミュレートし、同位体濃度分布の変化を計算した。同位体分離係数、ウラン吸着帯の長さ、廃棄機濃度等を変化させてこれらの因子が分離パワーおよび製品抜き出し開始時間に及ぼす影響について解析した。このイオン交換樹脂を利用するウラン同位体分離法は、高濃縮ウランの製造には不適当であることが確認された。

報告書

ウラン濃縮度測定技術の現状

ウラン濃縮度測定専門部会

JAERI-M 82-051, 100 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-051.pdf:3.02MB

核燃料サイクルの形式のいずれをとるにせよ、それに含まれる各ステップでのウラン濃縮度測定の必要は大きい。各燃料メーカあるは研究開発機関での測定技術の現状を知ることは重要である。本報告は核燃料・炉材料等分析委員会/ウラン濃縮度測定専門部会が上記案件につき審議(1978年6月~1982年2月)した内容をまとめている。第I節「測定の対象と現状」では核燃料サイクルにおける対象と課題が概説され、燃料メーカ、開発機関、保証措置機関、研究機関における測定の状況が具体的に述べられている。第II節「測定法と標準試験」では、質量分析、パッシブ・アッセイ、アクチブ・アッセイ、光学スペクトル法の各測定法の基礎と実用上の留意点が説明され、さらに現在入手可能の標準試料につき、標準試料の概念と最近の情報がまとめられている。

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