検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 177 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 6; Analysis on oxidation behavior of fuel cladding tubes by the SAMPSON code

森田 能弘*; 鈴木 洋明*; 内藤 正則*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

本研究では使用済燃料プールでの事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだ空気中Zr酸化反応モデルの機能確認のために、既存の酸化モデルと、本研究で開発した酸化モデルを用いて、米国サンディア国立研究所の実施したBWR燃料集合体モックアップの空気中酸化試験の解析を行った。検証解析の結果に基づき、酸化反応モデルの違いが燃料棒温度変化の解析結果に及ぼす影響及び使用済燃料プール事故時の初期水位が酸化反応挙動に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 7; Analysis on effectiveness of spray cooling by the SAMPSON code

鈴木 洋明*; 森田 能弘*; 内藤 正則*; 根本 義之; 永武 拓; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

使用済燃料プール(SFP)での事故解析を目的としてシビアアクシデントコードSAMPSONの高度化を実施した。新たに組み込んだスプレイ冷却モデルの機能確認のため検証解析を実施した。また実機におけるスプレイ流量が燃料棒温度変化に及ぼす影響評価や、効率的なスプレイ冷却の手法に関する評価等を行なった。その結果、SFPの真上からスプレイを降らせることにより、冷却水損失で大気中に露出した燃料集合体の冷却を有効に行なうことができ、燃料の破損を防ぎ得ることが示された。

論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 8; Safety margin of spent fuel in large LOCA event by the simple assessment method

染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100$$^{circ}$$C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。

報告書

アクチノイドの潜在的放射性毒性の比較; 最適アクチノイド回収率導出のためのデータ

森田 泰治; 西原 健司; 津幡 靖宏

JAEA-Data/Code 2018-017, 32 Pages, 2019/02

JAEA-Data-Code-2018-017.pdf:2.35MB

分離変換技術の適用対象であるアクチノイド元素の回収率目標値を設定するためのデータを整備することを目的とし、経口摂取した場合の被ばく線量として与えられる潜在的放射性毒性を元素ごとに評価し、経時変化及び各元素の毒性全体に対する割合から、潜在的放射性毒性の観点から見たアクチノイド元素の重要度の比較を行った。検討した4種の使用済燃料いずれにおいても、Amが最も重要で、例えば加圧水型軽水炉の使用済燃料から発生する高レベル放射性廃棄物において、核分裂生成物の潜在的放射性毒性が減衰した10$$^{3}$$年後におけるAm潜在的放射性毒性はアクチノイド全体の93%を占める。また、再処理で99.5%回収した後の残留Puも無視できない寄与を示すことがわかった。軽水炉燃料で燃焼度が高くなった場合は燃焼度に比例するような形で潜在的放射性毒性が上昇するが、MOX燃料となった場合、及びマイナーアクチノイドリサイクル型の高速炉では、それ以上に潜在的放射性毒性が大きくなった。燃料が異なる場合のアクチノイド元素回収率の目標値設定には十分な考慮が必要であり、今後の課題である。

論文

原子力分野における分光分析手法の紹介

日下 良二

分光研究, 67(6), p.239 - 240, 2018/12

本稿では原子力分野外の読者を対象に、日本原子力研究開発機構(JAEA)と量子科学技術研究開発機構(QST)の共同研究によって開発された分光分析手法を解説した。解説した手法は、使用済燃料に含まれる$$^{107}$$Pd同位体を、レーザー誘起光還元法と誘導プラズマ質量分析計(ICP-MS)を用いることによって定量分析することに成功した手法である。使用済燃料に含まれる放射性同位体の定量分析の重要性と、その分析の難しさや問題点を解説した上で、本手法の原理、利点、さらには、今後の応用について記述した。

論文

Rapid separation of zirconium using microvolume anion-exchange cartridge for $$^{93}$$Zr determination with isotope dilution ICP-MS

浅井 志保; 半澤 有希子; 今田 未来; 鈴木 大輔; 間柄 正明; 木村 貴海; 石原 量*; 斎藤 恭一*; 山田 伸介*; 廣田 英幸*

Talanta, 185, p.98 - 105, 2018/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:62.19(Chemistry, Analytical)

放射性廃棄物処分場における長寿命核分裂生成物(LLFP)の被ばくリスクを評価するためには、LLFPの分析が不可欠である。本研究では、マイクロ陰イオン交換カートリッジ(TEDAカートリッジ)を用い使用済燃料溶解液からZrを分離してLLFPの一つである$$^{93}$$Zrの存在量をICP-MSで定量した。TEDAカートリッジは、同等の分離に必要な従来分離材料(陰イオン交換樹脂)の1/10以下の体積(0.08cm$$^{3}$$)であっても優れたZr分離性能を維持し、使用済燃料中のほぼ全ての共存元素を迅速に除去できることを確認した。また、従来材料の約10倍の流速で処理が可能であるため、1.2分で分離が完了した。得られた$$^{93}$$Zr定量値は、実測値による検証実績がなかった燃焼計算コードORIGEN2の正しさを実証する結果となり、ORIGEN2の信頼性も確認できた。

論文

Determination of $$^{107}$$Pd in Pd recovered by laser-induced photoreduction with inductively coupled plasma mass spectrometry

浅井 志保; 蓬田 匠; 佐伯 盛久*; 大場 弘則*; 半澤 有希子; 堀田 拓摩; 北辻 章浩

Analytical Chemistry, 88(24), p.12227 - 12233, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:63.41(Chemistry, Analytical)

放射性廃棄物中の放射能インベントリを合理的に積算するためには、実廃棄物の分析値によって裏付けられた信頼性の高い放射能評価値が不可欠である。$$^{107}$$Pdは、高レベル放射性廃棄物(HLW)の主要な発生源である使用済燃料中に存在し、HLWの放射能評価対象核種の1つとされている。しかしながら、測定が困難であるため実測値の報告例がなくHLW中存在量は未評価である。本研究では、ICP-MSによる使用済燃料中$$^{107}$$Pdの定量を目的とし、パルスレーザー照射によって誘起されるPdの光還元反応を利用した迅速簡便な分離法を開発した。方法の妥当性検証のため使用済燃料試料に適用したところ、20分のレーザー照射によって使用済燃料試料中に存在する約90%のPdが回収され、かつ不純物がほとんど存在しない純粋なPd沈殿が得られた。したがって、不純物による測定干渉がない正確な$$^{107}$$Pd定量値が得られ、初めての実測例となった。

論文

諸外国における使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 使用済燃料および構造材の溶解速度評価

北村 暁; 近沢 孝弘*; 赤堀 邦晃*; 舘 幸男

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(1), p.55 - 72, 2016/06

わが国では、従前の高レベル放射性廃棄物の地層処分に加えて、使用済燃料を直接深地層中に処分する方策(以下、直接処分)など、代替処分オプションに関する調査・研究が開始されている。このことを受け、直接処分の安全評価に必要となるパラメータのうち、使用済燃料および構造材(ジルカロイ被覆管や制御棒など)の溶解速度の設定に資することを目的として、直接処分の安全評価を進めている欧米各国の設定値を一覧するとともに、設定根拠および不確実性評価について調査した。欧州各国は設定にあたって欧州委員会主催のプロジェクトの成果を踏まえていることから、その内容についても概説した。溶解速度設定の根拠となる実測値については、各国とも共通して用いられているものが多く、得られた設定値についても類似しているものが多く見受けられた。また、不確実性については定量的な評価が難しいことから、各国とも保守的にパラメータを設定している様子が見受けられた。以上の内容は、わが国の直接処分の安全評価における溶解速度の設定の基盤情報として有効である。

論文

$$gamma$$線照射下における高pH溶液中での純チタンの腐食挙動

湯川 卓司*; 井上 博之*; 小嶋 崇夫*; 岩瀬 彰宏*; 谷口 直樹; 立川 博一*

材料と環境2016講演集(CD-ROM), p.359 - 362, 2016/05

$$gamma$$線照射下における模擬地下水溶液中でのチタンの全面腐食速度への溶液pHの影響を検討することを目的として、pHの異なる微量(50mM)の塩化物イオンを含む炭酸水素塩/炭酸塩水溶液中で、$$gamma$$線照射下で純チタン試料の浸漬試験を行い、試験後の溶液中のTiの分析結果から純チタンの腐食速度を測定した。その結果、溶液のpHの増加とともに照射後の溶液中の過酸化水素濃度が増加した。また、過酸化水素濃度の増加に応じて純チタンの腐食速度は増加した。pH12ならびに13の溶液中での照射下での腐食速度は非照射下と比較し5から10倍程度大きかった。

論文

高レベル放射性廃液模擬環境でのステンレス鋼腐食に及ぼす減圧沸騰の影響

入澤 恵理子; 上野 文義; 加藤 千明; 阿部 仁

材料と環境, 65(4), p.134 - 137, 2016/04

使用済核燃料再処理施設の高レベル廃液濃縮缶の運転環境を模擬した試験を行い、酸化性金属イオンを含む硝酸溶液中のステンレス鋼腐食に及ぼす沸騰の影響について評価した。浸漬腐食試験の結果から、同じ溶液温度において、大気圧下の非沸騰溶液中よりも減圧し沸騰させた溶液中の方が腐食速度が大きくなることがわかった。さらに、分極曲線からも、沸騰により腐食電位が貴側へ移行し、カソード分極曲線の電流密度が上昇することを確認した。以上より、同一温度において、減圧沸騰により腐食が加速されることを確認した。

論文

Preparation of microvolume anion-exchange cartridge for inductively coupled plasma mass spectrometry-based determination of $$^{237}$$Np content in spent nuclear fuel

浅井 志保; 半澤 有希子; 今田 未来; 鈴木 大輔; 間柄 正明; 木村 貴海; 石原 量*; 斎藤 恭一*; 山田 伸介*; 廣田 英幸*

Analytical Chemistry, 88(6), p.3149 - 3155, 2016/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.33(Chemistry, Analytical)

$$^{237}$$Npは主要な長寿命核種の1つであり、高レベル放射性廃棄物の処分場における長期的な安全性を評価するためには$$^{237}$$Npの存在量を定量する必要がある。本研究では$$^{237}$$NpのICP-MSによる測定に必要なAm/Np分離を目的として、小型の陰イオン交換ディスクカートリッジを作製した。多孔性のシートの細孔表面に、陰イオン交換性分子であるトリエチレンジアミン(TEDA)を導入した高分子鎖を密に付与し、0.08cm$$^{3}$$のディスク状にカットして、分離用カートリッジとした(TEDAカートリッジ)。得られたカートリッジの性能を評価するため、使用済燃料中の$$^{237}$$Np分析に適用したところ、Npの回収率は90.4%となり$$^{237}$$NpのICP-MS測定に十分な値となった。また、市販の陰イオン交換樹脂カラムと性能を比較した結果、TEDAカートリッジの使用によってNpの分離に必要な全工程が約1/4に短縮できることがわかった。

報告書

わが国における使用済燃料の地層処分システムに関する概括的評価; 直接処分第1次取りまとめ

基盤技術研究開発部

JAEA-Research 2015-016, 327 Pages, 2015/12

JAEA-Research-2015-016.pdf:41.98MB

日本原子力研究開発機構は、平成25年度から使用済燃料の直接処分に関する研究開発に着手し、平成25年度末までに得られた成果を取りまとめ、直接処分についての現状の技術レベルと課題について検討した技術報告書(以下、「直接処分第1次取りまとめ」という)を作成した。「直接処分第1次取りまとめ」においては、代表的な地質環境特性と使用済燃料特性という限定された条件下において、使用済燃料の地層処分システムについての予備的な設計と安全評価を実施するとともに、現状の技術レベルを検討した。また、「直接処分第2次取りまとめ」に向けて、留意すべき技術的事項として、地質環境条件と使用済燃料の多様性に関する課題および工学技術と安全評価に関する課題を抽出し、分類し整理を行った。このように直接処分についての現状の技術レベルの提示と第2次取りまとめに向けて検討すべき課題の抽出・分類・整理を行うことにより、所期の目標を達成することができた。

報告書

平成26年度研究開発・評価報告書; 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)

再処理技術開発センター

JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12

JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成22$$sim$$26年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。

論文

Accumulation of gadolinium isotopes in used nuclear fuel

須山 賢也; 鹿島 陽夫

Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.273 - 282, 2015/09

日本における福島燃料デブリの臨界安全管理技術開発においては、FPを考慮した燃焼度クレジットの可能性が議論されてきた。OECD/NEA原子力科学委員会 臨界安全性ワーキングパーティー傘下の燃焼度クレジット臨界安全性専門家会合では、BWR燃料を対象とした国際燃焼計算ベンチマーク"Phase-IIIB"及び"Phase-IIIC"を実施してきた。これらのベンチマークでは、$$^{155}$$Gdの計算値の差が大きく、参加者の大きな注目を集めてきた。筆者等は、燃焼中のガドリニウム同位体の蓄積に関する付加的な検討を行った。冷却時間がなければ、$$^{155}$$Gdの集合体平均量は可燃性毒物棒におけるガドリニウム同位体の燃焼特性に依存する。しかしながら、数年の冷却で$$^{155}$$Gdは$$^{155}$$Euの放射性崩壊で劇的に増加し、可燃性毒物棒のガドリニウム同位体量の重要度は低下する。このことは、$$^{155}$$Gdのより良い評価のためには、可燃性毒物棒の燃焼の取扱よりも、$$^{155}$$Eu生成に係わるパラメータやデータが重要であることを示している。

論文

核セキュリティ・核不拡散のための先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発

瀬谷 道夫; 直井 洋介; 小林 直樹; 中村 孝久; 羽島 良一; 曽山 和彦; 呉田 昌俊; 中村 仁宣; 原田 秀郎

核物質管理学会(INMM)日本支部第35回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2015/01

日本原子力研究開発機構(JAEA)の核不拡散・核セキュリティ総合支援センターは、JAEAの他部門と協力して、核セキュリティ・核不拡散のための以下の先進核物質非破壊検知・測定基礎技術開発プログラムを実施してきている。(1)使用済燃料中プルトニウム非破壊測定(NDA)実証試験(PNAR法+SINRD法) (JAEA/USDOE(LANL)共同研究、平成25年度終了)、(2)レーザー・コンプトン散乱$$gamma$$線非破壊測定技術開発(大強度単色$$gamma$$線源基礎実証)、(3)ヘリウム3代替中性子検出技術開発、(4)中性子共鳴濃度分析法技術開発(JAEA/JRC共同研究)。この報告では、これらについてその概要を紹介する。

論文

直接処分

畑中 耕一郎; 柴田 雅博

テキスト「核燃料サイクル」(インターネット), 6 Pages, 2014/06

直接処分の対象となる使用済燃料の特徴を整理するとともに、直接処分に関する諸外国の状況を概観し、全体計画を踏まえたわが国での直接処分に関する研究開発の取り組みの現状について解説する。

論文

均一な無限厚試料の$$alpha$$線スペクトロメトリーによる簡易放射能定量法

亀尾 裕; 藤原 亜佐子; 渡辺 幸一; 河野 信昭; 中島 幹雄

日本原子力学会和文論文誌, 4(3), p.187 - 193, 2005/09

化学分離を行わず簡易に$$alpha$$線放出核種を定量するため、ホウ砂球反応を用いた均一な無限厚試料の作製と$$alpha$$線スペクトロメトリーによる測定手法について検討した。$$alpha$$線放出核種とホウ砂あるいは鉛ガラスを混合した後、電気炉で溶融することにより、ガラス状の均一な測定試料を調製することができた。放射性希ガスの娘核種を生成する$$^{228}$$Thとホウ砂を溶融して作製したガラス試料を測定した結果、Rnとその娘核種に起因する検出器の汚染はほとんど起こらないことがわかった。$$^{228}$$Thを含む試料の測定から得られた$$alpha$$線スペクトルとホウ砂の化学組成から求めた阻止能を用いて、ほぼ放射平衡にあるTh系列の$$alpha$$線放出核種を定量することが可能であった。さらに使用済燃料溶解液から採取した試料溶液とホウ砂から作製したガラス試料について、本測定法により定量された$$^{244}$$Cm, $$^{238}$$Pu+$$^{241}$$Am及び全$$alpha$$放射能濃度は、精密分析により求められた値とよく一致した。

報告書

使用済燃料の燃焼度分布を考慮した臨界安全評価; 各種燃焼度設定方法の検討,1(受託研究)

野村 靖*; 奥野 浩; 三好 慶典

JAERI-Tech 2004-030, 64 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-030.pdf:4.59MB

はじめに、燃焼度クレジットを採り入れた臨界安全評価において用いられる、燃焼計算のための燃焼度設定法について、欧米各国が採用している上端部50cm平均燃焼度を比較評価する。次に、仮定された軸方向燃焼度分布の形状の違いにより発生する臨界計算の誤差,核種組成計算値補正因子適用により補償される燃焼計算に付随するバイアス誤差及び照射履歴入力パラメータの変動により生じる統計誤差を、欧州経済開発協力機構原子力エネルギー局(OECD/NEA)の燃焼度クレジット国際ベンチマークの輸送容器モデルにより評価する。この結果、これらの誤差導入に対して安全側の臨界解析結果が得られるような、与えられた燃焼度から等価的に減少させた燃焼度を設定する方法を提案する。最後に、これらの誤差影響を統合的に組み込んで導かれる「等価均一燃焼度」及び「等価初期濃縮度」について述べ、使用済燃料輸送容器仕様の違いにかかわらず用いられる可能性に触れる。

論文

研究炉使用済燃料の対米輸送

国府田 信之; 楠 剛; 渡邊 雅範; 小島 正男*; 近藤 眞

UTNL-R-0426, p.5_1 - 5_9, 2003/03

昭和63年まで原研の試験・研究炉の使用済燃料は再処理のため主に米国等の再処理工場に輸送してきたが米国内の事情により平成元年以降中止された。その後、米国政府は1996年に決定された「外国研究炉使用済燃料に関する核不拡散政策の決定」に基づき、米国籍のウランを使用した外国研究炉の使用済燃料等の引き取りを1996年5月より開始した。原研は、平成9年2月、米国エネルギー省との間に使用済燃料の引取契約を締結し、平成9年度から使用済燃料の対米輸送を開始した。以降毎年度1回の対米輸送を実施している。本発表では、これまで実施してきた研究炉使用済燃料の対米輸送について、その現状と安全管理の取り組みを中心に発表する。

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成13年度

ホット試験室

JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01

JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB

本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。

177 件中 1件目~20件目を表示