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論文

Mechanism of phase transfer of uranyl ions; A Vibrational sum frequency generation spectroscopy study on solvent extraction in nuclear reprocessing

日下 良二; 渡邉 雅之

Physical Chemistry Chemical Physics, 20(47), p.29588 - 29590, 2018/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:62.06(Chemistry, Physical)

リン酸トリブチル(TBP)によるウラニルイオン(UO$$_{2}$$$$^{2+}$$)の溶媒抽出のメカニズムを理解することは、使用済核燃料の処理技術および廃棄技術の発展の一助になると考えられる。これまでに水相中のウラニルイオンは、TBPが多く存在する有機相と水相の界面に吸着され、界面でTBPと錯体を形成し、有機相に抽出されると考えられてきた。本研究では、振動和周波数発生(VSFG)分光法を用いることによってウラニル-TBP錯体が界面で形成しないことを示し、硝酸ウラニル(UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$)が、界面を通過した後に有機相においてUO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$(TBP)$$_{2}$$を形成して抽出が完了することを示唆した。

論文

核燃料施設におけるセキュリティ対策,2; サイバーセキュリティにおける内部脅威対策

河野 壮馬; 山田 博之; 後藤 敦志*; 山崎 勝幸; 中村 仁宣; 北尾 貴彦

日本核物質管理学会第39回年次大会論文集(インターネット), 2 Pages, 2018/11

近年、コンピュータシステムの脆弱性を狙った侵害事例が多発しており、サイバーセキュリティが着目されつつある。サイバー攻撃を行う者の可能性として、外部者がネットワークを通じて施設外のコンピュータから実行する「外部脅威」と、内部者が施設内のコンピュータを直接操作して不正行為を実行する「内部脅威」が挙げられる。東海再処理施設では、重要度の高いコンピュータシステムはインターネットと繋がっておらず、各々の施設に独立して設置されており互いに物理的に繋がっていないことから、外部脅威によるサイバー攻撃の可能性は極めて低いと考えられる。これらのことから、東海再処理施設では主として内部脅威に着目した適切なサイバーセキュリティ対策を実現すべく検討を進めている。本論文では、東海再処理施設で実施しているサイバーセキュリティ対策のうち、内部脅威対策を中心に紹介する。

論文

Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10

東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。

論文

日米協力を促進する原子力協定; 7月に30年期限を迎え自動延長

須田 一則

エネルギーレビュー, 38(10), p.38 - 41, 2018/09

日本は原子力の研究開発, 利用及び協力を実施する上で、原子力技術の保有国,資源国及びこれから原子力発電を実施する国と二国間原子力協力協定を締結してきている。その根幹となる日米原子力協力協定について、事業者の観点から、協力の起点となった1955年協定から現協定に至る変遷、米国の原子力・核不拡散政策、米国の核不拡散強化が日本に与えた影響の例として東海再処理交渉を取り上げるとともに、長年にわたる原子力の平和利用に係る政府、事業者の協力やその意義について紹介する。

論文

再処理施設における分析廃液配管のバルブシール材の物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07

東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。

論文

Optimization of disposal method and scenario to reduce high level waste volume and repository footprint for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Annals of Nuclear Energy, 116, p.224 - 234, 2018/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.14(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の高レベル廃棄物減容及び処分場専有面積低減のための処分法及び処分シナリオの最適化を行った。高温ガス炉は廃棄物発生体積及び処分場専有面積低減に対し、軽水炉と比較し有利な特徴(高燃焼度、高熱効率、ピンインブロック型燃料)を持つこと、およびこれらの減容が可能であることが先行研究で分かっている。本研究では、シナリオの最適化、地層処分場のレイアウトをKBS-3H概念に基づいた横置きに基づき(先行研究では、KBS-3Vに基づいた竪置き)評価した。その結果、直接処分において、横置きを採用しただけで専有面積の20%減を確認した。40年冷却期間を延長することにより、専有面積の50%が低減できる。再処理時は燃料取り出しから再処理までの冷却期間を1.5年延長するだけで廃棄体発生体数の20%削減ができる。専有面積については、処分までの冷却期間を40年延長することにより80%の低減が可能である。さらに、核変換を行わずに4群分離技術のみを導入した場合、150年冷却の冷却を想定すると専有面積は90%削減できることが分かった。

論文

東海再処理施設の廃止措置計画の概要

岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一

デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03

東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。

論文

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 69, 2018/03

東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の$$gamma$$線照射試験を行い、水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率10$$sim$$50wt%)のG値は、約0.03(n/100eV)であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。硝酸イオンは、水素生成を抑制する効果があり、スラリ中に含まれる硝酸塩の影響でG値は低下したと考えられる。また、炭酸塩固化体(充てん率10wt%)のG値は、約0.14(n/100eV)であったが、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体では、それよりも低いG値であった。XRD結果から、塩の充てん率が高くなるほど、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$を含んだセメント生成物(Pirssonite)が多く見られ、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$のG値は、CaCO$$_{3}$$よりも小さいため、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体のG値は小さくなったと考えられる。

論文

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

論文

再処理施設におけるグローブボックスのグローブポートの更新技術

堀籠 和志; 田口 茂郎; 西田 直樹; 後藤 雄一; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第14回学術講演会要旨集, p.381 - 384, 2017/08

東海再処理施設では、プルトニウム等の核燃料物質を安全に取り扱うため、閉じ込め機能(負圧)を有するグローブボックス(GB)が設置されており、各GBには、グローブを取り付けるためのグローブポート(ベークライト製)が取り付けられている。グローブポートには、グローブをグローブポートに直接取り付けるタイプと、インナーリングと呼ばれる塩ビ製の環に取り付けたグローブをグローブポートに挿入して取り付けるタイプ(以下、押し込み式グローブポート)の2種類が使われている。平成28年4月に、押し込み式グローブポートの1基に2ヵ所の割れが東海再処理施設において初めて確認された。なお、割れによるGB内の負圧の異常や、GB外への放射性物質の漏えいは確認されなかった。グローブポートは、ポートとポート押さえでパネルを挟み込む形で、ポートとポート押さえをネジで固定することによりGBパネルに取り付けられている。このため、固定ネジを取外すことでグローブポートは取り外しが可能な構造ではあるが、グローブポートをそのまま取外した場合、閉じ込め機能が破れ、GB内の放射性物質を拡散させる恐れがあるため、拡散防止措置を講じた上で、グローブポートの交換を実施する必要があった。そこで今回、GB内部の汚染をコントロールしながらグローブポートを更新する手法を確立した。本発表では、その交換手法について報告する。

論文

Solvent extraction of uranium with ${it N}$,${it N}$-di(2-ethylhexyl)octanamide from nitric acid medium

筒井 菜緒; 伴 康俊; 佐川 浩; 石井 翔; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 35(6), p.439 - 449, 2017/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:84.03(Chemistry, Multidisciplinary)

${it N}$,${it N}$-ジ(2-エチルヘキシル)オクタンアミド(DEHOA)による硝酸溶液中のウランに対する単段のバッチ抽出試験を行い、U(VI)の分配比計算式として$${it D}_{rm U}$$ = 1.1$$[rm NO^{-}_{3}]^{1.6}_{rm aq}[{rm DEHOA}]^{2}_{rm org}$$を導出した。硝酸の分配についても評価を行い、分配比計算式として$${it D}_{rm H}$$ = 0.12$$[rm H^{+}]^{0.76}_{rm aq}[{rm DEHOA_{rm Free}}]_{rm H}$$を得た。さらに、DEHOAのU(VI)抽出の時間依存性及びU(VI)負荷容量評価のためのバッチ試験も行った。DEHOAによるU(VI)抽出は数分以内に抽出平衡に達し、DEHOAと硝酸の濃度がそれぞれ1.5及び3Mのときの負荷容量は0.71Mであった。

論文

Effect of seawater on corrosion of SUS316L in HAW under $$gamma$$-ray irradiation

安倍 弘; 西塚 雄介*; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 90, 2017/03

東京電力福島第一原子力発電所に貯槽されている使用済み燃料は、海水注入により、海水環境に曝されている。このため、当該燃料を再処理する場合には、海水成分が工程に同伴することが予想され、その影響について調査する必要がある。我々は、高放射性廃液貯槽材料に対する$$gamma$$線照射環境における腐食評価を実施し、海水が腐食に大きな影響を及ぼさないことを明らかにした。

論文

複雑な実環境をシミュレートしたデータ取得にもとづく腐食要因の解明; 海洋環境と原子力施設を例として

山本 正弘

材料と環境, 66(1), p.3 - 12, 2017/01

腐食現象の発生メカニズムを明らかにするために、実験室的に実環境での腐食を再現するシミュレーション試験法を検討してきた。本稿では、海洋環境と原子力施設を例にこの手法に関して紹介する。海洋での腐食については、干満帯直下で見られる腐食極大に着目した。実環境を再現する試験を実施した結果、この領域では干潮時には、干満帯部をカソードとして腐食が進行し、満潮時には海中部深くをカソードとした腐食が進行し、長期間アノードが固定する現象が観察された。これは、アノード溶解が継続することで環境が変化して、腐食し続ける、いわゆる、「とけぐせ」と呼ばれる腐食現象と考えられる。原子力施設については、高い放射線環境での腐食解析や電気化学測定が可能な装置を駆使してきた。一例は、核燃料再処理施設でのNpの混入による腐食加速現象が、Np$$^{6+}$$がステンレス鋼表面で還元され腐食が進行し、還元されたNp$$^{5+}$$がバルク溶液中に再酸化されるため、微量のNp混入でも腐食が加速されることを示した。また、軽水炉内での放射線環境で生成する過酸化水素の影響についても評価する手法に関しても紹介した。

論文

Simulation study of sludge precipitation in spent fuel reprocessing

竹内 正行; 粟飯原 はるか; 中原 将海; 田中 耕太郎*

Procedia Chemistry, 21, p.182 - 189, 2016/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.72

再処理溶液での沈殿挙動を評価するため、電解質熱力学モデルによるシミュレーション技術の開発を実施した。シミュレーション結果については、非放射性の10元素共存の模擬高レベル放射性廃液や3元素共存系のPu-Mo-Zr溶液での実験結果と比較し、その信頼性を検証した。その結果、シミュレーションと実験結果は沈殿物の大部分がモリブデン酸ジルコニウム二水和物であることを示しており、シミュレーション結果は実験系における沈殿物の化学形態や量のデータを良く再現していた。以上より、本研究では熱力学シミュレーションが再処理溶液からの沈殿状況を評価する有効なツールであることを示した。

論文

Reduction on high level radioactive waste volume and geological repository footprint with high burn-up and high thermal efficiency of HTGR

深谷 裕司; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 307, p.188 - 196, 2016/10

AA2015-0894.pdf:0.58MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉の高燃焼度、熱効率による高レベル放射性廃棄物の減容及び処分場専有面積の低減効果の研究を行った。ヘリウム冷却黒鉛減速商用高温ガス炉はGTHTR300として設計され、その特徴には、120GWd/t程度の非常に高い燃焼度、50%程度の高い熱効率、およびピンインブロック型燃料があげられる。このピンインブロック型燃料は再処理時の黒鉛処理量低減のために導入された経緯があり、本研究では、この特徴を直接処分に利用した効率の高い廃棄物装荷法を提案する。結果として、直接処分に対し、高温ガス炉の発電量当たりのキャニスター発生体数とその処分場専有面積は、軽水炉の代表ケースに対し60%減となることが分かった。これは、高い燃焼度、発電効率、少ないTRU発生量と提案した効果的な廃棄物装荷法によるものである。一方で、再処理時の高レベル廃棄物のキャニスター発生体数とその処分場専有面積に関しては、発電効率の30%程度高い高温ガス炉のものが軽水炉に比較し30%低減することが確認できた。

論文

再処理施設におけるグローブボックスパネル用ガスケットの物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.31 - 34, 2016/07

グローブボックス本体とパネルの密閉は、据付ボルトのナット締付力で、クロロプレンゴム製ガスケットに圧縮変形を与えて、その弾性復元力により担保されており、ガスケットは重要な役割を担っている。しかし、グローブボックスで長期間使用したガスケットの物性値と密閉性能については、ほとんど報告がない。そこで、本件では再処理施設において、37年間使用したガスケットの物性値を調査し、密閉性能へ与える影響を評価した。

論文

Comparative molecular dynamics study on tri-$$n$$-butyl phosphate in organic and aqueous environments and its relevance to nuclear extraction processes

Mu, J.*; 元川 竜平; Williams, C. D.*; 阿久津 和宏*; 西辻 祥太郎*; Masters, A. J.*

Journal of Physical Chemistry B, 120(23), p.5183 - 5193, 2016/06

 被引用回数:12 パーセンタイル:35.55(Chemistry, Physical)

A refined model for tri-$$n$$-butyl phosphate (TBP), which uses a new set of partial charges generated from our ab initio density functional theory calculations, has been proposed in this study. Molecular dynamics simulations are conducted to determine the thermodynamic properties, transport properties, and the microscopic structures of liquid TBP, TBP/water mixtures, and TBP/$$n$$-alkane mixtures. These results are compared with those obtained from four other TBP models, previously described in the literature. We conclude that our refined TBP model appears to be the only TBP model from this set that, with reasonable accuracy, can simultaneously predict the properties of TBP in bulk TBP, in organic diluents, and in aqueous solution. This new TBP model is thus appropriate for the simulation of liquid-liquid extraction systems in the nuclear extraction process, where one needs to simultaneously model TBP in both aqueous and organic phases. It is also promising for the investigation of the microscopic structure of the organic phase in these processes and for the characterization of third-phase formation, where TBP again interacts simultaneously with both polar and nonpolar molecules. Because the proposed TBP model uses OPLS-2005 Lennard-Jones parameters, it may be used with confidence to model mixtures of TBP with other species whose parameters are given by the OPLS-2005 force field.

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

Distribution behavior of neptunium by extraction with ${it N,N}$-dialkylamides (DEHDMPA and DEHBA) in mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 34(1), p.37 - 47, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:80.3(Chemistry, Multidisciplinary)

${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)及び${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)のNp(V)及びNp(VI)に対する抽出特性の硝酸イオン濃度依存性をバッチ法にて調査した。DEHDMPA及びDEHBAのNp(VI)に対する分配比は硝酸イオン濃度が3mol/Lより高い条件において1を上回った。Np(V)はDEHDMPA及びDEHBAにほとんど抽出されず、それぞれの抽出剤が示した分配比の最大値は0.4及び0.2であった。連続抽出プロセスにおけるNpの挙動を把握するため、DEHDMPA及びDEHBAのそれぞれを抽出剤に用いた2サイクルプロセスの試験を行った。フィード液中のNpのUフラクション及びU-Puフラクションへの回収率は63.7%及び29.1%であり、第1サイクル試験の終了後にNp(V)からNp(IV)あるいはNp(VI)への原子価変化の進行を示唆する結果を得た。UのUフラクションへの回収率は99.9%、PuのU-Puフラクションへの回収率は99.8%であり、U及びPuの回収率に対するNpの悪影響は見られなかった。

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。

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