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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

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

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。

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。

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

プルトニウムを燃やす新型燃料「岩石型酸化物(ROX)燃料」の開発

山下 利之

セラミックス, 39(10), p.817 - 821, 2004/10

Puを燃やしきり、使用済燃料の直接処分を可能とする岩石型(ROX)燃料を開発した。Puの効率的燃焼のため親物質を含まないイナートマトリックス(IM)で燃料を構成した。使用済燃料の直接処分を可能とするため、自然界で数百万年の風化に耐えてきた鉱物類似化合物の中から安定化ジルコニア(YSZ)とスピネルをIMに選定した。燃料としての熱物性,照射損傷,FPの捕捉性等を考慮し、YSZ粒子球をスピネルマトリックス中に分散させた粒子分散型燃料を考案した。照射試験において、スエリング,FP保持特性,燃料組織安定性など粒子分散型燃料は所定の性能を示すことのほか、浸出試験でも優れた耐久性を示すことを確認した。また、ROX燃料を軽水炉で使用する際の炉物理的課題は適切な中性子共鳴吸収材(Th, U, Er等)の添加により解決し、その結果、現行のUO$$_{2}$$燃料軽水炉と同程度の安全性を確保したROX燃料軽水炉の設計が可能となった。

論文

New Fuel ROX: Development of an innovative rock-like oxide fuel for burning plutonium

山下 利之

Look Japan, 49(567), P. 24, 2003/06

岩石型燃料は、自然界の岩石と類似した安定な化合物で構成され、核燃料物質を軽水炉でほぼ完全に燃焼させ、燃焼後の使用済燃料もまた安定な組成と結晶構造を持つため、特に再処理を必要とせず高レベル廃棄物として直接処分できるというものである。燃料開発及び燃焼技術両分野の研究により、現行の軽水炉燃料と同等の安全性を有し、Pu-239を約90%燃焼できる軽水炉炉心設計にめどが立った。使用済燃料がそのまま安定な廃棄物になるという本技術の特徴を生かせば、プルトニウムの燃焼に留まらず、MAや長寿命FPの核変換用ターゲットへの応用や海水ウランと組み合わせたエネルギー戦略にも有用と考えられる。

報告書

世界における直接処分技術の調査(2)

服部 弘己*; 大久保 博生*

PNC-TJ9222 95-002, 111 Pages, 1995/03

PNC-TJ9222-95-002.pdf:3.33MB

軽水炉から発生する使用済燃料の取扱い方については、(1)直接処分、(2)再処理-Puリサイクル利用の2つのシナリオがある。現在、日本では再処理-Puリサイクル利用路線を進めているが、世界的にPu利用に対する見直しの動きが広がっており、今後、世論や海外からの圧力が増すことが予想される。このためわが国としても両者を比較して、Puリサイクルの意義を明確にしておく必要がある。このために本調査では、海外における使用済燃料の直接処分の検討事例を分析し、その考え方や技術、経済性について分析を行った。次いで、比較のため海外の検討事例を基に、我が国の状況を考慮したケースを想定し、基本仕様を作成し、さらに費用の見積を行って、海外における直接処分の経済性について評価した。調査の結果、我が国で直接処分を行った場合、処分コストは54.9百万円/tUであり、海外の評価事例と比較すると、海外の評価の中で量も高いスウェーデン、フィンランドの評価結果よりも25%前後高いコストとなることが明らかになった。費目別では、処分容器代や緩衝材のコストなど物品費の比率が高い。また我が国の状況を比較すると、地下施設の建設および閉鎖に伴うコストが全体の半分を占めることが示された。本調査の分析は、既存の分析結果をベースに我が国の国情を加味して評価を行っていることから、技術的な詳細な検討を経たものではない事は留意すベきである。我が国の状況を踏まえたケースで、おおよそどの程度のコストになるかという目安は得られたといえる。一方、多量のプルトニウムを含む使用済燃料の核物質管理の考え方や、それの管理に必要な施設、設備についてはこの評価には入れられていない為、ガラス団体化などの処分とは異なることに留意すぺきである。

報告書

世界における直接処分技術の調査

服部 弘己*; 大久保 博生*

PNC-TJ9222 94-003, 120 Pages, 1994/06

PNC-TJ9222-94-003.pdf:4.31MB

軽水炉から発生する使用済燃料の取扱い方については、(1)直接処分、(2)再処理-Puリサイクル利用の2つのシナリオがある。現在、日本では再処理-Puリサイクル利用路線を進めているが、世界的にPu利用に対する見直しの動きが広がっており、今後、世論や海外からの圧力が増すことが予想される。このためわが国としても両者を比較して、Puリサイクルの意義を明確にしておく必要がある。このために本調査では、まず、海外における使用済燃料処分の考え方とその動向の調査を行い、どのような要因が各国の使用済燃料政策において重視されているかを整理した。さらに直接処分についての各国の検討結果を比較評価し、直接処分とPuリサイクルの間に有意なメリット、デメリットが存在するか否か、海外諸国の直接処分に関する検討が一般性をもって日本にも適用できるかといった点について検討を行った。調査の結果、使用済燃料処分政策に影響を与える要因としては、技術、エネルギー・資源、経済性、環境、制度、安全性などの要因があるが、現在世界で明確に直接処分を政策として取り上げている米国、スウェーデン等5ヵ国は、それぞれ各国の国情に応じて異なった要因を重視して、政策を決めていることが分析された。また、直接処分とPuリサイクルの場合の経済性、安全性等に関する比較評価では、両者の差は小さく、一方が有意といえるほどのメリット、デメリットはないといえることが明らかになった。また処分概念にしても各国の国情による違いが大きいことから、日本については日本の国情にあった処分概念を検討の上、直接処分とPuリサイクルの比較評価を行う必要があろうと考えられる。

口頭

直接処分研究のための使用済燃料の多様性を考慮したモデルインベントリ評価

石谷 和己; 柴田 雅博; 江橋 健; 若杉 圭一郎; 牧野 仁史; 蛯名 貴憲*

no journal, , 

我が国では使用済燃料として多様な炉型・燃料タイプ・燃焼度・冷却期間の燃料が発生しており、直接処分研究では、これらの多様性を発生量及び特徴を踏まえて類型化し、設計・性能評価に用いるモデルインベントリを設定する必要がある。そのため、前提となる使用済燃料の発生量についてのモデル計算による推計を試みるとともに、モデルインベントリの設定に向けての特徴の把握と類型化の観点を整理した。

口頭

バックエンドにおける核不拡散・核セキュリティに関する検討,4; 使用済燃料におけるプルトニウム濃度の比較

須田 一則; 小鍛治 理紗; 田崎 真樹子; 玉井 広史; 久野 祐輔*

no journal, , 

原子力のバックエンドに係る新たな選択肢として使用済燃料の直接処分の検討が行われている。本報告では、ガラス固化体の保障措置の終了、核物質の魅力度等の議論を踏まえ、軽水炉、高温ガス炉及び高速炉の使用済燃料中におけるプルトニウムの濃度について比較し、保障措置の観点から使用済燃料の直接処分について検討した。

口頭

使用済燃料直接処分のソースターム評価,2; 二酸化ウランおよび使用済燃料の溶解速度に及ぼす炭酸濃度の影響に関するレビュー

北村 暁; 赤堀 邦晃*

no journal, , 

二酸化ウランおよび使用済燃料の水溶液に対する溶解速度(燃料溶解速度)に及ぼす炭酸濃度の影響について、炭酸の存在が二酸化ウランマトリクスの酸化的溶解に寄与することが考えられることから、文献調査によりレビューした。溶解速度の炭酸濃度依存性は不活性雰囲気と還元雰囲気で異なっており、直接処分環境である還元雰囲気のデータが不足していることが明らかになった。

口頭

プルトニウム専焼炉における使用済燃料の直接処分に係る核セキュリティに関する一検討

須田 一則; 田崎 真樹子; 清水 亮; 小鍛治 理紗; 玉井 広史

no journal, , 

核物質を含有する廃棄物の核物質防護におけるこれまでの議論を踏まえ、プルトニウム専焼炉の使用済燃料について、核セキュリティの観点から検討を実施した。

口頭

使用済PWR燃料直接処分時の臨界安全に関する検討,2; SiO$$_2$$の反射体効果に関する国際ベンチマーク

須山 賢也; 秋江 拓志; 片岡 理治*; 山本 健土*

no journal, , 

軽水炉使用済燃料直接処分等の地層処分代替技術に関する資源エネルギー庁公募事業の一部として、直接処分燃料の臨界安全性にかかわる検討を実施している。その検討に資するためSiO$$_{2}$$の反射体効果に関する国際ベンチマークを実施してきたので、結果の概要を報告する。

口頭

使用済PWR燃料直接処分時の臨界安全に関する検討,1; 未臨界判定基準増倍率の推定と未臨界性確保のための中性子毒物量の評価

秋江 拓志; 片岡 理治*; 須山 賢也

no journal, , 

軽水炉使用済燃料直接処分等の代替処分技術に関する検討の一部として、臨界安全ベンチマーク実験のデータベースであるICSBEPに収録された実験からPWR燃料処分体系と類似性が高い134体系を選び臨界計算を実施することにより、未臨界判定の基準増倍率を0.98と推定した。また、処分後の使用済燃料が臨界に最適な条件で再配置する仮想的な状況において未臨界を確保できる中性子毒物の必要量を評価した。

口頭

$$gamma$$線照射下のアルカリ性模擬地下水溶液中での純チタンならびに純銅、ニッケル基合金の分極挙動

湯川 卓司*; 井上 博之*; 小嶋 崇夫*; 立川 博一*; 谷口 直樹

no journal, , 

使用済み核燃料の直接処分において、処分容器は処分場に侵入した地下水と反応し腐食する。処分容器と地下水の界面では、廃棄体からの放射線によるラジオリシス反応で、過酸化水素(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)や酸素ガス(O$$_{2}$$)などが生成し、容器材料の腐食を助長する可能性がある。また、地下水は、炭酸塩や塩化物イオン等の化学種を含む中性$$sim$$弱アルカリ性の条件が想定される。しかし、処分場内に浸透した地下水は、コンクリート支保との接触によりアルカリ性となる可能性がある。本研究は、前述の代替材料を対象に処分環境での分極挙動への放射線照射の影響を検討することを目的とした。$$gamma$$線照射下の不活性ガス雰囲気で、pHが8から13の微量の塩化物イオンを含む炭酸水素塩/炭酸塩水溶液中での純チタンや純銅、ニッケル基合金の分極特性を測定し、非照射下での測定結果と比較した。

口頭

Present status of R&D by JAEA for direct disposal of spent nuclear fuel

牧野 仁史

no journal, , 

2017 High-Level Radioactive Final Disposal Seminar in Taiwanにおいて、使用済燃料の直接処分に関する原子力機構の研究開発の現状として、「わが国における使用済燃料の直接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」の概要及びそれ以降の基盤研究の概要を紹介する。

口頭

$$gamma$$線照射下のアルカリ性模擬地下水溶液中での代替処分容器材料の電気化学挙動

井上 博之*; 湯川 卓司*; 小嶋 崇夫*; 立川 博一*; 谷口 直樹

no journal, , 

使用済み核燃料の直接処分容器の代替材料として、一般に耐全面腐食性が炭素鋼よりも優れる、チタンや銅, ニッケル基合金が挙げられている。処分容器は深部地下への定置・閉鎖後、処分場へ浸透した地下水と反応し腐食すると推定される。処分容器と地下水の界面では、廃棄体からの放射線によるラジオリシス反応で過酸化水素や酸素ガスなどが生成し、容器の腐食を助長する可能性がある。これまで、上述の代替候補材料を対象に、処分環境での分極挙動への放射線照射の影響を検討した。$$gamma$$線照射下の不活性ガス雰囲気で、動電位分極法を用いて、pHが8から13の微量の塩化物イオンを含む炭酸水素塩/炭酸塩水溶液中で、純チタンや純銅、UNS N10276ニッケル基合金(Hastelloy C-276)の分極曲線を測定した。$$gamma$$線は、材料間の電気化学特性の違いが明確になるよう、6.5kGy/h前後の高い吸収線量率の線源を用いた。本報では、前報と同様の$$gamma$$線照射および溶液条件下で、これら材料の電気化学インピーダンス(EIS)を測定した。測定結果から対応する腐食速度を推定した。

口頭

プルトニウム燃焼高温ガス炉を実現するセキュリティ強化型安全燃料開発,22; 目的と概要

岡本 幸司*; 大橋 一孝*; 大平 幸一*; 國富 一彦

no journal, , 

プルトニウム燃焼高温ガス炉は、プルトニウムを消費しつつ、廃棄物まで含めて安全性が極めて高い設計が可能な原子炉である。この概念を実証するために、セキュリティ強化型安全燃料を評価し、その実現性を確認した。

口頭

二酸化ウランの溶解におよぼす炭酸イオンの影響評価

諸井 悠里子*; 桐島 陽*; 秋山 大輔*; 佐藤 修彰*; 北村 暁; 紀室 辰伍

no journal, , 

高レベル放射性廃棄物の地層処分の代替オプションの一つとして、使用済燃料の直接処分が検討されている。この際、燃料溶解速度が重要なパラメータの一つとなる。本研究では、高濃度の炭酸イオンを含む模擬地下水におけるUO$$_{2}$$の溶解挙動を調査し、溶液中の炭酸イオン濃度が高いとウランの溶出が促進されることを明らかにした。

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