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論文

窒化物燃料サイクル,2; マイナーアクチノイドの核変換のための技術開発

高野 公秀

NSAコメンタリーシリーズ, No.24, p.163 - 167, 2019/03

本解説記事は、「我が国の核燃料サイクル現状と将来展望」の大テーマのもと、マイナーアクチノイド(MA)核変換のための窒化物燃料サイクルに関する研究開発の現状と今後の方向性について解説したものである。原子力機構におけるMA含有窒化物燃料の製造、物性データ取得・ふるまい解析、乾式再処理の研究成果概要と、窒素15同位体濃縮技術の検討状況についてとりまとめた。

論文

Dissolution and chemical analysis of Zr-based lanthanide nitrides

林 博和; 千葉 力也*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.196 - 199, 2018/11

原子力機構は、加速器駆動システム(ADS)用マイナーアクチノイド(MA)核変換燃料としてウランを含まないMA窒化物燃料の研究開発を実施している。本研究では、MA核変換燃料の第一候補である、窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材として用いる窒化物固溶体について、ランタノイド元素を超ウラン元素の模擬物質として用いた硝酸中への溶解挙動測定試験を行った。その結果、ZrN粉末試料の8M硝酸への溶解は室温で約100日、約110$$^{circ}$$Cでの加熱条件下で15時間かかるのに対し、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料は室温の8M硝酸中に容易に溶解することを示した。また、0.4DyN-0.6ZrN固溶体粉末試料を硝酸で溶解した溶液の化学分析試験によって、試料の組成を測定した。

論文

Preferred site occupation of 3$$d$$ atoms in Ni$$_{x}$$Fe$$_{4-x}$$N (${it x}$ = 1 and 3) films revealed by X-ray absorption spectroscopy and magnetic circular dichroism

高田 郁弥*; 伊藤 啓太*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; 高梨 弘毅*; 木村 昭夫*; 末益 崇*

Physical Review Materials (Internet), 2(2), p.024407_1 - 024407_5, 2018/02

X-ray absorption spectroscopy (XAS) and X-ray magnetic circular dichroism measurements were performed at the Ni and Fe $$L_{2,3}$$ absorption edges for Ni$$_{x}$$Fe$$_{4-x}$$N (${it x}$ = 1 and 3) epitaxial films. Shoulders at approximately 2 eV above the Ni $$L_{2,3}$$ main peaks in the XAS spectrum of Ni$$_{3}$$FeN were interpreted to originate from hybridization of orbitals between Ni 3$$d$$ at face-centered (II) sites and N 2$$p$$ at body-centered sites, while such features were missing in NiFe$$_{3}$$N film. Similar shoulders were observed at Fe $$L_{2,3}$$ edges in both films. Hence, Ni atoms preferentially occupied corner (I) sites, where the hybridization was weak because of the relatively long distance between Ni at I sites and N atoms. The relatively large magnetic moment deduced from sum-rule analysis of NiFe$$_{3}$$N also showed a good agreement with the presence of Ni atoms at I sites.

論文

長寿命核種の分離変換技術の現状,4; 加速器駆動システムを用いた核変換システムと分離変換技術の成熟度

辻本 和文; 荒井 康夫; 湊 和生

日本原子力学会誌, 59(11), p.644 - 648, 2017/11

本稿は、日本原子力学会「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会において、国内外における分離変換技術や関連する技術の研究開発状況について調査・分析してきた結果を基に、長寿命核種の分離変換技術の現状について、4回に分けて紹介するものである。第4回にあたる本稿では、加速器と未臨界炉を組み合わせた加速器駆動システム(ADS)と核変換用窒化物燃料を用いた核変換システムについて解説するとともに、分離変換技術の開発がどの段階まで進んでいるのかを解説する。ADSについては、ADSによるMA核変換システムの特徴について述べるとともに、日本原子力研究開発機構(JAEA)で概念検討を進めている液体鉛ビスマス冷却システムを解説した。また、JAEAで実施中の主な研究開発項目を述べるとともに、現在計画中の新たな実験施設を紹介した。窒化物燃料については、MA核変換システム用燃料としての特徴、製造技術と使用中の燃料ふるまい評価における課題を解説するとともに、JAEAで実施中の主な研究開発項目を紹介した。最後に、新技術の着想から実用化までをいくつかの段階に分けて技術開発の進展を体系的に示す指標である技術成熟度(TRL)を用いて、わが国における分離変換技術の成熟度を評価した結果を示した。

論文

原子力機構における研究開発

辻本 和文

エネルギーレビュー, 37(9), p.11 - 14, 2017/09

加速器駆動システム(ADS)は、加速器と未臨界炉を組み合わせたシステムであり、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイドを効果的に変換することを目的としている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ADSに関する様々な研究開発を実施している。本稿では、核変換システムとしてのADSの概要を述べるとともに、JAEAで実施中のADS関連研究開発の状況と今後の計画について紹介する。

論文

第4章 核変換用燃料・ターゲット技術、4.1燃料製造技術、4.1.4窒化物燃料(ADS階層型概念)、4.1.5その他の燃料・ターゲット、4.2燃料ふるまい評価、4.2.4窒化物燃料(ADS階層型概念)、4.2.5その他の燃料・ターゲット

荒井 康夫

分離変換技術総論, p.134 - 146, 2016/08

日本原子力学会の「放射性廃棄物の分離変換」研究専門委員会の報告書「分離変換技術総論」の中で、窒化物燃料(ADS階層型概念)及びその他の燃料・ターゲットの製造技術、ならびに窒化物燃料(ADS階層型概念)及びその他の燃料・ターゲットのふるまい評価に関する研究開発状況について分担執筆するものである。

論文

Current status and future plan of research and development on partitioning and transmutation based on double-strata concept in JAEA

辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫; 松村 達郎; 林 博和; 倉田 正輝; 森田 泰治; 大井川 宏之

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.657 - 663, 2015/09

原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた階層型分離変換システムの各構成要素に対する研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムであり、燃料にはマイナーアクチノイドを主成分とした窒化物燃料を想定している。ADS及び関連する燃料サイクル技術(MA分離、ADS用窒化物燃料の製造及び再処理)の実現には多くの解決すべき技術課題があり、これらの技術開発課題に関して、原子力機構では様々な研究開発を実施している。本発表では、原子力機構における研究開発の現状及び将来計画について報告する。

論文

Recent progress and future R&D plan of nitride fuel cycle technology for transmutation of minor actinides

林 博和; 西 剛史; 高野 公秀; 佐藤 匠; 柴田 裕樹; 倉田 正輝

NEA/NSC/R(2015)2 (Internet), p.360 - 367, 2015/06

加速器駆動システム(ADS)を用いたマイナーアクチノイド(MA)核変換用燃料について、原子力機構ではウランを含まない窒化物燃料を第一候補としている。窒化物燃料は熱特性がよくアクチノイド同士の固溶度が大きいという長所がある。また、窒化物燃料の再処理法としては、MA含有量の多い燃料で影響の大きい放射線損傷に対する耐性の大きい乾式再処理法を、第一候補としている。本論文では、原子力機構における窒化物燃料サイクル技術研究開発の状況及び今後の予定を紹介する。

論文

Electrochemical behavior of actinides and actinide nitrides in LiCl-KCl eutectic melts

白井 理*; 山名 元*; 荒井 康夫

Journal of Alloys and Compounds, 408-412, p.1267 - 1273, 2006/02

 被引用回数:32 パーセンタイル:14.55(Chemistry, Physical)

ウラン,ネプツニウム,プルトニウムの金属及び窒化物のLiCl-KCl共晶塩中の電気化学的挙動を、固体電極(Mo)並びに液体電極(Cd, Bi)を用いて調べた。金属の3価/0価の平衡電位は、液体電極上ではアクチノイド金属の活量が低下するために、固体電極の場合よりも正側にシフトした。また、窒化物の平衡電位も、窒化物の生成自由エネルギーにほぼ相当する電位分だけ、正側にシフトした。これらの挙動をアクチノイド系列と希土類系列について比較して議論した。

報告書

原研における長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方

大井川 宏之; 西原 健司; 湊 和生; 木村 貴海; 荒井 康夫; 森田 泰治; 中山 真一; 片倉 純一

JAERI-Review 2005-043, 193 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-043.pdf:16.13MB

原研では、2000年3月に原子力委員会・原子力バックエンド対策専門部会の取りまとめた「長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方」に基づき、階層型核燃料サイクル概念に基づく分離変換技術の研究開発を進めてきた。階層型核燃料サイクルは、群分離プロセス,核変換用燃料製造プロセス,核変換プロセス、及び、核変換用燃料処理プロセスで構成される。本報告書は、各分野における5年間の研究開発成果と今後の展望、並びに、高レベル放射性廃棄物の処理処分をはじめとする廃棄物管理方策への分離変換技術の導入効果及び導入シナリオの検討状況について取りまとめたものである。

論文

Synthesis of Al$$_{x}$$Ga$$_{1-x}$$N and InN crystals under high pressures

齋藤 寛之; 内海 渉; 金子 洋*; 青木 勝敏

Proceedings of Joint 20th AIRAPT - 43rd EHPRG International Conference on High Pressure Science and Technology (CD-ROM), 4 Pages, 2005/06

著者らはオプトエレクトロニクス及びパワーデバイスにおけるキーマテリアルであるIII族窒化物半導体材料の高温高圧合成を、放射光その場観察と組合せて行ってきた。AlN及びGaNの混合粉末が6.0GPa, 800$$^{circ}$$Cの条件下で固相反応することを見いだし、Al$$_{x}$$Ga$$_{1-x}$$N(0$$leq$$x$$leq$$1)の多結晶焼結体を作製した。またAl$$_{0.1}$$Ga$$_{0.9}$$N試料が2400$$^{circ}$$C, 6.5GPaで融解することを見いだし、その単結晶を融液徐冷により作製した。InNの高温高圧状態図を放射光その場観察から決定し、19GPa, 1900$$^{circ}$$CでInNが融解することを確認した。

論文

Fabrication of multilayer mirrors consisting of oxide and nitride layers for continual use across the K-absorption edge of carbon

石野 雅彦; 依田 修

Applied Optics, 43(9), p.1849 - 1855, 2004/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.23(Optics)

炭素のK殻吸収端(4.4nm)近傍で高い反射率を有する多層膜反射鏡の開発を開始した。理論計算から、成膜物質として重元素層にコバルト酸化物(Co$$_3$$O$$_4$$)、軽元素層にシリコン酸化物(SiO$$_2$$)及び窒化ホウ素(BN)を見いだし、イオンビームスパッタリング法により、Co$$_3$$O$$_4$$/SiO$$_2$$多層膜及びCo$$_3$$O$$_4$$/BN多層膜の成膜を行った。Cu$$K$$$$_{alpha1}$$線を用いたX線回折測定及び高分解能断面透過電子顕微鏡(TEM)観察による構造評価の結果、Co$$_3$$O$$_4$$/SiO$$_2$$多層膜は一様で安定な膜構造を有し、各層の膜厚も小さくできることがわかった。しかし、Co$$_3$$O$$_4$$/BN多層膜では、重元素層中のCo$$_3$$O$$_4$$層が凝集し、膜構造が乱れ、多層膜反射鏡として不都合なことがわかった。Co$$_3$$O$$_4$$/BN多層膜の構造改善を目的として、Co$$_3$$O$$_4$$にクロム酸化物(Cr$$_2$$O$$_3$$)を添加した混合酸化物(Mix)を導入し、Mix/BN多層膜の成膜を行った。構造評価の結果、Mix/BN多層膜はCo$$_3$$O$$_4$$/BN多層膜に比べて安定な層構造を有し、Co$$_3$$O$$_4$$/SiO$$_2$$多層膜と同様に、軟X線多層膜反射鏡として有望であることを見いだした。

論文

Pyrochemical reprocessing of nitride fuels

白井 理*; 山名 元*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Proceedings of Nuclear Fuel Cycle Technologies Closing the Fuel Cycle (CD-ROM), 7 Pages, 2003/00

窒化物燃料の乾式再処理に関する研究成果をレビューする。起電力測定で求めたUN, NpN及びPuNの塩化物溶融塩中での平衡電位は、各々の窒化物に関する熱力学的諸量からの評価値とほぼ一致した。また、UN, NpN, PuNを陽極として定電位差電解を行い、陰極にアクチノイドを回収することに成功した。講演では、今後の研究課題についても議論する予定である。

論文

Effect of alloy composition on photoluminescence properties of europium implanted AlGaInN

中西 康夫*; 若原 昭浩*; 岡田 浩*; 吉田 明*; 大島 武; 伊藤 久義

Physica Status Solidi (C), 0(1), p.461 - 464, 2002/12

半導体発光素子の開発のために、ワイドバンドギャップ半導体である窒化ガリウム(GaN)中へ、イオン注入法を用いて、優れた発光特性もつ希土類元素の一つであるユーロピウム(Eu)を導入した。また、今回はGaNとAlまたはInの混晶半導体であるAlGaN,InGaNへのEu注入も行った。これは、結晶の周期性,局所的な対称性が異なる混晶半導体を用いることで、導入したEu元素が母材結晶より受ける影響が変化し、発光効率も変化すると考えたからである。実験の結果、EuドープAlGaNでは、Eu$$^{3+}$$からの発光強度がEuドープGaNよりも数倍増加したが、発光減衰時間は30%短くなった。EuドープInGaNでは、成長温度の違いからEu$$^{3+}$$からの発光強度は低下したが、発光減衰時間は同程度であった。

論文

Benchmark experiment for physics parameters of nitride fuel LMFBR at FCA

飯島 進; 安藤 真樹; 大井川 宏之

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 9 Pages, 2002/10

FCAにおいて、窒化物燃料高速炉模擬実験を実施した。測定したNaボイド反応度価値やPu,B$$_{4}$$C反応度価値をこれまでにFCAで実施した金属燃料及び酸化物燃料高速炉模擬実験の結果と比較するとともに、これらの炉物理量の計算精度を評価したベンチマーク試験を行った。計算はJENDL-3.2及び当研究グループで開発した高速炉炉物理特性計算コードシステムを用いて行った。Pu及びB$$_{4}$$C反応度価値は、炉心間の相違は小さく、計算精度も良く似た傾向を示した。一方、Naボイド反応度価値は、窒化物燃料炉心の値が他の炉心のものと比べて小さくなる特性を示した。計算は10%程度の相違で、各炉心のNaボイド反応度価値を評価した。

論文

「核燃料技術高度化の現状と展望」シリーズ3; 先進的核燃料リサイクル技術開発

有江 和夫*; 安部 智之*; 荒井 康夫

日本原子力学会誌, 44(8), p.593 - 599, 2002/08

高速炉燃料サイクルへの適用を目指してサイクル機構,電中研及び原研で研究開発を進めている、酸化物燃料湿式再処理,酸化物燃料乾式再処理,金属燃料乾式再処理及び窒化物燃料乾式再処理リサイクル技術について、それぞれ研究開発の現状と今後の開発課題について記述した。

論文

窒化物燃料

荒井 康夫

燃料サイクル技術; 21世紀の燃料サイクルの構築に向けて, p.119 - 126, 2002/05

本報告は日本原子力学会「燃料サイクル技術」研究専門委員会報告書に掲載される予定である。現在、乾式分離技術の一つとして取り上げられている窒化物燃料の溶融塩電解プロセスについて解説したものである。原理,高速炉サイクルへの適用,核変換サイクルへの適用,原研等で進めている研究開発の現状及び今後の課題について記述した。

論文

Research on pyrochemical process for nitride fuel at JAERI

荒井 康夫; 岩井 孝; 白井 理; 林 博和; 湊 和生

JAERI-Conf 2002-004, p.589 - 596, 2002/03

原研における窒化物燃料の乾式分離プロセスに関する研究成果を紹介する。原研が提唱した長寿命マイナーアクチノイド(MA)核種の核変換のための階層型核燃料サイクルの概念に従って進めている、塩化物溶融塩中での窒化物燃料の電解,Pu及びMA回収に用いる液体金属電極界面での酸化還元反応,窒化物溶解時の窒素ガス放出挙動,液体Cd中での金属の窒化反応,乾式分離プロセスに関係する熱力学データベース等に関する最近の研究成果を要約して述べる。

論文

窒化物燃料電解法によるリサイクル技術

荒井 康夫

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.451 - 457, 2001/06

高速炉を中心とする先進的核燃料サイクルのオプションの1つとして提案されている、窒化物燃料と溶融塩電解再処理法の組合せによるリサイクル技術開発の現状について紹介するものである。窒化物燃料の製造,照射試験実績,乾式再処理についての国内外の研究開発状況とこれまでに明らかにされた成果と研究課題について述べる。窒化物燃料を用いた場合に問題となるN-15の濃縮とリサイクル技術のほか、高燃焼度までの照射試験実績の積み上げ、電解精製で回収される陰極析出金属の再窒化による燃料製造法の確立等が当面の主要課題であることを示した。

論文

Carbothermic synthesis of (Cm,Pu)N

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 沼田 正美; 岡本 久人

Journal of Nuclear Materials, 294(1-2), p.24 - 27, 2001/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:33.37

マイナーアクチノイドの消滅処理技術の研究の一環として、窒化物燃料/ターゲットの調製研究を行ってきた。窒化アメリシウムの調製に引き続き、本件では、CmとPuの混合窒化物を炭素熱還元法により調製した。原料酸化物の組成は(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)O$$_{2-x}$$であった。残存酸素量を抑えた窒化物と、酸素を固溶限まで固溶させた窒化物の格子定数は、それぞれ0.4948nm,0.4974nmであった。アクチノイドの窒化物では、酸素の固溶量が増えるに従い、格子定数が大きくなることが知られており、今回の結果もそれに従っていることがわかった。また前者の格子定数は、PuNとCmNの格子定数の文献値も用いて検討したVegard則によく従っており、窒化物固溶体(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)Nが得られたことを裏付けている。

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