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論文

Purification of anionic fluorescent probes through precise fraction collection with a two-point detection system using multiple-stacking preparative capillary transient isotachophoresis

原賀 智子; 辻村 大翔*; 宮内 さおり*; 上村 拓也*; 渋川 雅美*; 齋藤 伸吾*

Electrophoresis, 41(13-14), p.1152 - 1159, 2020/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Biochemical Research Methods)

アクチノイド等の分析に必要な蛍光性試薬(陰イオン性蛍光プローブ)を高純度化するための技術を開発した。微小サンプルの分析に用いられるキャピラリー電気泳動法のうち、検出点を複数個所有する過渡的等速電気泳動法を開発し、キャピラリー中の泳動速度を泳動毎に正確に算出することにより、分取のタイミングを調整し、目的の成分のみを精確に分取する手法を確立した。これにより、分析に必要な試薬に含まれる不純物を除去し、95$$sim$$99%の高純度化に成功した。

論文

Material balance evaluation of pyroprocessing for minor actinide transmutation nitride fuel

舘野 春香; 佐藤 匠; 津幡 靖宏; 林 博和

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.224 - 235, 2020/03

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

階層型燃料サイクル概念に基づく、加速器駆動システムを用いた長寿命マイナーアクチノイド(MA)核変換技術の研究開発が行われている。MA核変換用燃料としては、窒化ジルコニウムを不活性母材とするMAとPuの窒化物固溶体が第一候補とされている。乾式再処理は、高い比放射能及び崩壊熱を有する使用済窒化物燃料から残留MAを回収する方法として適している。再処理プロセスの主工程である溶融塩電解精製により、使用済窒化物燃料が陽極溶解され、アクチノイドが液体カドミウム陰極に一括回収される。その際、MA回収率と回収MA中の不純物(希土類元素)濃度の目標値が達成できるように再処理プロセスを設計する必要がある。本研究では、プロセス設計において重要な知見を得るために、使用済窒化物燃料の乾式再処理における物質収支評価を行った。処理条件の変更による物質フロー及び発生廃棄物量への影響を調べた。

論文

Plutonium age determination from $$^{240}$$Pu/$$^{236}$$U ratios in individual particles by ICP-MS without prior chemical separation

江坂 文孝; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 間柄 正明

Microchemical Journal, 118, p.69 - 72, 2015/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:68.19(Chemistry, Analytical)

プルトニウムが化学分離により精製されてからの年代を調べることは、再処理や核兵器開発につながる原子力活動を監視する上で非常に重要である。プルトニウム溶液を対象とした年代測定の研究はこれまで広く行われてきているものの、個々の微粒子を対象とした研究例はほとんどない。本研究では、簡便に個々の粒子のプルトニウム精製年代を測定する方法として、単一粒子の溶解と非分離での誘導結合プラズマ質量分析を利用した分析法の開発を行った。プルトニウム精製から5.98年の粒子を分析して方法の有効性を確認したところ、$$^{238}$$Pu/$$^{234}$$U、$$^{239}$$Pu/$$^{235}$$U比を利用した年代決定は外部からの天然ウランの汚染の影響により不可能であったが、$$^{240}$$Pu/$$^{236}$$U比を用いた場合には実際の年代とよく一致した結果が得られ、本法が年代測定法として有効であることが示された。

論文

よくわかる核融合炉のしくみ,8; トリチウムを扱う燃料循環システム,気体状トリチウム燃料の取扱い技術

深田 智*; 林 巧

日本原子力学会誌, 47(9), p.623 - 629, 2005/09

核融合炉の燃料処理技術については、なぜ重水素とトリチウムを燃料として使用し循環処理する必要が有るのか、どのようにプラズマ排ガスから水素同位体を精製し、重水素やトリチウムを同位体分離し、効率よく貯蔵(供給)するのかを解説する。また、トリチウムの安全取扱技術についても、その性質や安全取扱の考え方を整理し、万一の想定異常時にいかに検知し、除去し、その除去したトリチウム(トリチウム水)を処理するのかを解説する。

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

Demonstration of fuel cleanup system consisting of electrolytic reactor and tubular reservoir tank for fusion reactors

磯部 兼嗣; 今泉 秀樹*; 林 巧; 小西 哲之; 西 正孝

Fusion Science and Technology, 41(3), p.988 - 992, 2002/05

燃料精製システム(FCU)は、核融合炉のプラズマ排ガスから水素同位体を回収するシステムである。原研では、電解反応器,管状リザーバタンク,パラジウム拡散器から成るFCUシステムを研究開発してきた。固体電解質を用いた電解反応器は、水素同位体を含む化合物から水素を分子として取り出す世界に例のない独自の装置である。また、管状リザーバタンクは少ない循環回数で高い除染係数を得るために導入したものである。実証試験は、プラズマ排ガスを模擬した水素同位体,メタン,ヘリウムの混合ガスをFCUシステムで循環処理することで実施し、メタン濃度は3回の循環処理で2.3%から12ppm以下までステップ状に減少した。このことから、FCUシステムが少ない循環回数で高い除染係数が得られるシステムであることを実証した。

論文

溶融塩電解精製によるPu回収技術の開発; 液体Cd陰極におけるPuの挙動

飯塚 政利*; 井上 正*; 岩井 孝; 白井 理; 荒井 康夫

電力中央研究所報告(T99078), 24 Pages, 2000/06

小型の液体Cd陰極(内径9mm)を用い、約2.3wt%のPuを含むLiCl-KCl中で電解試験を行い以下の結果を得た。(1)陰極電流密度が40mA/cm$$^{2}$$程度以下であれば、ほぼ100%の回収効率でPuをCd陰極中に回収することができた。これ以上の電流密度ではLiなどの還元及びセラミックス製部品との反応が起こり、Pu回収効率が低下した。(2)冷却後、陰極断面の金相観察及び元素定量分析により、析出したPuはPuCd$$_{6}$$の形態でCd陰極底部に蓄積していることを確認した。(3)少量含まれていたAm$$^{241}$$から発生する$$gamma$$線を冷却後の陰極について測定したところ、陰極中のPuが飽和量に達すると同時に$$gamma$$線量も一定となったことから、液体Cd陰極におけるAmの挙動は、PuCd$$_{6}$$の生成を考慮に入れつつ陰極表面におけるPuとAmの局所平衡モデルを適用することにより合理的に説明できることがわかった。

報告書

乾式リサイクルシステム物流システムの構築

掛樋 勲; 戸澤 克弘; 松本 俊一; 田中 健哉; 吉氏 崇弘*

JNC-TN9400 2000-053, 99 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-053.pdf:7.47MB

本研究は、従来のPurex再処理法-ペレット加工法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理-射出成型(金属燃料)、振動充填(酸化物燃料)加工法)における操業性評価に係るものである。乾式リサイクルシステムは、工程機器で処理した燃料(使用済み燃料、リサイクル燃料中間製品、リサイクル燃料製品)を固体の形で次の工程へ移送するバッチ処理システムである。このため、工程間の燃料移送はハンドリングロボットを用いて自動化された物流システムで行う。本研究では、米国アルゴンヌ国立研究所(ANL)の金属燃料プロセスを例に、乾式プロセスのロボットによる自動化操業システムについて、ロボットの必要機能、ロボットと工程機器の相互の操作性、動作・移送時間等の観点でシステム評価を行った。評価は、プロセス機器、機器動作、プロセス移送物及びハンドリングロボット機能の現実化したモデルをシミュレーションコードに組み込んで、ロボットによるプロセス操業をシミュレーションする、バーチャルエンジニアリング手法を適用して行い、ロボットによる乾式プロセス物流操作の現実性を示した。またプロセス設計、技術開発の進捗による、より実際的で、合理的な乾式システムの物流システム構築の課題を摘出して示した。

報告書

乾式リサイクルシステム解析コードの開発

戸澤 克弘; 松本 俊一; 掛樋 勲

JNC-TN9400 2000-052, 110 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-052.pdf:4.39MB

本研究は、従来のPurex再処理法と異なるシステム概念の乾式リサイクルシステム(乾式再処理)について、主要機器であるカソードプロセッサ(蒸留器)の蒸留挙動を模擬し、処理時間及び物質収支などを把握するための蒸留解析コード及び、プロセスセルの冷却挙動解析をパーソナルコンピュータ上で実施できるように解析モデルを作成したものである。これらは、乾式リサイクルシステム構築、評価のためのシステム解析ツール(設計ツール)開発の一環として行ったものである。カソードプロセッサ蒸留解析コードの作成にあたっては、検証計算としてベンチマークデータが公開されている2次元キャビティ内の自然対流問題のベンチマーク解と本解析コードでのパーソナルコンピュータ上での計算結果を比較した結果、よく一致することを確認した。次に、本解析コードの精度向上、作業効率向上を目的とした改良を行った上で、本解析コードを用いてカソードプロセッサを模擬した円筒状の密閉容器の体系にてCdの蒸留について蒸留解析を実施し、蒸留挙動がシミュレーションできることを確認した。乾式プロセスセルの冷却挙動解析モデルの作成に当たっては、ワークステーション上の詳細解析モデルとのベンチマーク解析からパーソナルコンピュータ上でも十分な精度でモデル化できることを確認した。定常解析によりセル内の流況と温度分布を確認した上で、非常時冷却過渡解析を行った結果、定常的にはヒートバランスがとれた条件であっても、初期の段階で過渡的な温度ピークが発生することがわかった。さらに過渡解析の最終的な定常値は非定常変動の部分的な循環流のでき方に左右され、現象自体の不安定さに影響される可能性があるため、セル空調系の設計にあたっては、冷却ガスのよどみ部に発熱に伴う循環流を起こさない設計とする必要があることがわかった。

報告書

東海再処理施設の臨界安全評価

白井 更知; 中島 正義; 高谷 暁和; 白水 秀知; 須藤 俊幸; 林 晋一郎; 由川 幸次

JNC-TN8410 2000-006, 116 Pages, 2000/04

JNC-TN8410-2000-006.pdf:2.77MB

東海再処理施設の主要な機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器について、再処理施設安全審査指針「指針10単一ユニットの臨界安全」の核的制限値設定の考え方を参考に、核的制限値の見直しを行った。本報告は、核的制限値の見直しに伴い、各機器の単一ユニットの臨界安全性について評価を行ったものである。また、単一ユニットが複数存在するセル、室についての複数ユニットの臨界安全性についても評価を行った。溶解施設、分離施設、精製施設、脱硝施設、製品貯蔵施設、プルトニウム転換技術開発施設及び濃縮ウラン溶解槽の遠隔補修技術開発施設の機器のうち、形状に係る核的制限値を有し、かつ溶液を取り扱う機器を対象に評価を行った結果、単一ユニット、複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

報告書

「ふげん」重水精製建屋等の形状データ作成

太田 吉美*; 児玉 清次*; 大西 幸男*; 内山 和幸*

JNC-TJ3410 2000-020, 80 Pages, 2000/03

JNC-TJ3410-2000-020.pdf:41.34MB

「ふげん」の廃止措置プロジェクトを合理的かつ円滑に進行させるためには、廃炉作業の計画について、事前に詳細な評価を行う必要がある。このための必要不可欠なデータとして、現在の「ふげん」の建屋躯体、主要機器、配管、空調ダクト、ケーブルトレイ、操作架台等の物量の総量を把握する必要がある。これらのレイアウトデータの3D-CAD化を実施し、これを有効活用することにより、運転、監視、廃炉措置計画等のプラント管理全般にわたる業務の高度化を図るものである。そのため、平成11年度は、重水精製装置建屋、新廃棄物処理建屋、及び屋外設備についての概略の物量評価を実施した。特に、新廃棄物処理建屋内については別途実施する内蔵放射能評価と連携し、放射性廃棄物の正確な評価を実施する必要があることから、また、廃止措置計画全体に対する影響が大きい事から、詳細にデータ入力作業を行った。

論文

Development of a tritium fuel processing systems using an electrolytic reactor for ITER

山西 敏彦; 河村 繕範; 岩井 保則; 有田 忠昭*; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 小西 哲之; 榎枝 幹男; 大平 茂; 林 巧; et al.

Nuclear Fusion, 40(3Y), p.515 - 518, 2000/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:81.13(Physics, Fluids & Plasmas)

原研トリチウムプロセス研究棟では、1987年より、10gレベルのトリチウムを用いて、核融合炉のトリチウム技術に関する研究開発を進めている。ITERトリチウムプラントは、燃料精製、同位体分離、水処理、空気中トリチウム除去系等からなるが、燃料精製について、パラジウム拡散器と電解反応器からなるシステムを考案・検討した。トリチウムプロセス研究棟において、核融合炉模擬燃料循環ループを構築し、この燃料精製システムの実証試験に、ITERの1/15規模の処理流量で成功した。また、同位体分離システム、ブランケットトリチウム回収システムについても研究開発を進めている。

報告書

再処理特別研究棟における未精製ウラン廃液処理試験

河内 昭典; 三森 武男; 宮島 和俊

JAERI-Tech 99-028, 51 Pages, 1999/03

JAERI-Tech-99-028.pdf:2.13MB

原研再処理特研では湿式再処理試験で発生した未精製ウラン廃液を利用して、TRU核種を含む放射性廃棄物を安定な形態に処理することを目的とした繊維状吸着材によるプルトニウム除去試験を実施した。処理プロセスは繊維状活性炭に無機系バインダーを添加し成型した吸着材カートリッジを充填した吸着塔に一定の空塔速度(SV)で通液することによってプルトニウムを除去するものである。平成8年~9年の2年間で廃液約1.7m$$^{3}$$の処理を完了し、次の知見を得た。本吸着材は多量のウランを含む廃液においてもプルトニウムに対し高い選択性を示した。またSVや温度の依存性が確認され、SV0.64h$$^{-1}$$及び処理温度20~30$$^{circ}$$Cで処理することにより、95%以上のプルトニウム除去率を示した。以上の結果、繊維状吸着材を用いた処理プロセスが工学規模においても適用可能であることが実証された。

論文

Demonstration of the integrated fusion fuel loop at the tritium process laboratory of the Japan Atomic Energy Research Institute

山西 敏彦; 小西 哲之; 林 巧; 河村 繕範; 岩井 保則; 丸山 智義*; 角田 俊也*; 大平 茂; 中村 博文; 小林 和容; et al.

Fusion Technology, 34(3), p.536 - 540, 1998/11

原研トリチウムプロセス研究棟において核融合炉燃料循環模擬ループを組み上げ、ITER条件での試験を行った。模擬ループは、電解反応器及びパラジウム拡散器を用いた燃料精製システム,深冷蒸留塔を用いた同位体分離システムから成る。模擬プラズマ排ガスとして、水素同位体混合ガス(トリチウム量1g)にメタン等不純物を添加してループに供給し、実証試験を行った。その結果、燃料精製システムから純粋な水素同位体のみを同位体分離システムに送ること,同位体分離システムからトリチウムを含まないHを抜き出すことを実証した。今回新たに得られた実証試験結果としては、電解反応器によりメタンを分解して水素として回収すること,同位体分離システムに設置したレーザーラマンにより、遠隔実時間分析が可能であることを示したことが挙げられる。

報告書

Safety research in nuclear fuel cycle at PNC

not registered

PNC-TN1410 98-018, 69 Pages, 1998/09

PNC-TN1410-98-018.pdf:2.0MB

None

論文

Purification of uranium metal using the solid state electrotransport method under ultrahigh vacuum

芳賀 芳範; 本間 徹生*; 山本 悦嗣; 大國 仁*; 大貫 惇睦*; 伊藤 光雄; 木村 憲彰*

Japanese Journal of Applied Physics, 37(6A), p.3604 - 3609, 1998/06

 被引用回数:35 パーセンタイル:19.25(Physics, Applied)

超高真空中固相電解によるウランの精製に成功した。特にFe,Ni等について、電流の効果が大きい。また、Mn,Zn等は完全に蒸発する。他方、Al等は熱による拡散が主に効果的であることが明らかになった。

論文

High-quality single crystal growth of uranium-based intermetallics

芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 木村 憲彰*; 辺土 正人*; 大國 仁*; 大貫 惇睦*

J. Magn. Magn. Mater., 177-181, p.437 - 438, 1998/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:54.57(Materials Science, Multidisciplinary)

ウラン-金属間化合物の多くは磁性を示し、低温で重い電子状態を形成し、あるものは超伝導に転移する。低温での現象には必ず不純物の影響が現れるために極めて純良な試料を育成しなければならない。このためにわれわれは高周波帯溶融炉による原料ウランの精製及び固相電解による単結晶試料の熱処理を行った。これらを組合せた結果、UPt$$_{3}$$では残留抵抗比が640に達し、UPd$$_{2}$$Al$$_{3}$$でも超伝導転移温度2.0Kの最高品質の試料が得られ新たな実験結果が得られた。固相電解は、一部のインコングルエント化合物にも有効であり、CeRu$$_{2}$$では抵抗比300の試料が得られ、ドハース・ファンアルフェン効果の観測に初めて成功した。

論文

Purification of uranium metal and high-quality single crystal growth

芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 本間 徹生*; 木村 憲彰*; 辺土 正人*; 大國 仁*; 青木 大*; 伊藤 光雄; 大貫 惇睦*

Physics of Strongly Correlated Electron Systems (JJAP Series 11), p.269 - 271, 1998/00

超高真空固相電解を用いて金属ウランを精製した。精製前には例えばFe不純物の濃度は40ppm以上であったが、精製後は1ppmまで減少した。Ni濃度は陰極付近では減少したが陽極では逆に増加した。これは、電流による不純物の掃き寄せと解釈できる。一方、Alは試料中央で最も濃度が低く温度の低い両端で高くなっている。これは熱拡散による移動であると考えられる。このようにして精製したウランを用いてウラン化合物を育成した結果、残留抵抗比やドハース・ファンアルフェン効果など試料純度の指標となる物理量が著しく改善された。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

定常炉心試験装置の設計研究,第9編; トリチウム燃料系、安全系

林 巧; 宮 直之; 菊池 満; 豊島 昇; 牛草 健吉; 正木 圭; 神永 敦嗣; 北井 達也*; 栗田 源一; 永島 圭介; et al.

JAERI-Research 97-007, 150 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-007.pdf:4.07MB

定常炉心試験装置におけるプラズマ燃料系とトリチウム安全系設備の設計検討結果をまとめた。プラズマ燃料系は真空排気、精製捕集、同位体分離、1次系ガス処理及び燃料供給設備で構成される。また、トリチウム安全系は建家換気、不活性ガス処理、緊急時トリチウム処理及び制御モニタリング設備等により構成される。低トリチウムインベントリ化の観点から、同位体分離設備においては深冷蒸溜塔を3カラム構成とし、アウトプットのトリチウム純度を60%以下のDT混合ガスを循環する方式として、インベントリを5g程度に低減できる見通しを得た。トリチウム安全系においては、実験棟本体・組立室及びトリチウム取扱設備室の建家を三次格納系とした緊急時トリチウム処理設備(気体分離膜システム)の検討を進め、1週間で1D$$_{A}$$C$$_{P}$$へのトリチウム除去が可能であることを示した。

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