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報告書

安全研究センター成果報告書; 平成27年度$$sim$$平成29年度

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Review 2018-022, 201 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-022.pdf:20.61MB

日本原子力研究開発機構安全研究・防災支援部門安全研究センターでは、国が定める中長期目標に基づき、原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究を行っている。本報告書は、安全研究センターの研究体制・組織及び国内外機関との研究協力の概要とともに、安全研究センターで実施している9つの研究分野((1)シビアアクシデント評価、(2)放射線安全・防災、(3)軽水炉燃料の安全性、(4)軽水炉の事故時熱水力挙動、(5)材料劣化・構造健全性、(6)核燃料サイクル施設の安全性、(7)臨界安全管理、(8)放射性廃棄物管理の安全性、(9)保障措置)について、平成27年度$$sim$$平成29年度の活動状況及び研究成果を取りまとめたものである。

報告書

A Guide to introducing burnup credit, preliminary version (English translation)

奥野 浩; 須山 賢也; 龍福 進*

JAEA-Review 2017-010, 93 Pages, 2017/06

JAEA-Review-2017-010.pdf:2.47MB

使用済燃料を取扱う施設の臨界安全管理に対して、燃焼度クレジットを導入することが検討されている。本資料は、今後国内の使用済燃料を取扱う施設において燃焼度クレジットを採用することを目的として、使用済燃料の同位体組成と臨界性の予測に関する技術的現状、安全評価上考慮すべき点、そして規制に関する現状をまとめたものである。この報告書は、燃料サイクル安全研究委員会がJAERI-Tech 2001-055として日本語で刊行した「燃焼度クレジット導入ガイド原案」の英訳である。

論文

Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel

粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行

Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12

BB2015-3214.pdf:0.31MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:20.72

Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo$$_{4}$$Ru$$_{4}$$RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.

報告書

再処理施設の火災時条件におけるRu及びEuの有機溶媒への分配挙動と有機溶媒燃焼時の放出挙動(受託研究)

天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁

JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06

JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB

再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。

報告書

硝酸ニトロシルルテニウムの熱分解に伴う揮発性ルテニウム化学種の放出挙動の検討

阿部 仁; 真崎 智郎; 天野 祐希; 内山 軍蔵

JAEA-Research 2014-022, 12 Pages, 2014/11

JAEA-Research-2014-022.pdf:1.03MB

再処理施設における高レベル濃縮廃液の沸騰乾固事故時の安全性評価に資するため、揮発性の観点から公衆への影響が大きいと考えられるRuの放出挙動を検討した。Ruは、主に廃液の乾固の進行に伴って気相中へ放出されることが報告されている。本研究では、廃液の乾固段階におけるRuの放出挙動を把握するため、乾固物中に存在すると予想されるRu硝酸塩の熱分解に伴うRuの放出割合を測定するとともにRuの放出速度定数を導出した。この放出速度定数を用いてRu硝酸塩の昇温に伴うRuの放出速度を計算したところ、模擬廃液を加熱したビーカースケール実験で得られたRuの放出挙動を矛盾なく再現できることを確認した。

論文

Experiments on the behavior of americium in pyrochemical process

林 博和; 赤堀 光雄; 湊 和生

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10

今後の核燃料サイクルの開発には超ウラン元素(TRU)の挙動を理解することが重要である。TRU濃度の高い使用済み燃料に対応可能な乾式再処理法の開発が進められているが、そのTRU挙動基礎データは十分とは言えない。酸素や水分などとの反応性の高い塩化物を用いた乾式再処理プロセスの基礎試験を行うため、放射線遮蔽体を持ち高純度の不活性ガス雰囲気を保つことができるTRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)を原研東海NUCEF施設に設置した。TRU-HITECでの乾式再処理プロセスにおけるアメリシウムの挙動研究について紹介する。

論文

Investigation on Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR), 1; Conceptual design

内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 大貫 晃; 岩村 公道

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

軽水炉技術に立脚し、現行軽水炉燃料サイクルに適合したプルトニウム有効利用を実現し、将来的には同一炉心構成の下で増殖型への発展が可能な革新的水冷却炉概念(FLWR)を、低減速軽水炉概念を発展させて構築した。本論文では、軽水炉技術によるプルトニウム利用高度化の考え方,FLWRの基本構成と主要特性、並び関連する要素技術の研究開発状況を報告する。

報告書

将来炉及び燃料サイクルシステムに関する調査

大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*

JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB

我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要をまとめたものである。

報告書

革新的水冷却炉研究会(第8回)に関する研究会報告書; 2005年2月10日,航空会館,東京都港区

小林 登; 大久保 努; 内川 貞夫

JAERI-Review 2005-029, 119 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-029.pdf:11.01MB

「革新的水冷却炉研究会」は、軽水炉によるプルトニウムリサイクルを目指して日本原子力研究所(原研)が研究開発を進めている革新的水冷却炉(FLWR)に関して、大学,電力会社,原子力メーカー及び研究機関等の研究者と情報交換を行って今後の研究の進展に資することを目的に実施しているものである。本研究会は、平成10年3月に開催された第1回会議以来、毎年開催されており、第8回となる今回は、平成17年2月10日に航空会館で行われ、日本原子力学会北関東支部並びに関東・甲越支部の共催を得て、電力会社,大学,研究機関,メーカー等から75名の参加があった。まず、原研における革新的水冷却炉の全体構想と研究開発状況とともに、軽水炉プルトニウム利用の高度化にかかわる燃料サイクル長期シナリオに関する発表が行われ、要素技術開発の現状として稠密炉心の熱流動特性試験及び大阪大学から稠密炉心の核特性予測精度評価技術の開発に関して報告された。続いて次世代軽水炉を巡る動向として「高経済性低減速スペクトルBWRに関する技術開発」,「スーパー軽水炉(超臨界圧軽水炉)の設計と解析」と題して、それぞれ東芝と東京大学からの発表があった。本報告書では、各発表内容の要旨及び当日に使用したOHP資料,講演に対する質疑応答を掲載した。

報告書

Proceedings of the International symposium NUCEF 2005; February 9-10, 2005, Techno Community Square RICOTTI, Tokai-mura, Ibaraki-ken, Japan

NUCEF2005ワーキンググループ

JAERI-Conf 2005-007, 359 Pages, 2005/08

JAERI-Conf-2005-007.pdf:24.79MB

国際シンポジウムNUCEF2005が、2005年2月9日と10日の両日、日本原子力研究所の主催、核燃料サイクル開発機構の共催により、テクノ交流館リコッティ(東海村)で開催された。 本シンポジウムのプログラムは、燃料サイクル安全研究委員会の検討に基づき決められた。放射性廃棄物処分安全,臨界安全を含む核燃料サイクル施設の安全性、及びプロセス開発基礎の研究分野について最新の研究成果等に関する59の発表が行われ、11か国からの239名の参加者により活発な議論が行われた。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

論文

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under accident conditions

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08

核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。

論文

Study on safety evaluation for nuclear fuel cycle facility under fire accident conditions

田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治

JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08

六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。

論文

Concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR)

岩村 公道; 内川 貞夫; 大久保 努; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 中塚 亨

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

原研では、実績のある軽水炉技術と軽水炉MOX利用技術に基づき、プルトニウムの有効利用を実現し、将来の持続的エネルギー供給を可能にする革新的水冷却炉(FLWR)を開発している。炉心以外は現行軽水炉技術を利用するため、運転・保守性に優れる。炉心は燃料棒を稠密に配置し、高速炉に近いスペクトルを実現して、燃料の転換比を高める。本概念は、高転換型炉心と、低減速軽水炉炉心との2段階からなる。前者は、軽水炉やMOX軽水炉の代替プラントとして導入するもので、再処理工場からの回収プルトニウムを少数基で集中的に利用できる。後者では、さらに炉心を稠密化し、増殖を伴うMOX燃料多重リサイクル利用に移行し、天然ウラン資源消費量を抑制する。2つの炉心は同一サイズの六角燃料集合体を使用しており、集合体内の燃料棒本数や燃料棒間隔,プルトニウム富化度などを変更することで、燃料サイクル環境に柔軟に対応できる。

報告書

原子力安全性研究の現状,平成16年

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2005-009, 151 Pages, 2005/03

JAERI-Review-2005-009.pdf:31.04MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全性研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成14年4月から平成16年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。

報告書

Proceedings of 2004 Symposium on Nuclear Data; November 11-12, 2004, JAERI, Tokai, Japan

田原 義壽*; 深堀 智生

JAERI-Conf 2005-003, 254 Pages, 2005/03

JAERI-Conf-2005-003.pdf:32.21MB

2004年核データ研究会が、2004年11月11日と12日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表では、軽水炉及び核燃料サイクルと核データ,ADS開発のための核データ,JENDL-3.3の使用経験とJENDL-4への要望,最近の断面積測定,物質生命科学と核データ,海外の核データニーズと活動についての19件の報告があった。ポスター発表では、21件の発表があり、それらは、核データの測定,評価や評価済核データのベンチマークテスト及び応用等に関するものであった。本報文集は、それらの論文をまとめたものである。

報告書

低減速軽水炉の導入効果と燃料リサイクル条件の影響

立松 研二; 佐藤 治

JAERI-Research 2004-024, 35 Pages, 2005/01

JAERI-Research-2004-024.pdf:9.97MB

低減速軽水炉の利用を含むさまざまな原子力発電と燃料サイクルの将来シナリオを定義し、天然ウラン消費量,使用済み燃料貯蔵量及び再処理設備規模などの核燃料サイクル諸量を定量的に分析した。その結果、以下の所見を得た。低減速軽水炉は正味転換比が1.0を超えれば天然ウランの消費量の際限ない増大に歯止めをかけることが可能である。しかし、FBRに比べて増殖性能が低いため、天然ウランの究極消費量が燃料リサイクルに関する条件により大きく変化する。転換比1.06の低減速軽水炉を用いた分析の結果から判断すると、濃縮ウラン軽水炉を2200年頃までに置換して天然ウラン積算消費量を低めの水準に抑制するためには、核燃料サイクルロスを含めた正味の転換比で1.04以上を実現することが望ましい。このためには、物質ロス率が1.0%及び0.2%の場合でそれぞれ燃料物質の炉外滞在時間を4年及び6年以内にすることが求められる。

報告書

Proceedings of the Symposium on Nitride Fuel Cycle Technology; July 28, 2004, JAERI, Tokai, Japan

物質科学研究部

JAERI-Conf 2004-015, 143 Pages, 2004/12

JAERI-Conf-2004-015.pdf:17.09MB

この報告書は、2004年7月28日に日本原子力研究所東海研究所で開催された「窒化物燃料サイクル技術」シンポジウムの論文集である。このシンポジウムの目的は、国内外の専門家間で窒化物燃料サイクル技術に関する情報及び意見を交換し、この研究分野での現状,将来の研究について議論することにある。発表・討論されたトピックスは、国内外における技術開発の現状,調製技術,物性測定及び乾式再処理プロセスである。シンポジウムには53名の参加者があり、活発な討論が行われた。

論文

Research on PARC process for future reprocessing

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06

原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。

報告書

燃料被覆管の熱変形挙動評価試験技術の開発(受託研究)

金子 哲治; 塚谷 一郎; 木内 清

JAERI-Tech 2004-035, 18 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-035.pdf:0.81MB

低減速軽水炉用燃料は、高転換比と高燃焼度化を同時に達成するために、MOX燃料とUO$$_{2}$$ブランケットの各ペレット燃料域の積層構造を有している。当該燃料棒は、現用ABWR燃料と比較して、長手方向における不均一な線出力密度分布に伴う熱応力が加わることが特徴である。そのためMOX燃料とUO$$_{2}$$ブランケットに起因した異なる温度分布を持った被覆管の局所的変形挙動の評価が最も重要となる。そのような力学的特性評価試験法として、短尺の被覆管試験片を用いて、実用条件で想定される当該燃料棒の一段の積層部における2軸応力下での熱疲労挙動が再現できる力学的特性評価試験装置を設計した。本装置は、温度分布制御用加熱部,軸方向疲労要素負荷用低サイクル疲労制御部及び内圧疲労要素用の内圧負荷部から構成され、局所的な変形挙動が高精度で測定できる。また、本装置により、炉の起動停止や制御等の運転モードが関係した負荷変動,燃料棒の拘束条件,燃焼度に伴うFP内圧変化の試験を行うことが可能である。

報告書

Progress of nuclear safety research, 2003

安全性研究成果編集委員会

JAERI-Review 2004-010, 155 Pages, 2004/03

JAERI-Review-2004-010.pdf:16.43MB

日本原子力研究所(原研)は、国の定める原子力エネルギー開発・利用に関する長期計画や安全研究年次計画に沿って、安全性試験研究センターを中心に関連部門との密接な連携のもとで、原子力安全性研究を実施している。研究対象の分野は、原子炉施設及び燃料サイクル施設の工学的安全性研究,放射性廃棄物安全性研究,安全性向上及び評価に関する先進技術の研究等である。また、世界共通の原子力安全課題に関する情報の共有を図るとともに、原研の研究を補完する目的で国際協力を実施している。さらに、原子力施設の事故等に際し、国や地方自治体が行う緊急時対応や原因究明等の作業を技術面で支援することは、原研に求められる重要な役割の一つである。本報告書は、平成13年4月から平成15年3月までの2年間に原研において実施された原子力安全性研究の概要及び研究に用いられた施設について記載している。平成13年11月に発生した浜岡原子力発電所1号機の配管破断事故について、原子力安全・保安院による事故調査に協力して実施した配管破断部調査、並びに東京電力の幾つかのBWRで見付かったひび割れが生じた炉心シュラウドについて、原子力安全委員会による安全評価書のレビューに協力して実施した健全性評価の概要も記載した。

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