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論文

高温ガス炉燃料の再処理技術

角田 淳弥; 植田 祥平; 國富 一彦; 吉牟田 秀治*; 沢 和弘

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.546 - 554, 2003/12

1000$$^{circ}$$C近い高温の核熱が得られる高温ガス炉は、高温から低温まで、さまざまな形態で熱エネルギーの利用が可能で、例えば、ガスタービンによる高効率な発電,クリーンなエネルギー源として有望視されている水素の製造等、原子力エネルギー利用分野の拡大の可能性を秘めている。日本原子力研究所では、高温工学試験研究の中核施設としての役割を担い、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化並びに高温工学に関する先端的基礎研究を目的としたHTTR計画を進めている。高温ガス炉では、燃料として被覆燃料粒子が用いられる。高温ガス炉燃料の再処理には、燃料核を取出す前処理が必要で、前処理技術としてジェットグラインド法を考案した。前処理後はピューレックス法を適用することにより、再処理が可能である。本論文は、高温ガス炉燃料の再処理について記述したもので、黒鉛ブロックの廃棄方法について予備検討を行った結果も併せて示した。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)使用済燃料再処理

武井 正信; 片西 昌司; 國富 一彦; 泉谷 徹*

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.490 - 499, 2003/12

我が国では、使用済燃料を再処理し、回収されたプルトニウムなどを有効利用する核燃料サイクルを原子力政策の基本としており、高温ガス炉についても使用済燃料のリサイクルを検討する必要がある。そこで、前処理後のウランを六ヶ所再処理施設で処理することを想定し、GTHTR300使用済燃料の再処理について、技術的成立性及び経済性を検討した。その結果、前処理工程については、燃焼法により被覆燃料粒子を取り出し、回転ディスク式粒子破壊機によりSiC層を破壊し焙焼することによりウランを取出せることが示された。さらに、劣化ウランにより希釈することにより六ヶ所村再処理施設で処理できる見通しを得た。経済性については、前処理施設の概略設計を行いGTHTR300使用済燃料の再処理単価を評価した。その結果、GTHTR300の廃棄物処理・処分単価を軽水炉と同等と仮定して燃料サイクルコストを評価すると約1.32円/kWh,再処理コストは約0.18円/kWhと評価でき、軽水炉と同等以上の経済性の見通しが得られた。

論文

Applicability of a model predicting iodine-129 profile in a silver nitrate silica-gel column for dissolver off-gas treatment of fuel reprocessing

峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 萩谷 弘通*; 内山 軍蔵

Separation Science and Technology, 38(9), p.1981 - 2001, 2003/05

 被引用回数:14 パーセンタイル:43.74(Chemistry, Multidisciplinary)

銀シリカゲル(以下Ag-Sと略)カラム内のヨウ素-129分布を予測する数学モデルの適用性を44,000MWdt$$^{-1}$$までの燃焼度の使用済燃料の溶解時に発生する実際のオフガスを用い検討した。モデルによって予測されたヨウ素-129の分布は実験で得られた分布とよく一致した。このモデルは使用済燃料溶解時のオフガス処理のため423Kで運転されるAg-Sカラムにおけるヨウ素分布予測に有効であることが示唆された。また、この予測で用いた有効拡散係数やラングミュア係数の値は、オフガス中のNO$$_{2}$$濃度が1%程度まで使用可能であると考えられた。

論文

A Simple model predicting iodine profile in a packed bed of silica-gel impregnated with silver nitrate

峯尾 英章; 後藤 実; 飯塚 勝*; 藤崎 進; 内山 軍蔵

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.241 - 247, 2002/03

 被引用回数:15 パーセンタイル:29.05(Nuclear Science & Technology)

使用済燃料溶解時のオフガス処理に使用される硝酸銀含浸シリカゲル(AgS)カラムにおけるヨウ素の軸方向分布を予測する数学モデルを単純な吸着理論に基づき提案した。モデルで必要なパラメータは、有効拡散係数とラングミュア係数の2つで、既往の吸着実験により得られたヨウ素の軸方向分布によるフィッティングによって、423Kにおいて、それぞれ5.60$$times$$10$$^{-7}$$m$$^{2}$$/s及び1.0$$times$$10$$^{5}$$m$$^{3}$$kg$$^{-1}$$と決定した。これらパラメータの値を用い、既往の研究におけるさまざまな実験条件下でのヨウ素の分布を計算したところ、提案したモデルはこれらの分布を良く予測できることがわかった。さらに、AgS粒子中銀含有率の影響も予測できることもわかった。AgS吸着剤へのヨウ素の吸着速度は、ポア径が小さいことから粒子内のヨウ素の拡散過程が律速と考えられた。提案したモデルは単純でAgS吸着カラム内のヨウ素分布の予測に有用である。

報告書

高温工学試験研究炉燃料の貯蔵及び再処理技術の検討

沢 和弘; 藤川 正剛; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*

JAERI-Research 2001-034, 20 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-034.pdf:1.68MB

日本初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、燃料棒と六角柱黒鉛ブロックからなる。燃料棒中には被覆燃料粒子を分散した燃料コンパクトが収納されている。被覆燃料粒子は、低濃縮UO$$_{2}$$を用いたTRISO被覆燃料である。被覆燃料粒子は核分裂生成物を長時間保持できると考えられており、HTTR燃料の長期保管又は廃棄中の核分裂生成物放出挙動を計算により検討した。一方、我が国の基本方針では使用済燃料はすべて再処理することとなっているため、HTTR燃料をPurex法で処理するための前処理工程のうち、黒鉛とCO$$_{2}$$反応及びジェットグラインド法による前処理工程のレヴューを行うとともに、燃料の製造工程において実施した、燃焼-破砕-浸出法による燃料コンパクトからのウラン回収実績データの検討を行った。

論文

Study on voloxidation process for tritium control in reprocessing

内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 鳥飼 誠之*; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 17(1), p.63 - 79, 1992/00

再処理施設におけるトリチウムの管理技術を開発することを目的としてボロキシデーション法に関するプロセス研究を行った。同法は、使用済み燃料の酸化工程と還元工程とから成るプロセスである。実験は工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg-UO$$_{2}$$バッチ)を用いて行い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、反応温度など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUO$$_{2}$$ペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、トリチウムの大部分は燃料の酸化・粉末化とともに放出され、1,000を越える除染係数が得られた。これらの結果は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法でもトリチウムの管理技術として有効であることを示している。

報告書

Development of voloxidation process for tritium control in reprocessing

内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 91-199, 35 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-199.pdf:0.98MB

再処理前処理工程においてトリチウムを管理することを目的とするボロキシデーション法についてプロセス開発研究を行った。実験には工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg/バッチ実験)を用い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、温度、反応器回転数など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUO$$_{2}$$ペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、燃料中のトリチウムの約60%は燃料の酸化とともに放出されるが、99.9%以上の放出率を得るにはさらに窒素ガスによる約2時間の追い出し操作が必要であった。得られた結果をもとに行ったシステム予備評価は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法が再処理施設におけるトリチウムの管理技術として有効であることを示した。

報告書

改良ボロキシデーションプロセス実験装置の概要

内山 軍蔵; 島飼 誠之*; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 90-016, 71 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-016.pdf:1.88MB

改良ボロキシデーションプロセス実験装置は核燃料再処理工程からの放射能放出低減化研究の一貫として、ボロキシデーション法のプロセス工学的な研究を実施するために設計・製作されたベンチスケール規模(処理量2kg-UO$$_{2}$$/バッチ)の実験装置である。本装置を用いて、軽水炉模擬使用済み燃料(酸化ウラン)の酸化一還元サイクル挙動、トリチウムなどの揮発性核分裂生成物の放出挙動および回転軸封部のシール性能などを把握することができた。ここでは、本装置の概要などについてまとめた。

報告書

Feasibility Study for Removal of SiC Coating in HTGR-Type Fuel by F$$_{2}$$-Fluorination

前田 充; 八木 英二

JAERI-M 7060, 18 Pages, 1977/04

JAERI-M-7060.pdf:0.57MB

炭化硅素および熱分解炭素のフッ素化実験により、ガス化反応だけによるTRISO型被覆粒子燃料脱被覆法を提案した。この脱被覆法は、「Burn-Fluorination-Reburn-Leach」から或るフローシートを描くことにより、Thorex、Purex法など湿式再処理法にも適用することが出来る。その原理的可能性を未照射被覆粒子を用いたボート実験により確認した。またこの実験結果および計算による評価から、最小燃料ロスのためのフッ素化工程の最適化が最も重要であることが指摘された。

報告書

気体反応による高温ガス炉燃料中炭化ケイ素被覆層の除去に関する調査検討

八木 英二; 前田 充

JAERI-M 5840, 28 Pages, 1974/09

JAERI-M-5840.pdf:1.09MB

高温ガス炉燃料再処理の前処理工程に適用することを日的として、SiCと気体との反応を文献により調査検討した。この結果、ハロゲン化反応、特にフッ素化反応が装置材料の腐食を考慮して最も有望であることが見出された。この反応の前処理工程への適用性をより詳細に評価するためには、SiCの反応速度および脱被覆時の核燃料物質の揮発損失についての実験的検討が必要である。炭化ケイ素と気体との反応に関する1950年から1971年までの文献を分類して収録した。

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