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報告書

Proceedings of the Research Conference on Post-accident Waste Management Safety (RCWM2016) and the Technical Seminar on Safety Research for Radioactive Waste Storage; November 7th and 8th 2016, LATOV, Iwaki, Fukushima, Japan

本岡 隆文; 山岸 功

JAEA-Review 2017-004, 157 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-004.pdf:48.18MB

廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、福島第一原子力発電所の廃止措置の加速化や人材育成に資するため、国内外の研究協力を進めている。CLADSでは、「事故廃棄物の安全管理に関する研究カンファレンス(RCWM2016)」を2016年11月7日に、「放射性廃棄物保管の安全性研究に関する技術セミナー」11月8日に開催した。本報告書は上記研究カンファレンスと技術セミナーの講演要旨と発表資料を収録したものである。

論文

Experiences on research reactors decommissioning in the NSRI of the JAEA

立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生

International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11

2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。

論文

A Method to calculate sensitivity coefficients of reactivity to errors in estimating amounts of nuclides found in irradiated fuel

奥野 浩; 須山 賢也; 酒井 友宏*

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(3), p.240 - 242, 1998/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.24(Nuclear Science & Technology)

燃焼燃料の貯蔵・輸送などの臨界安全評価において、これまでは新燃料を仮定するのが通例であった。しかし、核燃料の高燃焼度化に伴い、経済性・合理的安全設計の観点から燃焼を前提とした臨界安全管理・評価が要求されるようになってきた。その実現のためには、核種組成を正確に把握できることが大切である。臨界安全上の重要度は、各種の種類やその置かれている場所により異なる。燃料重要度関数との類似性により、核種重要度関数を導入した。これを用い、核種量計算誤差に対する中性子増倍率の感度を示す感度係数の表式を与えた。OECD/NEAで燃焼計算のベンチマーク対象となったPWR燃焼燃料棒のセル体系に対し、感度計数を計算した。各核種の存在量を変化させて臨界計算を行う直接的計算により得られた感度係数とよく一致した。報告された燃焼計算結果を例として、核種量の推定誤差が中性子増倍率の計算に及ぼす影響を示した。

論文

軽水炉使用済燃料の長期貯蔵がプルサーマル燃料サイクルに与える効果

黒澤 正義; 内藤 俶孝; 須山 賢也; 板原 國幸*; 鈴木 勝男*; 濱田 紘司*

日本原子力学会誌, 40(6), p.486 - 494, 1998/00

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

日本の原子力開発利用長期計画によると、六ヶ所再処理工場の操業開始は2000年過ぎ、民間第2再処理工場の方針決定が2010年頃とされている。国内処理能力とのバランスを考えると、使用済燃料の貯蔵が増大すると予想される。そこで、使用済燃料の冷却期間の延長がプルサーマル燃料サイクルに与える効果を検討することとした。このため、日本の典型的なPWR燃料について燃焼計算を行うとともに、MOX燃料を用いたプルサーマル炉心の燃焼及び臨界計算を行って、再処理施設の臨界安全やしゃへい設計及びMOX燃料炉心の寿命などに与える影響を評価した。プルトニウム有効利用の点から使用済燃料貯蔵期間は短い方が望ましいと考えられてきたが、本検討の結果、使用済燃料貯蔵期間を30年に延長すると、燃料サイクルの安全性、経済性に多くの利点が期待できる上、プルトニウム有効利用の点でもほとんど不利益のないことが分かった。

論文

Nuclear criticality safety of fuel rod arrays taking irregularity into account

奥野 浩; 酒井 友宏*

Criticality Safety Challenges in the Next Decade, 0, p.150 - 155, 1997/00

燃料棒配列の不均一性を考慮した上での最大中性子増倍率を求める計算方式を開発した。用いた原理は、燃料セル面積の重要度関数を一定にする配列を求めるものである。この計算方式を、まず水に漬かった二酸化ウラン燃料棒の1次元配列に適用した。水反射体側の数ピッチを狭めた燃料棒配列において、中性子増倍率は相対的に約1%$$Delta$$k/k増加した。次に、単純化したBWR燃料集合体、即ち8$$times$$8燃料棒配列で中心に太い水の棒を配置した体系に適用した。薄い水反射体の外側に課した境界条件に依存して、1から3%$$Delta$$k/kの中性子増倍率の増加が得られた。この計算方式は近似を含むが、最適燃料棒配列を計算する最初の試みで、燃料貯蔵及び輸送の臨界安全評価に適用可能である。

論文

Dry storage facility of JRR-3 spent fuels

白井 英次; 足立 守; 古平 恒夫; 佐藤 博

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management: RECOD91,Vol. l, p.367 - 370, 1991/00

原研では、JRR-3の金属天然ウラン使用済燃料を長期貯蔵するため乾式貯蔵施設を建設した。この施設は、ドライウェル貯蔵方式を採用しており、放射能モニタのための循環系設備、制御室、機械室等を有している。施設は30トンのウランを貯蔵することができ、使用済燃料は密封容器に入った状態で貯蔵されている。ドライウェルはコンクリート製でステンレスのライニングが施されており、約12m$$^{L}$$$$times$$13m$$^{W}$$$$times$$5m$$^{D}$$である。ドライウェルには、給排気設備が接続しており、密封容器周囲の空気を循環・モニタリングすることにより異常を検知する設計となっている。本施設へ使用済燃料を貯蔵して5年経過した時点で密封容器2本を取出して、ホットラボで解体し、外観、密封性、X線検査等を実施した。検査の結果、長期間貯蔵による影響は全くみられず、使用済燃料の乾式貯蔵の安全性を確認することができた。

報告書

Seawater Corrosion Tests for Low-Level Radioactive Waste Drum Containers

前田 頌; 和達 嘉樹

JAERI-M 85-181, 124 Pages, 1985/11

JAERI-M-85-181.pdf:4.04MB

昭和52年度から昭和58年度まで、科学技術庁の委託により、種々の環境条件下(海水、陸水、海岸砂、土、室内及び野外大気)における低レベル放射性廃棄物ドラム缶容器の耐食性実証試験を行った。本報告はこの内の海洋処分に対応する部分に関するものである。約5年間の海水中腐食試験結果をもとに、長期にわたる海水中におけるドラム缶の腐食進行状態の推定を行った。

報告書

減速材密度低下に伴う燃料貯蔵施設の臨界性の検討

大内 全*; 内藤 俶孝

JAERI-M 85-137, 24 Pages, 1985/09

JAERI-M-85-137.pdf:0.69MB

軽水型発電用原子炉で使用する、又は使用した燃料を貯蔵する施設の臨界安全性について検討した。貯蔵する燃料集合体の間隔を大きくすることにより臨界安全性を確保しようと云う考えがある。この方法の有効性を検証するために、集合体間隔と減速材密度をパラメータとして貯蔵施設の中性子実効増倍率を計算した。計算には、臨界安全解析のために原研で開発した計算コードシステムJACSを用いた。軸方向の中性子漏洩を無視した場合には燃料集合体間隔に無関係に最適な減速材とウランの比があり、しかも、その場合の中性子実効増倍率ははとんど同じ値を示すことが分った。この理由について炉物理的観点から検討を加えた。

報告書

JRR-3改造炉用燃料貯蔵設備の臨界安全性

鶴田 晴通; 岩崎 淳一*; 市川 博喜

JAERI-M 85-002, 62 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-002.pdf:1.59MB

JRR-3改造炉の20%濃縮U・Al$$_{x}$$-Al燃料要素を貯蔵する場合の、臨界安全性を評価した。すなわち、貯蔵する配列について、燃料要素数、燃料要素間隔及び減速材としての軽水の密度をパラメータとして、臨界計算を行った。また、中性子吸収材が増倍係数に及ぼす効果も調べた。結果は、JRR-3改造炉の燃料貯蔵設備が、考えられるいかなる状況下に置かれても、十分に未臨界であることを示している。これらの計算結果は、種々な条件下における増倍係数を内挿によって推定できるようにまとめられている。

報告書

Progress Report on Safety Research of High-Level Waste Management; For the Period April,1982 to March,1983

中村 治人; 田代 晋吾

JAERI-M 83-076, 74 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-076.pdf:2.59MB

57年度に行った高レベル廃棄物処理処分に関する安全性研究の主な成果を集録した。1)処分環境での浸出率を評価するため、ガラス固化体の浸出機構を検討した。2)海外再処理に伴い発生する返還廃棄物の貯蔵及び処分の安全評価のため、COGEMA組成の模擬ガラス固化体の特性試験を行った。3)地層処分の安全評価のため、地下坑道内で岩盤及び埋戻し材の加熱特性試験を行った。また岩盤による浸出成分の移行遅延機構について検討した。4)廃棄物安全試験施設(WASTEF)の建設を完了し、ガラス固化試験及び大線源を使ったニャフィールド試験を開始した。

報告書

Progress Report on Safety Research of High-Level Waste Management for the Perical April,1981 to May,1982

田代 晋吾

JAERI-M 82-145, 73 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-145.pdf:2.53MB

56年度に高レベル廃棄物処理処分研究室で行った研究の主な成果を集録した。大別して次の5つである。(1)ガラス固化体の物性評価試験(2)代替固化技術の開発(3)貯蔵施設の安全性評価(4)地層処分の安全性評価(5)WASTEFにおけるホット試験の準備

報告書

六フッ化ウラン安全取扱手引

再処理研究室

JAERI-M 6486, 20 Pages, 1976/03

JAERI-M-6486.pdf:0.96MB

大フッ化ウランを安全に取扱うための指針として物性値、取扱い法などをまとめた。内容の主なものは物理的、化学的および核的性質、燃焼性、腐食性、生体に対すろ有害性、検知法、輸送・貯蔵・取扱上の注意、廃棄物処理、消火法、衛生上の予防措置および救急措置である。(JAERI-memo-3662(1969)を公開するものである。)

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