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加藤 正人; 沖 拓海; 渡部 雅; 廣岡 瞬; Vauchy, R.; 小澤 隆之; 上羽 智之; 生澤 佳久; 中村 博樹; 町田 昌彦
Journal of the American Ceramic Society, 107(5), p.2998 - 3011, 2024/05
被引用回数:2 パーセンタイル:27.97(Materials Science, Ceramics)Herein, a science-based uranium and plutonium mixed oxide (MOX) property model (Sci-M Pro) is derived for determining properties of MOX fuel and analyzing their performance as functions of Pu content, minor-actinide content, oxygen-to-metal ratio, and temperature. The property model is constructed by evaluating the effect of phonons and electronic defects on heat capacity and thermal conductivity of MOX fuels. The effect of phonons was evaluated based on experimental datasets related to lattice parameter, thermal expansion, and sound speeds. Moreover, the effect of electronic defects was determined by analyzing oxygen-potential data based on defect chemistry. Furthermore, the model evaluated the effect of the Bredig transition on the thermal properties of MOX fuel by analyzing the irradiation test results. The derived property model is applied to the performance code to analyze fast reactor fuel pins.
核燃料教材作成タスクフォース
JAEA-Review 2020-007, 165 Pages, 2020/07
原子力科学研究所では、核燃料物質を取り扱う者の技術力の向上を目的に、核燃料取扱主任者免状を有する若手及び中堅職員で構成する核燃料教材作成タスクフォースを組織して、核燃料物質を安全に取り扱うために必要な基礎知識をまとめた。本報告書では、主に、ウラン及びプルトニウムを対象とし、核燃料物質の核的性質, 物理的・化学的性質、及び核燃料物質が物質や人体に与える影響について、基礎的なことも含めて記載した。また、核燃料物質の取扱いを安全に実施するための基礎的事項として、フード及びグローブボックスにおける取扱い、貯蔵及び輸送における注意事項、放射性廃棄物管理、放射線管理、ならびに異常時の措置などについて記載した。さらに、過去の事故・トラブルから学ぶために、国内外の核燃料物質取扱施設における事故事例をまとめた。
青木 健; Chirayath, S. S.*; 相楽 洋*
Annals of Nuclear Energy, 141, p.107325_1 - 107325_7, 2020/06
被引用回数:2 パーセンタイル:18.77(Nuclear Science & Technology)PREATORコード及び68の属性入力データを用いて、高温ガス炉のTRU燃料サイクルにおける不活性母材燃料の核拡散抵抗性を評価し、軽水炉を用いたウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料サイクルと比較した。本研究の目的は不活性母材燃料の化学的安定性や燃料照射による核拡散抵抗性に対する影響を同定することである。不活性母材燃料特有の低いプルトニウム含有量や黒鉛セラミックス被覆、U不使用といった物質的特性がMOX燃料に対する相対的な核拡散抵抗性の向上に寄与することを明らかにした。また未照射不活性母材燃料(1か月の転用適時性検知目標を有する未照射直接使用物質)の包括的核拡散抵抗値は照射済MOX燃料(3か月の転用適時性検知目標を有する照射済照射直接使用物質)と同程度であることを明らかにした。最終結果は不活性母材燃料の管理における保障措置の査察頻度の低減を示唆している。
Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 西村 和明; 向 泰宣; 中村 仁宣; 栗田 勉; 高峰 潤; 鈴木 敏*; 関根 恵; Rossi, F.; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(7), p.792 - 804, 2018/07
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)再処理施設の核物質に対しては、ランダムサンプル検認と、追加的な重要タンク内溶液の体積、質量のみの連続監視システムによる"知識の連続性"保持により、保障措置が掛けられている。核物質溶液がタンク及び工程装置を結ぶ配管を流れる際に、特徴的なを測定し、核物質を実時間で検認することで、工程監視を改善できる可能性がある。われわれは、東海再処理工場の転換技術開発施設で、この
パイプモニタリングを、硝酸Pu移送の際に試した。この際
測定は、ランタン・ブロマイド検出器、及び
の計数時刻とエネルギーを記録するリストモード・データ取得システムを用いて実施した。この測定結果とその分析は、配管内溶液の同位体組成、工程移動時刻、(単位時間当たりの)溶液流量及び移動溶液量を求められる能力を実証するものであり、実際に適用可能な保障措置検認工程監視の導入に繋がる。
湊 和生; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 荒井 康夫; 中島 邦久; 伊藤 昭憲; 小川 徹
Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.18 - 24, 2003/09
被引用回数:53 パーセンタイル:94.18(Materials Science, Multidisciplinary)原研では、地層処分の負担軽減,環境負荷低減を目的に、長寿命核種であるマイナーアクチノイドのNp,Am,Cmを窒化物燃料として加速器駆動核変換炉により短寿命核種に核変換する概念を提案している。これまでに、NpN,(Np,Pu)N,AmN,(Am,Y)N,(Am,Zr)N,(Cm,Pu)Nなどの窒化物を炭素熱還元法により酸化物から調製することに成功している。調製した窒化物については、X線回折法による相の同定及び格子定数測定,不純物酸素及び炭素の分析などを実施している。また、ウランを含まない(Pu,Zr)N及びPuN+TiNの燃料ペレットを製造し、材料試験炉JMTRにおいて照射試験を開始した。
藤本 望; 山下 清信; 徳原 一実*
日本原子力学会誌, 38(4), p.304 - 306, 1996/00
HTGRは被覆燃料粒子を用いており高燃焼度を達成可能であるので、MA消滅炉として考えた場合、高い消滅率を達成できる可能性があると考え、HTGR型MA消滅炉の消滅特性を検討した。MAは中性子吸収体であるので、燃料濃縮度を上げる必要がある。また、新たなMAの生成をおさえるためには高濃縮燃料が有利である。そこで、再処理から得られるPuを燃料として用いることとした。炉型は、高燃焼度が可能なペブルベッド型とした。その結果500GWd/Tで約40%のMA消滅率を達成できた。さらに、燃料の装荷法を工夫することにより70%の消滅率を達成できた。これは、MA専焼炉よりも高い消滅率であり、発電炉を用いる方法より多量のMAを消滅できる。よって、この方法は今後充分検討に価する方法である。
藤根 幸雄; 高野 秀機; 山田 隆*; 黒沢 勝利*
Global 93 Int. Conf. on Future Nuclear Systems:Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options, 0, p.1157 - 1162, 1993/00
将来の55Gwd/tの軽水炉73基から成る発電システムを想定して、大型燃料サイクルシステムを構想し、Puリサイクルのシミュレーション計算を行った。燃料サイクル費を大幅に低減することを目的に100Gwd/tの超高燃焼軽水炉(VHBR)を10基導入し、これに軽水炉で生産されるPuを全てリサイクルするものとした。燃料サイクル施設は、Np,Tcなどの長寿命核種をも分離回収する1,415t/y規模の高度化再処理とスフェアカル法による105t/y規模のMOX加工を集約したプロセスを想定した。シミュレーション結果から、Puは20%以下の富化度でマルチリサイクルが可能であること、Npが消滅処理できること、使用済MOX燃料の発生量を大幅に低減できることなどの可能性が示された。
前田 充; 藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 渡辺 真樹男*; 白木 賢次*; 樫村 次夫; 山上 純夫*; 池田 正喜*
Solvent Extraction in the Process Industries, Vol. 3, p.1517 - 1523, 1993/00
シュミレーションコードSAFEの最も重要な特徴は、種々の形式の抽出器からなる抽出システムに関し、その流動状態、濃度分布、温度分布の過渡変化を精度良く計算できる機能にあり、またその流動モデルとしてバッフルプレート型パルスカラムに焦点が当てられている点である。このため、物質収支、熱収支とともに容量収支を考慮するとともに、脈動による抽出器内逆混合流れを精密に評価する試みが成されている。これら諸機能を、ホールドアップ測定、平常時におけるウラン抽出試験、及び異常時における過渡抽出試験等の結果と比較することにより検証した。
塚田 和明*; 大槻 勤*; 末木 啓介*; 初川 雄一*; 吉川 英樹*; 遠藤 和豊*; 中原 弘道*; 篠原 伸夫; 市川 進一; 臼田 重和; et al.
Radiochimica Acta, 51(2), p.77 - 84, 1990/00
核科学研究のためのマイクロ・コンピュータで制御できる迅速イオン交換装置を開発した。これは、反応槽、ガスジェット輸送部、インジェクター、イオン交換部、放射線源作製部および放射能測定部から成る。本装置を用いて、Cfの自発核分裂で生成するサマリウムの陰イオン交換分離を約8分以上行うことができた。また本装置は加速器を用いた重イオン核反応で生成する短寿命アクチノイドの分離にも適用可能である。
臼田 重和
JAERI 1315, 92 Pages, 1989/03
重イオン核反応により生成する超プルトニウム元素(超Pu)を迅速分離する目的で、鉱酸ーメチルアルコール混合溶媒を高温(90C)加圧下でよ溶離液として用いるイオン交換法を研究した。本分離法は、硝酸ーメチルアルコール溶媒を用いる陰イオン交換法(超Puの相互分離)、塩酸ーメチルアルコール溶媒を用いる陰イオン交換法(REからAm+Cm,Bk,Cf+Fmの分離)、塩酸ーメチルアルコール溶媒を用いる陽イオン交換法(超PuとREの群分離と前処理)から成る。高温下での各分離系における超Pu元素の吸着挙動を調べ、迅速かつ効果的な定量分離法を中心に述べるとともに、
線スペクトロメトリーに適した試料調製法についても論じた。本分離法を応用して重イオン核反応で合成される短寿命アクチノイド核種の核化学的研究を行い、使用済燃料の燃焼率測定のための分離法も開発した。
臼田 重和
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 111(2), p.399 - 410, 1987/02
被引用回数:15 パーセンタイル:79.39(Chemistry, Analytical)高温における硝酸-メタノール混合培養中の超プルトニウム(Am,Cm,及びCf)、希土類(Y,Ce,Pm及びEu)及び他のいくつかの元素(U,Al,Sr及びCs)の陰イオン変換挙動を調べた。分離係数は温度が高くなる程減少したが、理論段数が増加する為分解能は改善された。そこで90Cにおけるこれら元素の分配係数及び分離係数を硝酸濃度及びメタノール含量の関数として求め、極小容量力ラムを用いた効果的な迅速分離法を確立した。また、溶出液をタンタル板上に滴下し、直ちに蒸発乾固することにより、良質の
線スペクトル測定用のサンプルが調製できた。
臼田 重和; 篠原 伸夫; 吉川 英樹*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 109(2), p.353 - 361, 1987/02
被引用回数:7 パーセンタイル:59.75(Chemistry, Analytical)高温で全溶媒使用可能な加圧型イオン交換分離装置を製作し、重イオン照射により合成される超プルトニウム元素の迅速分離法を開発した。まず、塩酸-メチルアルコール混合溶液を用いて、超プルトニウム元素を陽イオン交換カラムに強固に吸着させた状態で、FP及び共存する多量のウランターゲット・キャッチャーフォイル物質(Cu又はAl)を高温で効果的に除去した。次にこの超プルトニウム元素を濃塩酸で希土類元素と群分離する方法と2-ヒドロキシル-2-メチルプロピオン酸を用いて相互分離する方法を確立した。これらの分離法は、単一カラム操作のみで多量の共存物質から超プルトニウム元素が分離できるので簡便でしかも迅速である。O+
U反応で生成する
Fm及び
Cfの分離に適用し良好な結果を得た。
臼田 重和
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 111(2), p.477 - 485, 1987/02
被引用回数:8 パーセンタイル:63.10(Chemistry, Analytical)高温下での塩酸(0.3~1.3M)及びメタノール(80%以上)混合溶媒中の超プルトニウム元素(Am,Cm及びCf)の陰イオン交換挙動を研究した。90Cにおけるこれら元素の分配係数は、陰イオン性のクロライドコンプレックスをつくることにより塩酸及びメタノールの濃度とともに急激に増大した。Cfは、Am,Cm,希土類元素を含むFP,マクロ量のAl及びUから迅速に分離され、数滴の溶離液で溶出された。その結果、Cfの
線スペクトル測定のためのソースを直ちに調製することができた。
臼田 重和; 篠原 伸夫
JAERI-M 86-188, 20 Pages, 1987/01
重イオン照射により合成される超プルトニウム元素の迅速分離およびソ-ス調整を行なうための簡単なイオン交換分離システムを開発した。本システムは、高温(100
C以下)・高圧(40kg/cm
以下)のもとで強酸・有機溶媒等あらゆる溶液を溶離液として用いることができる。本システムを用いて、塩酸系陽イオン交換法により、ウランタ-ゲットおよびアルミニウムキャッチャ-フォイルから
O+
U反応で合成された
Fm(T
/
:30min)および
Cf(T
/
:37.5hr)の迅速分離に適用し、満足すべき結果を得た。尚、本システムのセットアップ及び操作法についての詳細は付録に記す。
夏目 晴夫; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 岡崎 修二; 鈴木 敏夫; 大貫 守; 園部 保; 中原 嘉則; 市川 進一; 臼田 重和; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(10), p.745 - 761, 1977/10
被引用回数:14JPDR-?使用済燃料から採取した試料について、化学分析および線スペクトロメトリの手法を用いて、燃焼率ならびに超ウラン元素蓄積量の精密測定を行った。この結果を数値的にまとめ、あわせて、炉心配置と運転記録を記した。
上野 馨; 渡辺 賢寿; 佐川 千明; 石森 富太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(1), p.8 - 14, 1974/01
被引用回数:51970年5月から1971年6月まで、JMTRで照射したAmO
10.5mgを化学処理し、超プルトニウム元素を得た。イオン交換と沈殿法を併用して、キャプセル成分、核分裂生成物およびプルトニウムから超プルトニウム元素を分離し、さらにイオン交換と溶媒抽出法により、アメリシウム、キュリウム、カリホルニウムを単離した。質量分析法により、
Pu,
Am,
Cmを確認し、自発核分裂と
放射能を測定して放射化学的に
Cfを検出した。
Bkは他の
線放射体に妨害され確認できなかった。
高崎 浩司
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉作業では、多くの放射線作業員が核種や
核種のダストで汚染された区域内で作業を行うことがある。今後の燃料デブリ取り出し規模の拡大に備え、作業員の安全を確保するために、
核種の摂取がないことを定期的に確認し、万が一、放射性物質の摂取が発生した場合には、速やかに内部被ばく線量を評価する必要がある。現在、プルトニウムなどの
核種の摂取は、肺カウンターによる測定やバイオアッセイにより評価されているが、
線の測定が難しいため、
核種の体内摂取の評価精度は十分ではない。そこで、非破壊で高分解能測定が可能な超伝導転移端センサ(TES)型マイクロカロリーメータをバイオアッセイ試料の肺モニタリング・分析に適用し、プルトニウムの内部被ばく線量評価の迅速化・効率化を図ることを検討している。
Vermeulen, M. J.; 西尾 勝久; 牧井 宏之; 廣瀬 健太郎; Orlandi, R.; 塚田 和明; 千葉 敏*; Andreyev, A.*
no journal, ,
FFMD are interpreted in terms of symmetric and asymmetric modes. The current work looks at the excitation energy dependence of the FFMD of various actinide nuclei, with the aim to provide more information regarding the distribution of waste products following the transmutation of actinide waste in accelerator driven systems (ADS)The JAEA-Tokai Tandem accelerator facility was utilized for the current work, supplying an 18O beam with an energy of 162 MeV. This beam impinged on a target of Np, leading to many excited compound nuclei (CN;
Np,
Pu,
Am), via MNT reactions, which then undergo fission. CN and their excitation energies were identified by detecting ejectiles with a silicon
E-E telescope. Fission fragments were detected in coincidence with two multi-wire proportional counters (MWPCs), and FFs masses were determined by a kinematic consideration. Preliminary results show the transition from asymmetric fission to asymmetric fission as CN excitation energy increases. All the measured nuclei investigated in this experiment showed similar behavior as will be shown at the meeting.
大釜 和也; 大木 繁夫
no journal, ,
発電用高速炉を用いた放射性廃棄物の減容化・有害度低減のための研究の一環として、Pu・MA燃焼炉心の炉心概念の検討を行い、扁平化アプローチによる燃焼炉心概念を提案した。この炉心の過渡解析を実施し、特徴である扁平化炉心、高次化Pu・MA含有燃料組成による過渡特性への影響について分析した。