検索結果 429 件

加藤 正人, 中道 晋哉, 廣岡 瞬, 渡部 雅, 村上 龍敏, 石井 克典 日本原子力学会和文論文誌 22 (2), 51-58, 2023

<p>Uranium and plutonium mixed oxide (MOX) pellets used as fast reactor fuels have been produced from several raw materials by mechanical blending through various processes, such as ball milling, …

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土淵 昇 日本原子力学会誌ATOMOΣ 64 (8), 460-464, 2022

...<p>　青森県大間町に建設中の大間原子力発電所は，全炉心までMOX燃料を利用することができるフルMOX-ABWRである。電源開発株式会社では，フルMOX-ABWRの運転に向けた炉心分野の取り組みのひとつとして，核設計コードのフルMOX炉心設計への適用性について，確認を実施してきた。本記事では，これまでに当社が実施してきた取り組みを振り返るとともに，今後の展望について紹介する。</p>...

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日野 哲士, 土屋 暁之, 曽根田 秀夫 日本原子力学会誌ATOMOΣ 64 (3), 149-151, 2022

...現行再処理や燃料製造技術を活用しながら，プルトニウム利用を促進し使用済燃料貯蔵の逼迫緩和に寄与しつつ，高速炉サイクルでのMOX燃料の利用に適するよう使用済MOX燃料中の核分裂性プルトニウムの割合を高める。</p>...

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佐治 悦郎, 佐田 務, 田中 治邦, 福田 龍, 堀内 知英, 澤田 哲生 日本原子力学会誌ATOMOΣ 63 (2), 141-151, 2021

...<p>　核燃料サイクルの基幹施設となる日本原燃の再処理工場とMOX燃料工場が昨年，相次いで操業に必要な安全審査に合格した。政府は長期的なエネルギー確保をめざす戦略の中で，当面はプルサーマルを推進していくとしている。とはいえ高速増殖炉の開発の見通しが不透明な中で，いわゆるプルトニウムバランスや安全性への懸念の声も聞かれる。専門家にこの問題をめぐる現況と，今後の課題や展望について論じてもらった。...

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前田 誠一郎, 皆藤 威二, 小澤 隆之 日本原子力学会誌ATOMOΣ 63 (6), 485-490, 2021

...今回はSFRの燃料として開発してきているMOX燃料の概念と構造およびこれまで知見として得られている原子炉内での特徴的な照射挙動について紹介し，燃料設計に対する設計要求や設計方針とこれらに対応した設計評価の考え方や設計手法開発および将来の次期SFRに向けたMOX燃料開発の状況について述べる。</p>...

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宇留賀 和義, 宇佐見 剛, 塚田 毅志 日本原子力学会誌ATOMOΣ 63 (11), 775-779, 2021

...<p>　経済産業省資源エネルギー庁委託事業「放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究」では，将来の発生が見込まれる軽水炉MOX燃料再処理廃棄物のガラス固化技術やガラス固化体への廃棄物の高充填化技術に関する研究開発を行っている。この中で当所は，廃棄物高充填時に課題となる，モリブデン系の析出相(イエローフェーズ)の形成について，そのメカニズムおよび抑制対策を研究している。...

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佐々木 孔英, 藤村 凌太, 谷垣 考則, 松原 正典, 福元 謙一, 宇埜 正美 Journal of Nuclear Science and Technology 54 (2), 139-146, 2017-02

In an attempt to investigate Cs-Te corrosion depth dependence on distribution of chromium carbide precipitation in high chromium steel, Cs-Te corrosion out-pile tests of two 9Cr steels with …

機関リポジトリ

山崎 巧, 高田 千恵, 辻村 憲雄, 岡田 和彦 保健物理 52 (3), 167-170, 2017

At the JAEA MOX fuel facilities, workers engaged in glove box operations uses two personal dosemeters, one worn on the trunk under a protective apron and the other at the collar over the apron. The …

DOI Web Site Web Site ほか1件 被引用文献1件 参考文献2件

小平 聡, 蔵野 美恵子, 細金 達哉, 石川 文隆, 影山 十三男, 佐藤 光弘, 茅野 雅志, 安田 仲宏 応用物理学会学術講演会講演予稿集 2015.1 (0), 533-533, 2015-02-26

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小林 哲朗 日本原子力学会誌ATOMOΣ 56 (6), 378-383, 2014

...<p>　現在建設中の大間原子力発電所（電気出力1,383MW，青森県大間町）は，MOX燃料を全炉心で利用できる“フルMOX-ABWR”であり，軽水炉のフルMOXは世界で実績がないとの理由から「商業炉で危険な実験をするようなもの」との誤解もある。そこで本稿では，MOX燃料炉心の特徴を紹介しつつ，フルMOX-ABWRの技術的バックグラウンドを解説する。</p>...

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今井 卓, 田口 健治, 柏 達也, 北澤 敏秀, 加藤 良幸, 瀬川 智臣, 鈴木 政浩 電気学会論文誌．　Ａ 133 (5), 271-272, 2013

As a part of the nuclear fuel cycle in Japan, the mixed oxide (MOX) fuels are produced through the microwave heating of the Pu/U mixed nitrate solution obtained from spent fuels. In this work, we …

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城下 明之, 有田 裕二 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 381-, 2013

...高速炉においてMOX燃料の温度上昇を抑制するために、Cr₂O₃粒子を燃料ペレット中に分散させ、燃料ペレットの特性変化を調べた。...

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渡部 雅, 砂押 剛雄, 田村 哲也, 佐藤 大介, 森本 恭一, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 384-, 2013

(U, Pu)O_2-xについて、等温状態での酸化及び還元熱処理時にO/M比と試料寸法の変化を測定し、酸化・還元時の変化速度及びO/Mと寸法変化の速度の間に違いがあることを明らかにした。この違いについて組織観察の観察結果を合わせて考察する。

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田中 康介, 吉持 宏, 大林 弘, 小山 真一, 関 崇行, 品田 雅則 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 385-, 2013

...MA含有MOX燃料の酸化特性に関する基礎データを取得するため、Am濃度が3%、5%及び10%であるMOX燃料ペレットの高温酸化試験を実施し、UO₂燃料及びMOX燃料の挙動と比較した。...

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十亀 求, 田中 健哉 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 420-, 2013

高速炉燃料の最高温度を高燃焼度まで評価するために開発中の半経験的なギャップコンダクタンスモデルについて、モデルの考え方及び照射試験結果との比較について報告する。

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若井田 育夫, 赤岡 克昭, 大場 正規, 丸山 庸一郎, 宮部 昌文, 反保 元伸, 大場 弘則, 音部 治幹, 加藤 政明, 池田 裕二, 仁木 秀明, 作花 哲夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 444-, 2013

...低除染MA含有MOX燃料を対象とし、レーザーを用いた直接・非接触・迅速分析技術開発に関する研究を実施し、MOX資料での実証を目指している。研究開発の概要を紹介し、レーザー誘起発光分校の高度化、レーザー照射にマイクロ波を印加した発光増大効果、液体薄膜の利用をはじめとした溶存元素の発光特性及び共鳴吸収法による同位体分析に関する現在までの研究成果を総括する。...

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石川 文隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 96-, 2013

...MOX燃料の仕様のひとつであるプルトニウム均一度検査で使用する検出器であるニトロセルロースフィルムが生産停止となったことから、これに代わるプラスチック検出器（CR-39）を用いて試験を行い、ニトロセルロースフィルムでのプルトニウムスポット径及び濃度測定結果と比較してプルトニウム均一度検査の検出器としてCR-39を使用しても問題ないことを確認した。...

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松永 純治, 樫部 信司, 芹澤 弘幸, 大石 祐治, 山中 伸介 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 371-, 2013

...MA含有MOX燃料ではα崩壊等によるヘリウムの生成量が多いため、昇温時のヘリウムバブル析出によるペレットスエリングが懸念される。本報では、各種酸化物材料へヘリウムを圧入してバブル形成の有無を確認したこれまでの結果を整理し、ヘリウムバブル形成機構についての考察を行う。...

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中村 博樹, 町田 昌彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 375-, 2013

...ＭＯＸ燃料の主要成分である二酸化プルトニウムの物性に関する知見を得ることは燃料開発において重要な役割を果たす。しかしながら、二酸化プルトニウムは取り扱いの制限などにより十分なデータを得られているとはいえない。このような場合、数値シミュレーションによって物性値を補間し、より精密なデータを得ることが必要となってくる。本発表では、経験的なパラメータを必要としない第一原理計算によって物性値を評価する。...

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赤岡 克昭, 丸山 庸一郎, 大場 正規, 宮部 昌文, 若井田 育夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 445-, 2013

...低除染MOX燃料のウラン・プルトニウム比を測定することを想定して、模擬燃料としてガドリニウム中に30％程度と高濃度で含まれる含有されるユーロピウムの測定制度を評価した。...

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佐野 忠史, 堀 順一, 高橋 佳之, 宇根崎 博信, 中島 健 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 81-, 2013

...そこで、20GWd/tまで燃焼したBWRのMOX燃料ペレットを対象に、数値計算を用いてSelf-indication法の妥当性を評価した。その結果、従来の透過中性子分析法と比較すると、種々の核種の共鳴が存在していても目的核種の共鳴のみを観測できることが明らかとなり、Self-indication法の妥当性が示された。...

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細金 達哉 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2013s (0), 95-, 2013

...MOX燃料ペレット中におけるプルトニウムスポット濃度測定として、α-オートラジオグラフ法によるニトロセルロースフィルムを用いて実施してきた。そのフィルムが生産中止となったことから代替品としてCR-39プラスチック検出器を用いて検討を行った。その結果、プルトニウムスポット濃度測定が可能であることを確認した。...

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北村 哲浩, 中道 晋哉, 嘉代 甲子男 保健物理 47 (1), 66-73, 2012

Diameter of aerosols dispersed during the plasma cutting of plutonium-contaminated metal components of MOX fuel fabrication equipment was measured. The plasma cutting is performed by workers …

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中江 延男, 秋山 英俊, 三浦 弘道, 馬場 利和, 上村 勝一郎, 榑松 繁, 高阪 裕二, 吉野 亜弥, 北川 敬明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 435-, 2012

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中江 延男, 三浦 弘道, 秋山 英俊, 上村 勝一郎, 馬場 利和, 吉野 亜弥, 北川 敬明, 榑松 繁, 高阪 裕二 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 436-, 2012

...高燃焼度まで照射されたMIMAS-MOX燃料のEPMA分析を行い、主なFP元素のペレット径方向分布及び局所的な分布状態を確認した。特に、Puスポット部でのXe、Cs、Mo及びRuの拡散挙動についての特徴について確認した。今回は、高燃焼度まで照射されたMIMAS-MOX燃料のFP分布状態について報告する。...

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赤岡 克昭, 丸山 庸一郎, 大場 正樹, 宮部 昌文, 若井田 育夫, 音部 治幹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 507-507, 2012

不純物として酸化ネオジムを添加した酸化ウランを用いて、レーザーブレークダウン発光分光におけるネオジムとウランのスペクトルを分解能λ/80000 の高分解能分光器で測定した。その結果、分解能λ/5000 の従来の分光器に比べ、より複雑なスペクトルに対してデコンボリューション無しに、簡便に検量線を得ることが可能るとともに、検出下限値の向上が確認された。

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吉田 綾一, 大江 晃, 逢坂 修一, 太田 洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 419-419, 2012

J-MOXにおいてトラブル等により乾式回収粉末が大量に発生する場合に備え、乾式回収粉末の一次混合及び二次混合における添加量をパラメータとした試験を実施した。乾式回収粉末添加量が、Pu均一性、焼結密度等に与える影響を確認し、乾式回収粉末添加量を増加させた場合においてもMOXペレットの品質が確保できることを確認した。

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栗田 勉, 木村 雄一, 加藤 良幸, 吉元 勝起, 鈴木 政浩, 植松 敬三, 田中 諭 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 414-414, 2012

簡素化ペレット法では脱硝・造粒・焙焼還元の各処理容器を窒化珪素製脱硝皿で共用化することを検討している。脱硝皿は溶液腐食、熱疲労、応力疲労など使用環境での耐久性評価を行なってきたが、酸化還元環境の材料物性はない。 焙焼還元処理への脱硝皿適用について窒化珪素の酸化還元雰囲気での材料試験及び加速試験条件の検討を行った。

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大江 晃, 逢坂 修一, 太田 洋, 吉田 綾一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 416-416, 2012

...国内軽水炉での原子燃料サイクルを実現するため、使用済燃料を再処理して得られるマイクロ波加熱直接脱硝法（ＭＨ法）ＭＯＸ粉末を用いたＭＯＸ燃料製造試験を実施した。本試験を通じて、ＭＯＸペレット製造プロセスとして、ＭＩＭＡＳ法を用いたＭＯＸペレットの製造技術を実証することができた。...

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大泉 昭人, 横山 賢治, 石川 眞, 久語 輝彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 170-, 2012

...一般化摂動論と衝突確率法、単ピンセルモデルに基づき、軽水炉MOX燃料中のMA生成量に対する燃焼感度解析を行い、得られた燃焼感度係数にJENDL-4.0の共分散を適用し、核データ誤差に由来するMA燃焼後数密度の不確かさを評価した。...

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岡 芳明, 井上 隆史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 203-, 2012

...水対燃料体積比を低減した新燃料集合体を用いてMOX燃料軽水冷却高速炉の増殖性をプルトニウム残存率と複合システム増倍時間を指標として核的に検討した。PWRの冷却水密度での増殖可能性が示された。...

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高藤 清人, 柴沼 公和, 鈴木 紀一, 村上 龍敏, 青野 茂典 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 393-, 2012

ダイ潤滑成型法によるＭＯＸペレットの量産性を確認するため、工学規模のＭＯＸペレット製造試験を実施した。

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村上 龍敏, 柴沼 公和, 山口 文吾, 高藤 清人, 鈴木 紀一, 青野 茂典 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 394-, 2012

中空MOXペレットの量産性を高めるため、中空MOXペレットの品質の向上及び製造方法の合理化を目指した工学規模のペレット製造試験を実施した。

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森本 恭一, 加藤 正人, 小笠原 誠洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 396-, 2012

...Pu含有率が約30%のMOX燃料について2150 Kまでの熱拡散率測定を実施し，高温下におけるMOX燃料の測定への影響及び熱拡散率の温度依存性について評価した。...

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有田 裕二, 城下 明之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 399-, 2012

...高速炉においてMOX燃料の温度上昇を抑制するために高熱伝導率の粒子を燃料ペレット中に分散させる際のより効果的な分散方法を有限要素法を用いて検討した。...

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中江 延男, 三浦 弘道, 馬場 利和, 上村 勝一郎, 榑松 繁, 高阪 裕二, 吉野 亜弥, 北川 敬明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 472-472, 2012

...今回は、SBR-MOX燃料でのFPガス放出挙動に関する検討結果について報告する。...

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鍛治 直也, 紙谷 正仁, 高畠 容子, 大山 孝一, 三浦 幸子, 小山 智造, 青木 和夫, 山田 誠也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 526-526, 2012

超臨界直接抽出技術開発の一環として実施した、未照射MOX粉末を用いた直接抽出試験の結果について報告する。

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若井田 育夫, 赤岡 克昭, 大場 正規, 丸山 庸一郎, 宮部 昌文, 反保 元伸, 大場 弘則, 音部 治幹, 加藤 政明, 池田 祐二, 仁木 秀明, 作花 哲夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 506-506, 2012

...低除染MA含有次世代燃料を対象とし、レーザーを用いた直接・遠隔・迅速分析技術開発の関する研究を実施しMOX燃料での実証を目指している。研究開発の概要を紹介し、実証に向けた高度化試験の現状、マイクロ波によるレーザープラズマ発光の増強、溶存元素への適用結果について総括する。...

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反保 元伸, 若井田 育夫, 赤岡 克昭, 大場 正規, 丸山 庸一郎, 宮部 昌文, 大場 弘則, 音部 治幹, 加藤 政明, 池田 祐二, 仁木 英明, 作花 哲夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 509-509, 2012

...低除染MA含有次世代燃料を対象とし、レーザーを用いた直接・遠隔・迅速分析技術開発の関する研究を実施しMOX燃料での実証を目指している。本講演ではマイクロ波によるレーザープラズマ発光の発光強度増強について報告する。...

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城下 明之, 有田 裕二 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 412-412, 2012

...高速炉におけるMOX燃料の温度上昇を抑制するため、燃料ペレットにおける粒子分散の影響を模擬物質を用いた熱拡散率測定によって評価を行った。...

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太田 洋, 大江 晃, 逢坂 修一, 吉田 綾一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 418-418, 2012

...国内軽水炉での原子燃料サイクルを実現するため、使用済燃料を再処理して得られるマイクロ波加熱直接脱硝法（MH法）MOX粉末を用いたMOX燃料製造試験を実施した。粉末混合により、Pu富化度を調整した粉末について、成形、焼結、研削試験を実施し、所定の品質のMOXペレットを製造する条件を確認することができた。...

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佐藤 勇, 廣沢 孝志, 三輪 周平, 須藤 光雄, 関根 伸一, 清野 裕, 大野 修司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 415-415, 2012

照射済U-Pu混合酸化物燃料に含まれるPu、Amなどの放射性物質の移行挙動を加熱後試料のEPMA、サンプリングパーツに対するγ線・α線スペクトロメトリを用いて評価した。

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逢坂 修一, 大江 晃, 太田 洋, 吉田 綾一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 417-417, 2012

...国内軽水炉での原子燃料サイクルを実現するため、使用済燃料を再処理して得られるマイクロ波加熱直接脱硝法（MH法）MOX粉末を用いたMOX燃料製造試験を実施した。本試験のうち、MOXペレット製造プロセスとして検討したMIMAS法による粉末特性について混合条件との関係を把握することができた。...

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松永 純治, 樫部 信司, 芹澤 弘幸, 中島 邦久, 岩井 孝, 芳賀 芳範, 大石 祐治, 山中 伸介 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 438-438, 2012

...MOX燃料におけるHe挙動に関して知見を得ることを目的として、気相法により作製したUO2を用い、HIP装置により91MPa-He雰囲気下、1200℃×100hでHeを圧入し、He圧入前後の微細組織をFE-SEM、FIB、FE-STEM等を用いて観察した。...

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園田 健, 笹原 昭博, 北島 庄一, 澤部 孝史, Rondinella Vincenzo V., Papaioannou Dimitori, Wiss Thierry, Colle Jean-Yves 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 427-427, 2012

...44.5 GWd/tHMの燃焼度まで商用炉で照射された混合酸化物(MOX)燃料について、クヌッセン・セルを用いた炉外再加熱試験および走査型電子顕微鏡を用いた微細組織観察を実施した。これより、MOX燃料の核分裂ガス放出挙動と微細組織変化との相関を明らかにし、特にXe, Kr, Heの放出挙動を解明した。...

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森平 正之, 水迫 文樹, 永田 章人, 高安 輝樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012s (0), 441-441, 2012

...高速炉MOX燃料の被覆管内面腐食の低減策として、燃料要素内に酸素吸収材を装荷する酸素ゲッター法の実現性についての評価を進めており、ゲッター材チタンの装荷方法について検討を行った。...

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坂本 達哉, 遠藤 知弘, 山本 章夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2012f (0), 175-, 2012

...巨視的断面積のエネルギー群縮約を行う際には、ウラン燃料やMOX燃料といった異なる燃料集合体間の相互作用であるスペクトル干渉効果を考慮する必要がある。集合体無限体系と炉心体系の巨視的断面積の違いと一般化摂動論より得られる感度係数を用いてこの影響を補正する方法を考案し、検証を行った。...

DOI

中島, 裕貴, 今井, 卓, 田口, 健治, 柏, 達也, 北澤, 敏秀, 鈴木, 政浩, 瀬川, 智臣, 藤井, 寛一, NAKAJIMA, Yuki, IMAI, Suguru, TAGUCHI, Kenji, KASHIWA, Tatsuya IEICE technical report 111 (149), 91-94, 2011-07

...核燃料サイクルの一環として,使用済み核燃料から生成される再処理溶液を原料とした固形のMOX燃料が製造されている.日本では再処理溶液を粉末化するための脱硝工程において,マイクロ波加熱が利用されている.マイクロ波加熱を用いた脱硝法では,MOX燃料原料粉末の大量生産を実現するため加熱むらの低減等,更なる加熱特性の改善が求められている.再処理溶液は加熱による液相→液固混相→固相への相状態遷移に伴い,電気定数...

機関リポジトリ Web Site Web Site ほか2件 参考文献40件

中島, 裕貴, 今井, 卓, 田口, 健治, 柏, 達也, 北澤, 敏秀, 鈴木, 政浩, 藤井, 寛一 電子情報通信学会技術研究報告. ED, 電子デバイス 110 (358), 19-22, 2011-01

...核燃料サイクルの一環として,使用済み核燃料から生成される再処理溶液を原料として固形(粉末)のMOX燃料が製造されている.わが国では,再処理溶液の固形化(粉末化)のための水分蒸発及び脱硝工程においてマイクロ波加熱の利用が進められているが,加熱むらの低減や高効率化等の更なる加熱特性の改善が必要とされている.そのためには,再処理溶液における吸収電力分布等の諸特性を把握することが不可欠である.本研究では,高導電率性...

機関リポジトリ Web Site Web Site 被引用文献2件 参考文献17件

森本 恭一, 加藤 正人, 小笠原 誠洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 468-468, 2011

...MOX燃料の長期保管に伴う格子欠陥の蓄積によって熱伝導率は低下し，熱処理による欠陥の減少とともに熱伝導率は回復する。本研究において長期保管されたMOX燃料の熱伝導率の熱回復挙動に関する試験を実施し，温度や時間と関係づけて評価した結果を報告する。...

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森平 正之, 水迫 文樹, 坪井 靖 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 469-469, 2011

...高速炉MOX燃料の被覆管内面腐食の低減策として、燃料要素内に酸素吸収材を装荷する酸素ゲッター法の検討を進めている。ゲッターの燃料要素装荷方式の検討及び装荷したゲッター候補材の酸化挙動評価の結果について報告する。...

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町田 昌彦, 中村 博樹, 鈴木 通人, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 464-464, 2011

第一原理計算によるアクチナイド酸化物（UO2，NpO2, PuO2等）の物性評価 について原子力機構・システム計算科学センターのアクティビィティーを 概観する。特にPuO2については、スピン軌道相互作用の重要性を指摘し、 正しい基底状態の再現が物性評価にどれほど重要かについての議論を 進める。尚、本発表の後、当機構・センターの中村博樹が正しい基底状態 を基に比熱の計算を発表する（連続講演希望）

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中村 博樹, 町田 昌彦, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 465-465, 2011

二酸化プルトニウムの比熱を第一原理計算を用いて数値計算によって評価した。第一原理計算の手法としてはLDA+U法を用いて、常磁性絶縁体状態を再現し、それを基に格子振動による比熱を求めた。比熱を求める際には準調和振動子近似を採用し、熱膨張などの非調和効果も取り入れた。さらに、電子状態の励起による比熱も評価し、実験データとの比較も行なう。

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木暮 勇, 小田 僚平, 新井 剛, 永山 勝久, 野村 和則, 佐野 雄一, 渡辺 創, 小泉 務 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 550-550, 2011

...しかし、FBRはPuとUの混合物を酸化させたMOX燃料を使用するため、実用化に至るためには現行の再処理プロセスの問題点を改善し、新たにFBRサイクルを確立させる必要がある。現在、FBRの先進湿式再処理法の一行程として抽出クロマトグラフィー法が考案されている。...

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田中 康介, 佐藤 勇, 廣沢 孝志, 関 崇行, 鹿志村 直樹, 黒崎 健, ？島 二之, 牟田 浩明, 大石 佑治, 山中 伸介 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 456-456, 2011

...MOX燃料の高燃焼度領域において生成、析出するアルカリ土類金属（Ba, Sr）とアクチニド（U, Pu）から成る三元系複合酸化物を調製し、それらの物性を評価した。...

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青木 勲 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 618-618, 2011

...MOX燃料施設では、施設内で発生した分析廃液中の放射性物質濃度を低減させるため、活性炭やタンニン等を用いた吸着処理を実施している。 これまでの吸着処理実績から、除染係数（DF）で107が得られ、全α放射能を10-3Bq/mL程度に除染することができた。 このことから、本吸着処理は、プルトニウム含有廃液の全α放射能の除染に有効であり、今後、関連施設への適用が期待される。...

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内川 貞夫, 中野 佳洋, 大久保 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 216-216, 2011

...水冷却高速炉FLWRにおいて、高富化度MOX燃料棒と天然ウランまたは低濃縮度のUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置した稠密格子燃料集合体により、核分裂性Pu残存比1.0以上を確保してPuの多重リサイクル利用を実現できる見通しを得た。...

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加藤 徹也, 村上 毅, 小山 正史, Ougier Michel, Van Winckel Stefaan, Glatz Jean-Paul 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 593-593, 2011

...照射MOX燃料を用いて小規模乾式再処理試験を行った。燃料は溶融塩中で電解還元し、さらにその還元燃料から溶融塩での電解精製により、U、TRUを回収した。主要元素を詳細に分析し、物質収支を明らかにした。...

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川崎 正幹, 太田 武, 原 貴, 張江 浩一, 山内 景介, 松村 歩, 山名 哲平, 丸山 武彦, 内田 勝也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 335-335, 2011

...長期保管したＭＯＸ燃料集合体においては、長期保管中の環境による腐食等の影響や集合体内部への異物混入等の影響が想定されたため、外観検査、ファイバースコープ等による確認を行い、燃料健全性上の問題がないことを確認した。また、これらの燃料は第25サイクル炉心に装荷され運転中であり、炉心の設計と実績、起動の計画と実績等を報告する。...

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太田 武, 大塚 康介, 草ヶ谷 和幸, 広瀬 勉, 海老原 功 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 333-333, 2011

...長期保管したＭＯＸ燃料においては、Pu-241のAm-241へのβ崩壊に伴うAm蓄積によるペレット物性への影響、Pu-238のα崩壊及びAm-241が燃焼中に高次化して生成するCm-242のα崩壊によるヘリウム生成・放出量の増大が想定されたため、燃料棒熱機械特性へのこれらの影響を燃料棒熱機械特性評価コードにより評価した結果、上記組成変化による影響は小さく、設計上の判断基準を満足することを確認した。...

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城下 明之, 有田 裕二 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 438-438, 2011

...高速炉におけるMOX燃料の中心温度上昇を抑制するために、熱伝導率の高い微粒子を燃料中に分散させることを検証した。粒子分散させたMOX燃料中の熱伝達シミュレーション計算により一定の効果があることがわかった。...

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中江 延男, 馬場 利和, 上村 勝一郎, ウルフェルフト マーク, ジュティア フレデリック 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 421-421, 2011

...プルトニウム富化度約14％の高富化度MOX燃料をBR3炉及びBR2炉CALLISTOループで燃料棒平均燃焼度約24GWd/t（ピーク燃焼度約35GWd/t）まで照射した。当該燃料棒（F6673）について照射後破壊試験として金相観察、SEM、EPMA及びパンクチャー試験を実施した。今回は、MOX燃料ペレットの照射によるプルトニウム再分布や組織変化に関する解析結果について報告する。...

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加藤 良幸, 西村 和明, 木村 雄一, 吉元 勝起, 小松崎 舞, 川崎 諭 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 425-425, 2011

これまでの転動造粒法によるMOX試験の結果から、適正な水分添加率は13wt%付近であり、より詳細な調製条件の調査も行っている。しかし、これまでは低含水率領域での試験を実施していないため、液架橋による顆粒生成メカニズムを解明するには至っていない。そこで、今回は、大きな流動性改良効果を期待できない低水分添加率(11wt%以下)におけるMOX粉末の造粒試験を実施し、顆粒生成メカニズムを解明するために必…

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鈴木　 紀一, 村上 龍敏, 青野 茂典, 畑中 延浩, 高野 龍雄 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 427-427, 2011

量産規模設備を用いて得られたO/M=1.98～2.0のMOX焼結ペレットをバッチ式焼結炉で熱処理し、O/M変化を測定した。焼結炉へのペレット装荷量は約10kgMOXとした。O/Mは熱処理温度が高く、熱処理時間が長いほど下がる傾向が見られたが、焼結炉へのペレット装荷量を約0.3kgMOXとした小規模試験に比べ、その低下量は小さかった。

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野本 祐春, 倉田 正輝 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 410-410, 2011

...酸化物(MOX)燃料焼結の組織形成過程解析手法確立の基礎として、Pu-U-O系熱力学データベースと連携する多結晶系マルチフェーズフィールド法モデルの基礎を構築した。モデルに基づき、MOX燃料の微細領域におけるボイドの消滅および結晶の粗大化を含む焼結過程解析できる基本ツールを開発した。...

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町田 昌彦, 中村 博樹, 鈴木 通人, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 407-407, 2011

第一原理計算によるアクチナイド酸化物（UO2，NpO2, PuO2等）の物性評価 について原子力機構・システム計算科学センターのアクティビィティーを 概観する。特にPuO2については、スピン軌道相互作用の重要性を指摘し、 ただしい基底状態の再現が物性評価にどれほど重要かについての議論を 進める。尚、本発表の後、当機構・センターの中村博樹が正しい基底状態 を基に比熱の計算を発表する（連続講演希望）

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ホァン ドンギ, 塚原 剛彦, 宮本 尚美, 田中 康介, 逢坂 正彦, 池田 泰久 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 522-522, 2011

...高速炉燃料サイクルにおいて、性状・組成が均質で焼結性の高いMOX燃料粉末の作製が欠かせない。本研究では、硝酸水溶液中におけるウランおよびランタノイド（セリウム(Ce), ネオジウム(Nd), プラセオジウム(Pr), サマリウム(Sm), テルビウム(Tb)等）の超臨界水熱合成を実施した。...

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土野 進, 石橋 隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 411-411, 2011

核燃料施設HEPAフィルターの目詰まり挙動にについて、試験を行い、最大許容付加及び通過風量に係わるフィルター差圧評価モデルに関する結果について報告する。

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佐藤 勇, 勝山 幸三, 荒井 康夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 512-512, 2011

...He及びFPガス挙動の解明を目的として、高速炉で照射されたMOX燃料ピンおいて燃料ペレットに蓄積したHe及びFPガス量を測定し、ピンあたりの保持量を評価した。...

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鈴木 満 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 470-470, 2011

...高速炉用MOX燃料のペレット製造では、ペレット外径が軽水炉燃料に比べ小さいためペレット成型時のMOX粉末の流動性を改善する必要があることから、造粒工程が採用されている。ここでは、これまでの「常陽」、「もんじゅ」用MOX燃料ペレットの製造を通して得られた造粒設備の技術開発課題を踏まえて、新たに開発したMOX燃料用造粒設備について報告する。...

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廣岡 瞬, 加藤 正人, 田村 哲也, 森本 恭一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 466-466, 2011

...ＭＯＸ燃料の焼結過程において、O/M変化は焼結後の均質性や密度と密接な関係があるので、原料粉の還元中のO/M変化は重要なデータとなる。本研究では、酸化したＭＯＸ原料粉を等速昇温によってO/M=2.00まで還元し、還元速度を測定した。...

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生澤 佳久, 森本 恭一, 前田 誠一郎, 小笠原 誠洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 452-452, 2011

...燃焼済みのMOX燃料の熱伝導率の測定を行い，燃焼による熱伝導率への影響について評価した。試験対象試料は，新型転換炉ふげんで照射されたMOX燃料で，プルトニウム富化度約4.5wt％の低富化度MOX燃料である。燃焼度の増加とともに，熱伝導率の低下がみられた。...

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高阪 裕二, 榑松 繁, 北川 敬明, 寺井 隆幸 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 451-451, 2011

...高燃焼度下のMOX燃料熱伝導率低下について、従来のPuが均一な単相材モデルに対し、単純化した二相材モデルを想定してSchulzの熱伝導率モデルを適用して評価した結果、照射試験による中心温度測定から推定されたMOX燃料熱伝導率低下が緩和される主要因の一つとして、製造時Pu濃度不均一性の寄与が大きいことを示した。...

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加藤 徹也, 村上 毅, 小山 正史, Ougier Michel, Van Winckel Stefaan, Glatz Jean-Paul 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 586-586, 2011

...軽水炉照射MOX燃料を用いて小規模乾式再処理試験を行った。溶融LiCl-Li2O中で電解還元した燃料を陽極とし、溶融LiCl-KCl浴塩中に大部分のアクチニドを溶かし出した。固体陰極へのUデンドライトの析出、およびCd陰極中へのU、Pu、MAの回収に成功した。...

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大谷 武久, 鈴木 一之, 畠 勝郎, 菊池 英樹, 中村 大司, 佐本 寛孝, 田中 志好 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 582-582, 2011

東海再処理工場（TRP）では、これまでにLWR燃料（PWR,BWR）に加え、ATR燃料（UO<SUB>2</SUB>,MOX）の再処理を実施した。オフガス系へ移行する主要核種の挙動調査の一環として、各種使用済燃料のせん断時及び溶解中のKrガス放出特性を調査したので報告する。

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塚原 剛彦, Hwang Dong ki, 宮本 尚美, 田中 康介, 逢坂 正彦, 池田 泰久 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 545-545, 2011

...高速炉燃料サイクルにおいて、性状・組成が均質で焼結性の高い混合酸化物（MOX）燃料粉末の作製が欠かせない。本研究では、グリーンソルベントである超臨界水を用い、模擬燃料硝酸水溶液からU/Ce/Ndを酸化物ナノ粒子化する水熱合成試験を行い、生成条件について検討した。結果、超臨界(400℃，30MPa)処理によって、硝酸Uおよび硝酸Ceはそれぞれ黒褐色，肌色の沈殿物へ転換した。...

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赤岡 克昭, 丸山 庸一郎, 大場 正樹, 宮部 昌文, 若井田 育夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 542-542, 2011

...レーザーブレークダウン発光分光分析法を、 主な母材がウラン(U)やプルトニウム(Pu)のように複雑なスペクトルを持つ低除染TRU燃料等のMOX燃料に適用し、不純物として数％含まれる超ウラン元素（TRU）やアクチノイド系元素などを定量的に分析するために、二種類の酸化物元素が混合した核燃料物質の組成比がLIBSによる分析性能に及ぼす影響を評価するために、混合酸化物核燃料を想定して、ガドリニウム(Gd)と...

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安藤 良平, 山本 徹, 酒井 友宏, 中島 鐵雄, 高田 友幸 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 180-180, 2011

REBUS計画は、軽水炉の燃焼後MOX及びUO2燃料を臨界試験装置の炉心の一部に装荷し燃焼反応度を直接測定するなど、燃焼に関する広範な測定データを提供している。この測定データをJNESが整備するCASMO-4/SIMULATE-3コードを使用して解析した。

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太田　 武, 大塚 康介, 平野 靖, 本間 雄滋, 永野 護 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 334-334, 2011

...長期保管したＭＯＸ燃料においてはPu-241のAm-241へのβ崩壊に伴い無限増倍率、中性子スペクトル、反応度係数、制御棒価値などへの影響が想定されたため、単位燃料集合体核計算コードを用いてこれらの基本的特性の影響を評価すると共に、これらの特性を反映した炉心特性・熱水力特性を評価した結果、上記組成による影響は小さく、設計上の判断基準を満足することを確認した。...

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大塚 康介, 太田 武, 原 貴 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 332-332, 2011

...福島第一原子力発電所3号機の使用済燃料プールにおいては、ＢＷＲ用８×８ＭＯＸ燃料３２体が平成11年9月27日の発電所搬入後、10年以上の長期に亘り水中に保管されてきた。その健全性について評価及び検査をした結果、長期保管による影響は小さく種々の設計上の判断基準を満足することを確認した。はじめに、MＯＸ新燃料の長期保管による影響評価の全体流れを説明する。...

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内川 貞夫, 中野 佳, 大久保 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 211-211, 2011

...軽水炉技術に立脚した水冷却高速炉FLWRの炉心として、MOX燃料棒とUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置したFLWR/MIX設計概念をもとに、プルサーマル用MOX燃料加工等の軽水炉サイクルインフラを利用した導入フェーズ、高速炉サイクルへ移行するフェーズ、MOX燃料再処理等の高速炉サイクルインフラを利用して運転するフェーズについて、各フェーズでのニーズや制約条件に対応したPu利用を実現...

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河野 史明, 上羽 智之, 前田 誠一郎 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 422-422, 2011

...実用化MOX燃料ピンの下部ガスプレナム部 燃料ペレット落下防止構造として，絞り加工を施したプラグを被覆管に挿入し，かしめて固定する構造を検討している。今回，長尺被覆管に適用可能な被覆管かしめ加工装置の試作試験およびかしめ部強度試験を実施した。その結果，被覆管加工性のほか，かしめ部の延性，内圧強度を十分確保できる見通しを得た。...

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西村 和明, 加藤 良幸, 木村 雄一, 吉元 勝起, 小松崎 舞, 川崎 諭 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 424-424, 2011

...簡素化ペレット法については、MOX粉末の流動性を向上させる手法として転動造粒技術がMOX燃料製造工程に採用できることを示す必要がある。このために、プルトニウムなどを用いた600gMOX/Batch規模の原料粉末調整試験を実施して、得られる原料粉末の品質や収率などを踏まえて簡素化ペレット法の工学規模での成立性を評価している。...

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村上 龍敏, 鈴木 紀一, 柴沼 公和, 青野 茂典 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 426-426, 2011

...JAEAにおける高速炉用MOX燃料製造において、乾式回収粉末（リサイクル粉末）は、従来、原料粉末に添加して再利用していたが、今回、造粒粉末に添加するフローでペレット製造試験を行い、焼結密度等のペレット品質への影響を評価した。...

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中村 博樹, 町田 昌彦, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 408-408, 2011

二酸化プルトニウムの比熱,熱膨張率等の熱物性を第一原理計算を用いて数値計算によって評価した。第一原理計算の手法としてはLDA+U法を用いて、常磁性絶縁体状態を再現し、それを基に格子振動による比熱を求めた。比熱を求める際には準調和振動子近似を採用し、熱膨張などの非調和効果も取り入れた。さらに、電子状態の励起による比熱も評価し、実験データとの比較も行なう。

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孔 溢琳, 若林 利男 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 403-403, 2011

...燃料の3分の1をＭＯＸ燃料で賄うプルサーマルと高速増殖炉が燃料サイクルの一翼を担っている。本研究ではウラン使用量を減らすために軽水炉、プルサーマル、高速増殖炉を組み合わせて最適な持続可能なシナリオを検討し提案することを目的とする。...

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廣岡 瞬, 加藤 正人, 田村 哲也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011f (0), 393-393, 2011

...MOX燃料の焼結過程において，焼結中のO/M変化はペレットの均質性、密度及び結晶粒径と密接な関係がある。本研究では，焼結中のO/M変化を熱分析装置により測定し、酸素ポテンシャル，酸素相互拡散係数，MOX粉末の還元速度の実験データを基に，焼結中のO/M変化を評価した。...

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佐野 理志, 須藤 仁, 服部 康男, 江口 譲, 白井 孝治, 土野 進, 石橋 隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2011s (0), 410-410, 2011

...本報では、MOX燃料加工施設内のケーブル敷設状態を模擬し、火災がケーブルに及ぼす影響を予備的に評価した結果について報告する。...

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岩崎 智彦 日本原子力学会誌ATOMOΣ 53 (4), 287-291, 2011

...<p>　マイナーアクチノイドの核変換技術やMOX燃料の本格利用に伴うプルトニウムの多重リサイクル等，「アクチノイド・マネジメント」の必要性は年々高まってきており，原子炉物理学や核データといった核工学の分野の主要な研究テーマのひとつとなっている。...

DOI Web Site Web Site 参考文献8件

玉置 等史, 木本 達也, 濱口 義兼, 吉田 一雄 日本原子力学会和文論文誌 9 (1), 40-51, 2010

  A criticality accident in a MOX fuel fabrication facility may occur depending on several parameters, such as mass inventory and plutonium enrichment. MOX handling units in the facility are …

DOI Web Site 被引用文献1件 参考文献22件

松本 一寿, 早川 裕子, 山中 章広, 永野 護, 金子 浩久, 成田 健味 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 278-278, 2010

...ここでは，現行ＭＯＸ燃料と濃縮度増加９×９燃料の混在炉心においても長期サイクル運転が可能であることの確認を行った。...

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内川 貞夫, 中野 佳洋, 大久保 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 301-301, 2010

...今後の核燃料サイクル環境の進展に対応した柔軟なプルトニウム利用をめざした水冷却高速炉であるFLWRを対象に、MOX燃料棒と濃縮UO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置したFLWR増殖型燃料集合体(FLWR/MIX)の概念を拡張して、濃縮UO2燃料棒を低Pu富化度MOX燃料棒で代替した設計概念の成立性について検討し、負のボイド反応度係数を確保して核分裂Pu残存比0.95以上を実現できる見通...

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酒井 友宏, 鈴木 求, 山本 徹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 182-182, 2010

高燃焼度MOX及びウラン燃料燃集合体が２体ずつ隣接する模擬体系（チェッカーボード配置）について、MOSRA-Light等及びCASMO/SIMULATEを用いて解析し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPによる詳細解析結果と比較評価した結果を報告する。

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近藤 良, ニノ方 壽, 前田 茂貴, 青山 卓史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 186-186, 2010

...MOX燃料高速炉の出力係数解析として、「常陽」MK-_III_性能試験炉心の出力係数計算を行った。出力係数の算出には、ギャップコンダクタンスや燃料組織変化の影響を考慮した炉心温度分布を用いた。本研究では、計算結果と実測値を比較することにより、燃料挙動による出力係数への影響を評価した。...

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天野 治 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 17-17, 2010

エネルギー収支比（EPR）は、社会に取り出すエネルギーを取り出すまでに要するシステム全体のエネルギーで除した値であり、全体最適化を評価できる。この手法を用い、早期再処理、及び長期貯蔵を想定した燃料サイクルシナリオの比較検討を実施する。

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山本 徹, 酒井 友宏, 安藤 良平, 齋藤 邦義 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 144-144, 2010

高燃焼度MOX及びウラン燃料集合体が２体ずつ隣接する模擬体系について、SRAC及びMOSLA-Lightを用いる近代ノード法による解析と燃料棒出力再構築法を採用して解析し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPによる詳細解析結果と比較評価した結果を報告する。

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紙谷 正仁, 鍛治 直也, 小山 智造, 青木 和夫, 山田 誠也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 730-730, 2010

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発に関するこれまでの開発成果としての未照射MOX試験，使用済燃料試験の他，これまで実施してきた開発全体の概要についてまとめ，今後の予定についても述べる。

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鈴木 豊, 久野 剛彦, 根本 弘和, 岡野 正紀, 後藤 雄一, 五十嵐 万人, 清水 靖之, 須田 静香, 山田 敬二, 綿引 優 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 746-746, 2010

...使用済MOX燃料のハル中に含まれるプルトニウム量を中性子計測により測定したキュリウム244とORIGEN計算コードにより求めた当該使用済燃料のPu/キュリウム244から定量するハルモニタの開発を行っている。...

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笹嶋 尚彦, 山田 善郎, 石井 順太郎, 廣沢 孝志 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 546-546, 2010

...UO<SUB>2</SUB>やMOX燃料など燃料融点温度の高精度測定のために、融点測定炉内で温度計をその場（in situ）校正できる信頼性の高い高温定点が望まれている。...

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須藤 勝夫, 加藤 明文, 芳賀 哲也, 沖田 高敏, 木原 義之, 武内 健太郎, 高野 龍雄, 山田 美一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 555-555, 2010

FaCTプロジェクトにおいて、簡素化ペレット法による燃料製造技術の成立性見通しを得るために、ダイ潤滑成型技術開発を実施している。ダイ潤滑成型機の設置後のコールド試験結果について報告する。

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向 泰宣, 林 宏幸, 中村 仁宣, 加藤 良幸, 栗田 勉, 吉元 勝起 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 553-553, 2010

簡素化ペレット法では液混合によりPu富化度調整を行うこととしており、目標精度を満足する為にはエアリフトによる硝酸プルトニウム溶液の送液精度の向上化が極めて重要である。既設の送液ラインに定量槽設置等の大掛かりな設備改造を伴わずに送液精度を向上する方法として、目標とする停止液位で確実に送液を停止することにより送液精度の向上化を図る手法に着目し、計量測定で使用している高精度液位測定装置を利用した送液自…

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舟田 敏雄, 鈴木 美寿, 千崎 雅生 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 565-565, 2010

過去10年にわたって、解体プルトニウム処分協力として行われたロシアの研究所とのMOXバイパック燃料を中心とする共同研究に関するシリーズ発表(1)として、本共同研究の概要と今後の予定について述べる。

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阿部 勝男, 角 美香, 佐藤 光弘, 石川 文隆, 影山 十三男, 中沢 博明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 56-56, 2010

...原子力機構 プルトニウム燃料技術開発センターでは、MOX燃料に係る原料粉末，製品ペレット等に含まれるPu及びUの計量分析を行うため、質量分析法による同位体組成分析及び同位体希釈質量分析法(IDMS法)による含有率分析等を実施してきた。...

DOI

芹澤 弘幸, 芳賀 芳典, 白数 訓子, 中島 邦久, 荒井 康夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 573-573, 2010

...MA-MOX燃料に含まれているαエミッターによって放出されたヘリウムは、マトリックス中に蓄積され、燃料挙動に影響をおよぼす。問題となるヘリウムの挙動を調べるため、多結晶及び単結晶UO<SUB>2</SUB>を用いたヘリウム吸蔵及び放出試験を実施し、得られた試料の組織を観察した。...

DOI

中江 延男, 馬場 利和, 上村 勝一郎, マーク エルフェルフト, フレデリック ジュティア 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 571-571, 2010

...プルトニウム富化度約14％の高富化度MOX燃料をBR3炉及びBR2炉CALLISTOループで燃料棒平均燃焼度約24GWd/t（ピーク燃焼度約36GWd/t）まで照射した。当該燃料棒（F6673）について照射後破壊試験として金相観察、EPMA及びパンクチャー試験を実施した。今回は、MOX燃料ペレットの照射による組織変化及びFPガス放出特性について報告する。...

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伊藤 正彦, 岩淵 淳一, 前田 宏治, ブラディスラブ キスリー, フェドール クリュコフ 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 568-568, 2010

ロシアの高速炉BN-600で照射した21体のMOXバイパック燃料集合体のうち3体の燃料集合体について照射後試験を実施した。本シリーズ発表（4)では、照射後試験結果のうち破壊試験結果について発表すると共に、MOXバイパック燃料集合体の高速炉での照射信頼性に関する全体評価結果について発表する。

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田中 康介, 逢坂 正彦, 黒崎 健, 牟田 浩明, 徳島 ニ之, 宇埜 正美, 山中 伸介 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 382-382, 2010

...高速炉の実用化段階における燃料形態の最有力候補と位置づけられているMA含有MOX燃料において、燃焼計算によるFP生成量、化学熱力学的手法を用いた燃焼に伴う酸素ポテンシャル変化及びこれらを用いた化学平衡計算を実施することにより、照射初期から高燃焼度領域までに生成するFPの化学形について予測評価を実施した。...

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森本 恭一, 小笠原 誠洋, 加藤 正人, 鹿志村　 元明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 369-369, 2010

...UO<SUB>2</SUB>及びPu含有率：20～40%のMOX燃料の熱伝導率を測定した。これらについて他機関で測定されたMOX燃料の熱伝導率の測定値と比較し，熱伝導率のPu含有率依存性について評価した。...

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松田 昭博, 内山 祐一, 稲垣 政勝, 土野 進, 梅津 博幸, 白井 孝治 日本機械学会論文集Ｃ編 76 (766), 1567-1575, 2010

This paper shows the result of the mechanical loading tests, the leakage tests and FEM simulation of a glovebox window specimen to secure safety of the glovebox containment. The leakage tests were …

DOI Web Site Web Site 参考文献14件

羽倉 尚人, 吉田 正 日本原子力学会和文論文誌 9 (1), 29-39, 2010

  On the basis of the background of the global warming and energy resource problems, the programs for utilization of nuclear power are now being revised upward around the world. This situation leads …

DOI Web Site 被引用文献2件 参考文献19件

ボード　アン ハイ　ダン, 中村 剛, 山下 雄三, 古藤 健司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 302-302, 2010

1/3MOXPWR燃料のリサイクル This scheme based on spent fuel from commercial PWR system is carried out. Though reprocessing, recovery Uranium is re-enriched for manufacturing UO2 fuel, besides mixed oxide fuel …

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山路 和也, 小池 啓基, 左藤 大介, 坪田 忍, 松本 英樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 199-199, 2010

...MOX燃料や臨界実験体系のような中性子漏れの大きい体系では高次散乱の影響が無視できないことが報告されている。ガドリニア入り燃料集合体でも、高次散乱の効果が無視できないことが分かった。燃焼計算において、この高次散乱の効果を効率的に扱う手法を開発した。...

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井上 陽介, 北田 孝典, 池内 英生, 池亀 功 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 183-183, 2010

EPICURE試験のMH1.2炉心とMISTRAL試験のcore4炉心において、経時変化に伴う実効増倍率の解析値が過大評価(約0.6%)されることが報告されている。この経時的な過大評価の増加を、核データの不確かさを中心とした感度解析手法によって検討した結果、核データ起因誤差では説明できないことがわかった。

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松岡 正悟, 伊藤 卓也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 179-179, 2010

...JENDLアクチノイドファイル2008を用いて，MALIBUプログラム(照射済み高燃焼度燃料に対する照射後試験プログラム)において採取されたBWR MOX燃料サンプルの核種組成量評価を実施し，測定値との比較を実施した。...

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安藤 良平, 山本 徹, 菅生 幸博 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 135-135, 2010

...MALIBU計画において測定されたBWR高燃焼度MOX燃料の３サンプルの主要な重核種及びFP核種の組成データについて、多集合体体系によりSRAC及びMVP-BURNを用いて燃焼解析を行い測定データと比較評価した結果を報告する。...

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山本 徹, 安藤 良平, 桜田 光一, 畦倉 和雄 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 136-136, 2010

REBUS計画では、臨界試験の水位反応度の測定等の結果からUO2燃料等の燃焼反応度を実験的に求めている。一方、燃焼した燃料一部から採取したペレット試料についてFP核種を含む主要な核種の組成データが測定している。燃焼反応度の実験値の解析において、測定した核種組成データを反映してより正確な核種組成を利用して解析し、計算による組成を利用した結果を比較して、燃焼反応度の解析結果に対する核種組成及び反応度…

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鈴木 求, 酒井 友宏, 山本 徹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 145-145, 2010

高燃焼度MOX及びウラン燃料燃集合体が２体ずつ隣接する模擬体系について、CASMO及びSIMULATEを用いて解析し、連続エネルギーモンテカルロ計算コードMVPによる詳細解析結果と比較評価した結果を報告する。

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廣沢 孝志, 佐藤 勇, 三輪 周平, 石田 貴志, 関根 伸一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 631-631, 2010

...高速実験炉「常陽」にて照射したMOX燃料の融点について、カプセル封入式サーマルアレスト法を用い、燃焼度最大110GWd/tまでの範囲の融点測定を実施した。本測定では、試料とカプセル材料との反応を抑制し、測定信頼性を向上させたレニウム内容器法用い、高速炉MOX燃料の融点の燃焼度依存性を評価した。...

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辻村 憲雄, 吉田 忠義 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 664-664, 2010

...MOX燃料取扱グローブボックス周囲の中性子のエネルギー・方向分布を，グローブボックスと作業室を計算モデルに組み込むモンテカルロ計算により評価した。その結果，エネルギー分布は，ボナー球スペクトロメータによる測定結果とほぼ同様であった。また，計算で得られた方向分布をもとに，周辺線量当量と実効線量当量などの関係について考察した...

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鍛治 直也, 紙谷 正仁, 駒 義和, 小泉 務, 小山 智造, 青木 和夫, 山田 誠也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 728-728, 2010

未照射MOX粉末を用いた超臨界直接抽出試験を実施し、条件を調整すれば，U,Pu,Amの同時抽出が可能であることを確認した。抽出残はMO2相だった。

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須田 静香, 田中 真, 久野 剛彦, 志知 亮, 巌渕 弘樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 747-747, 2010

...今後処理が計画されるMOX燃料について、ハルモニタの適用性を評価するため、新型転換炉「ふげん」MOX タイプB 燃料（初期Pu 含有率約1.7％）のハルを用いて、ハルモニタによる非破壊測定及び破壊分析（<SUP>244</SUP>Cm重量、Pu重量）を行い、比較・評価した。...

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菊池 英樹, 鈴木 一之, 疋田 敬一, 須貝 英司, 大谷 武久, 林 晋一郎 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010s (0), 481-481, 2010

...MOX燃料は、Pu含有率が軽水炉燃料に比べ高いため、溶解液のPu濃度を調整する必要があり、軽水炉燃料相当へ希釈調整して処理する運転方法を確立した。また、清澄工程から残渣に同伴して高放射性廃液系へ移行するPu量を調査した。本件は、これらの結果について報告する。...

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日高 重助, 槙野 正, 赤司 雅俊, 下坂 厚子, 白川 善幸, 鈴木 政浩, 石井 克典, 瀬川 智臣, 加藤 正人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 556-556, 2010

燃焼特性を左右する燃料ペレットの微構造は，原料顆粒の充填，圧縮成形と焼結操作を経て形成され，最初のプロセスである顆粒の均一充填操作はペレットの微構造の形成に大きな影響を与える．そこで，顆粒充填挙動の大規模シミュレーション法を開発して，金型内充填粒子構造に与える顆粒粒子特性，金型形状と充填機の操作条件の関係を微視的・詳細に検討し，最適操作設計を試みた．

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加藤 良幸, 木村 雄一, 川崎 諭, 栗田 勉, 吉元 勝起 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 554-554, 2010

簡素化ペレット法については、2010年までにプルトニウムなどを用いた小規模試験を実施して工学規模でのプロセス成立性を確認する必要があり、原料粉末調整工程については、600gMOX/Batch規模の原料粉末調整試験を実施して、得られる原料粉末の品質や収率などを踏まえて簡素化ペレット法の工学規模での成立性を評価する。このため、小規模試験設備を用いてMOX粉末の造粒試験を実施し、プロセス成立性評価に必…

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岩淵 淳一, 伊藤 正彦, 前田 宏治, ブラディスラブ キスリー, ディミトリ マルコフ 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 567-567, 2010

ロシアの高速炉BN-600で照射した21体のMOXバイパック燃料集合体のうち3体の燃料集合体について照射後試験を実施した。本シリーズ発表（3）では、照射後試験結果のうち、非破壊試験結果について発表する。（1体目の燃料集合体の非破壊試験結果は2007年秋の大会で発表しているので、本発表はその後の2体、3体目の試験結果を中心に発表する。）

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河西 善充, 田中 康正, 檜山 徹, 舟田 敏雄, ブラディスラブ キスリー 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 566-566, 2010

文部科学省の「高速炉燃料集合体信頼性実証等事業」として、高速炉におけるMOXバイパック燃料集合体の信頼性実証試験を株式会社ペスコ、原子力機構及びロシア原子炉科学研究所が共同研究で実施した。本シリーズ発表（2）では、事業成果のうち、21体のMOXバイパック燃料集合体の製造方法と製造結果及び高速炉BN-600における照射結果について述べる。

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川口 芳仁, 森本 和幸, 北尾 貴彦, 大山 孝一, 大森 栄一 日本原子力学会和文論文誌 8 (3), 221-229, 2009

  A solvent including tributyl phosphate (TBP) has been used for extraction of uranium (U) and plutonium (Pu) from nuclear spent fuel at Tokai Reprocessing Plant (TRP). TBP is said to be degraded by …

DOI Web Site 参考文献12件

内田 哲平, 砂押 剛雄, 中道 晋哉, 柴田 和哉, 森本 恭一, 加藤 正人, 木原 義之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 366-366, 2009

...MOX燃料中に不純物として混入するSiの相状態を調べるために、PuO2-SiO2反応試験を行った。PuO2-SiO2混合粉末を試験試料とし、酸素分圧をパラメータとして1350℃で熱処理を行った。PuO2-SiO2混合粉末は低酸素分圧の雰囲気で熱処理を行うことにより(Pu,Si)酸化物を形成することがわかった。...

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中村 剛, 半田 光, 古藤 健司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 364-364, 2009

...PWR使用済燃料からの回収ウランの再濃縮による再生燃料と、回収ウランあるいは減損ウランと回収プルトニウムのMOX燃料の燃焼特性と物質・エネルギー収支をSRACによる核特性計算解析および濃縮カスケード計算解析に基づいて検討し、軽水炉および高速増殖炉サイクルにおける、回収ウラン・回収プルトニウムの利用効率を評価した。...

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田中 康介, 三輪 周平, 佐藤 勇, 廣沢 孝志, 大林 弘, 小山 真一, 吉持 宏, 田中 健哉, 関根 伸一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 454-454, 2009

...「常陽」で短期照射されたマイナーアクチニド(MA)含有MOX燃料のうち，Amを約5%及び3%含有したMOX燃料（Am-MOX燃料）において，燃料ペレット径方向のPu及びAm分布を測定し，Pu及びAm再分布挙動におよぼす初期O/M比の影響を調査した。...

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須藤 光雄, 大林 弘, 小山 真一, 前田 茂貴, 田中 健哉, 関岡 健 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 531-531, 2009

「常陽」で照射されたAmを含有した「もんじゅ」仕様燃料の短期照射条件を評価するため、化学分析による燃焼率測定（Ndモニタ法）を実施した。

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前田 宏治, 佐々木 新治, 勝山 幸三, 堂野前 貴子, 大里 行弘, 小沼 康博, 額賀 貞芳 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 530-530, 2009

...Amが含有したMOX燃料の熱的性能を確認するため、高速実験炉「常陽」において、Amが含有した「もんじゅ」仕様のMOX燃料ピンを「もんじゅ」の過出力条件を超える高線出力で照射試験を実施した。照射後に実施したAm含有MOX燃料の金相観察において燃料溶融はなく、高速炉燃料の典型的な組織変化がみとめられた。...

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中江 延男, 馬場 利和, 上村 勝一郎, 藤井 創 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 533-533, 2009

...MOX燃料の軽水炉での本格利用に向けて、燃料棒燃焼度で約63-64GWd/tまで照射された高燃焼度MOX燃料をハルデン炉で照射試験を実施中である。当該の高燃焼度MOX燃料照射試験リグは、製造方法の異なる2種類のMOX燃料（MIMAS法、SBR法）および参考としてUO2燃料から構成されている。 今回は、照射試験の全体計画および試験燃料ロッドの設計や事前検査結果等について報告する。...

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石見 明洋, 永峯 剛, 前田 宏治, 勝山 幸三, 芳賀 広行 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 529-529, 2009

...Amが含有したMOX燃料の熱的性能を確認するため、高速実験炉「常陽」において、Amが含有した「もんじゅ」仕様のMOX燃料ピンを「もんじゅ」の過出力条件を超える高線出力で照射試験を実施した。照射後に非破壊試験を実施して、Am含有MOX燃料ピンの健全性を確認した。...

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武内 健太郎, 沖田 高敏, 関 正之, 高野 龍雄, 加藤 明文, 鹿志村 元明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 527-527, 2009

...Amを含有した高速炉用MOX燃料の熱的性能の確認を目的とした高速実験炉「常陽」におけるAm含有MOX燃料高線出力試験のため、照射試験用燃料製造を実施した。燃料は、約2.5％のAmを含有し、試験パラメータとしてO/M比を1.96～2.00の範囲に調整した低密度ペレットである。本発表では、試験燃料ペレット及び燃料要素の製造結果について報告する。...

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成田 均, 白井 孝治, 山川 秀次, 服部 康男, 須藤 仁, 土野 進, 石橋 隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 384-384, 2009

...本報では、MOX燃料加工施設の工程室内における火災事象がケーブルに及ぼす影響を予備的に評価した結果について報告する。...

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森平 正之, 瀬川 智臣, 松山 慎一郎, 油田 良一, 水迫 文樹, 滑川 卓志 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 457-457, 2009

...高速炉MOX燃料の被覆管内面腐食の低減策として、燃料要素内に酸素吸収材を装荷する酸素ゲッター法の検討を進めている。酸素ゲッター候補材の選定とその酸素吸収挙動評価の結果について報告する。...

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平野 史生, 佐藤 正知, 小崎 完, 稲垣 八穂広, 岩崎 智彦, 新堀 雄一, 大江 俊昭, 加藤 和之, 北山 一美, 鳥飼 誠之, 長崎 晋也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 696-696, 2009

...軽水炉での使用が予定されているMOX燃料の初期組成は、使用済みUO<SUB>2</SUB>燃料の燃焼度や冷却期間、あるいはMOX燃料の貯蔵期間によって様々である。こうしたパラメーターがハル・エンドピース圧縮廃棄体の地層処分システムに及ぼす熱影響を評価した。...

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和田 翔吾, 山根 義宏, 山本 章夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 184-184, 2009

...MOX燃料加工工程のMOX・ウラン粉末混合設備では、未臨界度が深いことに加えて、燃料濃度が不均一分布となるので、位置依存性が大きくなることが予測される。このため本研究では、MOX燃料加工工程の未臨界度監視モニターの実現のため、検出器の設置位置に関する情報を陽に考慮した中性子増倍率である検出器増倍率を用いて位置依存性の評価を行った。...

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中里 道, 中野 誠, 荒川 恵史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 215-215, 2009

...REBUS_PWRは、燃焼燃料を使用した臨界実験であり、MOX燃料、UO2燃料の臨界性、出力分布を測定している。今回、核設計コードPHOENIX-Pによる解析をおこない、燃焼MOX燃料に対する適用性を確認したので、 これを報告する。...

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内川 貞夫, 大久保 努, 中野 佳洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 220-220, 2009

...MOX燃料棒とUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置したFLWR増殖型燃料集合体(FLWR/MIX)において、MOX燃料棒のPuf富化度、UO2燃料棒の本数や235U濃縮度、軸方向ブランケットの有無等の設計パラメータが核分裂性Pu残存比や燃焼度に及ぼす影響を定量的に評価し、設計の柔軟性と拡張性を有することを確認した。...

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安藤 良平, 山本 徹, リン ペンホン 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 190-190, 2009

...REBUS計画で測定された高燃焼度BWR-MOX燃料サンプルを対象に、周辺に配置されたウラン燃料の影響を考慮した燃焼解析をSRACコード及びMVPコードを用いて実施し、核種組成測定データと比較した。この結果、無限格子体系により解析した結果に比べ、測定データとの一致が改善した。...

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須藤 光雄, 大林 弘, 小山 真一, 前田 茂貴, 田中 健哉 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 453-453, 2009

...「常陽」で照射されたAm-MOX燃料の短期（24時間照射）照射条件を評価するため、化学分析による燃焼率測定（Ndモニタ法）結果に基づき、照射条件を評価した。...

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中道 晋哉, 田村 哲也, 加藤 正人, 森本 恭一, 鹿志村 元明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 384-384, 2009

...プルトニウムのβ崩壊にともないMOX燃料中にはAmが含有する。MOXの酸素ポテンシャルへのAmの影響について1200°C、1300°C及び1350°Cの温度に対して評価を行った。すべての温度に対して2.4%Amを含んだ試料ではMOXに比べて酸素ポテンシャルがわずかに高くなった。...

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米野 憲, 森本 恭一, 加藤 正人, 鹿志村 元明, 小笠原 誠洋, 柴田 和哉, 田村 哲也, 宇野 弘樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 381-381, 2009

長期保管されたMOXぺレットは自己照射により格子欠陥が蓄積し、熱伝導率が低下している。本試験では、製造後約15年間保管した燃料を用い熱処理温度をパラメータにして熱伝導率を測定し熱回復現象について評価した。 その結果、熱処理温度の上昇に従って熱伝導率が回復し、1200℃での熱処理によって熱伝導率がほぼ回復することが示された。

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田中 康介, 逢坂 正彦, 三輪 周平, 廣沢 孝志, 黒崎 健, 牟田 浩明, 山中 伸介, 宇埜 正美 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 476-476, 2009

「低除染酸化物燃料サイクルの成立を指向した多元系燃料の物性研究」の一環として、実際にマイナーアクチニドを含有する実燃料に模擬FP元素を添加した試料を調製し、相状態評価や物性測定を実施した。

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黒崎 健, 牟田 浩明, 山中 伸介, 宇埜 正美, 田中 康介, 逢坂 正彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 475-475, 2009

「低除染酸化物燃料サイクルの成立を指向した多元系燃料の物性研究」の一環として、高燃焼度を摸擬した低除染酸化物燃料の熱伝導率を有限要素法により解析した。 本発表（副題番号3）ともう一つの発表（副題番号4）の二件でシリーズ発表を希望しています。プログラム編成時、二つの発表が連番になるようご配慮いただけるとありがたく思います。

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生澤 佳久, 菊池 圭一, 小澤 隆之, 前田 誠一郎, 中島 弘, 小池 直人 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 532-532, 2009

...高速炉MOX燃料の熱設計においては燃料溶融を防止するために、MOX燃料の融点、燃料仕様、想定される照射条件及び照射挙動とこれらの不確かさを考慮し設計している。本照射試験燃料は、Amを含有した「もんじゅ」仕様の燃料で、熱設計において想定される照射条件を超える条件で照射され、最高温度部から採取した金相試料より、燃料溶融が生じていない事が確認された。...

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前田 茂貴, 曽我 知則, 板垣 亘, 関根 隆, 青山 卓史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 528-528, 2009

...高速炉用MA含有MOX燃料開発の一環として、高速実験炉「常陽」においてAm含有MOX燃料の高線出力試験を実施した。モンテカルロ計算コードMCNPを用いて燃料ペレットの構造まで詳細に模擬した解析を行い、試験燃料ピンの線出力密度の予測値を評価した。これにより、必要な試験条件を満足することを確認した。...

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前田 誠一郎, 水野 朋保, 竹内 則彦, 青山 卓史, 北村 了一, 安部 智之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 526-526, 2009

...Am等のマイナーアクチニド（MA）を含有した高速炉用MOX燃料の熱的性能を確認するために、高速実験炉「常陽」において、Amを含有させた低密度MOX燃料を用いて、「もんじゅ」の過出力条件を越える高線出力での照射を行うと共にホット試験施設での照射後試験を実施した。本発表では、この照射試験に係る全体計画、概要について報告する。...

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白崎 謙次, 大田 卓, 森 知紀, 山村 朝雄, 佐藤 伊佐務, 四竈 樹男, 冨安 博 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 559-559, 2009

...我々は近年、MOX燃料サイクルにて炭酸水溶液からの超臨界水熱合成によるウラン酸化物UO2の調製を提案している。使用済み核燃料にはネプツニウム等の超ウラン元素を含むが、炭酸水溶液中でのこれらの電気化学的性質は明らかでない。本研究では、ネプツニウムの電気化学測定により、超ウラン元素の電気化学的性質についての初期的な知見を得ることを目的とする。...

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米野 憲, 加藤 正人, 宇野 弘樹, 武内 健太郎, 森本 恭一, 鹿志村 元明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 474-474, 2009

高速炉用燃料の設計において重要なデータである相分離挙動の評価を行った。30%Pu含有MOX及びMA(Np, Am)含有MOX及びFPを模擬したSm含有MOXにおいて、相分離温度について既報データと新たに取得したデータを合わせ、燃料組成と相分離温度との関係を評価した。その結果、O/M比が1.92から1.95の範囲においてマイナーアクチニドの含有率が多いほど相分離温度は低下する傾向を示した。

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佐藤 勇, 田中 康介, 田中 健哉, 有馬 立身, 出光 一哉 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 466-466, 2009

...ディスク状UO2とAm含有MOX燃料を張り合わせて拡散対を作製し、1600℃でアニールし、拡散挙動を観察した。PuとAmの拡散係数を導出し、酸素分圧依存性及び粒界拡散の特徴に関して評価した。...

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中道 晋哉, 田村 哲也, 加藤 正人, 森本 恭一, 鹿志村 元明 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 467-467, 2009

...NpはMA含有MOX燃料開発のための重要な元素の１つである。Npを12%含有したMOX燃料の酸素ポテンシャルの測定を行った。1200℃, 1300℃及び1350℃の温度について酸素ポテンシャルの測定を行い， MOXと比較した。...

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森本 恭一, 加藤　 正人, 鹿志村　 元明, 西　 剛史, 伊藤　 昭憲, 市瀬　 健一, 小笠原 誠洋 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 468-468, 2009

...MOX燃料の比熱は原子炉の過渡時における評価を中心に設計上必要となる熱物性値であり，また，レーザーフラッシュ法を用いた熱伝導率評価の際に必要となる物性値である。本報告ではMOX燃料の基礎物性測定の一環として，高温域を中心としたPuO<SUB>2</SUB>およびPuO<SUB>2-x</SUB>のエンタルピー測定を実施し，比熱の温度依存性およびO/M比依存性についての評価を行った。...

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廣沢 孝志, 佐藤 勇, 吉持 宏, 田中 健哉 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 470-470, 2009

...粉末冶金法により作製した10%のアメリシウムを含有したMOX燃料について、雰囲気制御型レーザフラッシュ式熱伝導率測定装置を用いて熱伝導率の測定を実施し、アメリシウムの含有の影響を評価した。...

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吉田 圭太, 有馬 立身, 稲垣 八穂広, 出光 一哉, 佐藤 勇 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 465-465, 2009

分子動力学法を用いて、UO2、PuO2、AmO2及びそれらの固溶体の粒内における各イオンの拡散係数を平均自乗変位と時間の関係から導出し、温度依存性、O／M比依存性について評価した。

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河野 史明, 上羽 智之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 459-459, 2009

...高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)におけるMOX燃料炉心では下部ガスプレナム仕様の燃料ピンの使用を想定しており、下部ガスプレナム上部に燃料ペレット支持構造が必要となる。本検討では、ペレット支持構造として、絞り加工を施したプラグを被覆管に挿入し、かしめて固定する構造について試作及び評価を行った。...

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瀬川 智臣, 森平 正之, 滑川 卓志, 松山 慎一郎, 油田 良一, 水迫 文樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 458-458, 2009

...高速炉MOX燃料の被覆管内面腐食の低減策として、酸素ゲッター法の検討を進めている。候補材に選定したZr、TiとSUS被覆材、燃料材との共存性評価の結果について報告する。...

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勝山 幸三, 佐藤 勇, 芹澤 弘幸, 荒井 康夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 453-453, 2009

...He挙動の解明を目的として、高速実験炉「常陽」で照射されたMOX燃料ピンのパンクチャ試験を実施し、照射中に燃料ペレットから放出されたHe量を測定した。また、当該燃料ペレットの一部を加熱することにより、ペレット内に残留しているHe量を測定した。...

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笹嶋 尚彦, 山田 善郎, 石井 順太郎, 廣沢 孝志 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 449-449, 2009

...UO<SUB>2</SUB>やMOX燃料など燃料融点温度の高精度測定のために、融点測定炉内で温度計をin situ校正できる信頼性の高い高温定点が望まれている。今回の講演では、基準温度目盛高精度化のために使用するグラファイトるつぼを用いた金属炭化物－炭素系高温定点の性能評価と、融点測定用誘導加熱炉内で使用するタングステンるつぼを用いたin situ校正用高温定点の開発の現状について報告する。...

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土野 進, 石橋 隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 385-385, 2009

核燃料施設の火災時の閉じ込め性能を評価するため、グローブボックス火災におけるHEPAフィルターの目詰まり挙動にについて、試験を行い、フィルター差圧評価モデルに関する評価した結果について報告する。

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坪田 忍, 左藤 大介, 松本 英樹, 荒川 恵史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 194-194, 2009

...この結果、計算値と測定値は良好に一致し、三菱核設計コードのMOX燃料高度利用炉心に対する適応性が確認できた。...

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大岡 靖典, 山崎 正俊, 荒川 恵史 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 195-195, 2009

...本研究では，今後のMOX燃料の高度化を視野に入れ,長期サイクルや炉出力向上を経験したMOX燃料を装荷した運転データについて，炉心特性評価により炉心設計コードの適用性の確認を行った。...

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安藤 良平, 山本 徹, 高野 秀機 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 213-213, 2009

...全MOX-BWR炉物理試験計画(FUBILA計画)の試験炉心のうち10ｘ10MOX燃料集合体装荷炉心について、SRAC及びMVPコードによる炉心計算により解析した。その解析結果（臨界性及び出力分布）と測定値の比較について報告する。...

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山本 徹, 酒井 友宏, 安藤 良平 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 212-212, 2009

全MOX-BWR炉物理試験計画(FUBILA計画)の試験炉心のうちUO2燃料棒及びGd燃料棒を含むMOX集合体を装荷した炉心について、SRAC及びMVPコードによる炉心計算により解析した。その解析結果（臨界性及び出力分布）と測定値との比較について報告する。

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小川 隆, 大木 繁夫, 大久保 努, 水野 朋保 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 245-245, 2009

ブランケット燃料を用いないことにより、核不拡散性の向上を図った炉心概念の検討を行った。

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高峰 潤, 高瀬 操, 春山 満夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009f (0), 84-84, 2009

核燃料関連施設から発生する放射性廃棄物に含まれるU-235とPu-239原子を非破壊的に定量できることは放射能評価や計量管理にとって非常に重要である。そこで、昨年度発表した、「14MeV中性子直接問いかけ法を用いたPu-239及びU-235の分離測定法の開発」では、小さなマトリクス内にU-235とPu-239が混在している場合、その質量の比はこの研究で構築した理論式と14MeV中性子直接問いかけ…

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羽倉 尚人, 吉田 正 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 175-175, 2009

...評価済み核データライブラリに収められている誤差ファイルを用いて使用済MOX燃料のアクチニド崩壊熱と核種生成量の標準偏差を評価した．特に今回は、高速炉における評価結果を中心に示し、考察する。...

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山本 徹, 安藤 良平, 酒井 友宏 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 189-189, 2009

全MOX-BWR炉物理試験計画(FUBILA計画)の試験炉心のうちB4C制御棒挿入炉心について、SRAC及びMVPコードによる炉心計算により解析した。その解析結果として臨界性及び出力分布の解析値と測定値と比較について報告する。

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内川 貞夫, 大久保 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 205-205, 2009

...水冷却高速炉であるFLWRにおいて、235U濃縮度5wt%未満の条件のもとで、稠密格子UO2燃料集合体と増殖型MOX燃料集合体(FLWR/MIX)から構成される部分MOX炉心の成立性を検討し、MOX燃料装荷割合を変更した柔軟な運用が可能であるとの見通しが得られた。...

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岩崎 智彦, 小無 健司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 210-210, 2009

...「ハフニウム(Hf)水素化物による高速炉用制御棒」の長寿命化のために、大型MOX燃料炉心を対象に、3サイクル燃焼時の制御棒価値評価とNaボンド型制御棒による炉心仕様の検討を行ない、成立見通しを明らかにした。...

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岡本 将典, 石田 紀久 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 367-367, 2008

...革新的な小型軽水炉であるPSRD(Passive Safety Small Reactor for Distributed Energy Supply)の更なる長期運転炉心を目指し，MOX燃料使用，重水冷却炉心とした炉心について，SRACコードにより核設計計算を行った．その結果，10年間の定格出力連続運転の見通しを得た．...

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小林 善光 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 406-406, 2008

...機械混合製法MOX燃料ペレット組織のプルトニウムスポットに代表されるような非均一構造にフラクタル概念の視点から考察を加え、定量的に表現するモデルを提案する。...

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紙谷 正仁, 三浦 幸子, 佐野 雄一, 小山 智造, 青木 和夫, 澤田 佳代 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 716-716, 2008

...常圧条件下において未照射MOX燃料を用いた直接抽出試験を実施した。使用する溶媒の組成が適切であれば，TBPによってU, PuだけでなくAmも同時に抽出可能であることが確認できた。...

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魚住 浩一, 井上 正, OUGIER Michel, VAN WINCKEL Stefaan, GLATZ Jean-Paul 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 689-689, 2008

...高速炉照射済みのMOX燃料を用いて、LiCl浴中での電解還元試験を実施した。還元物の断面は金属光沢を呈し、ガスビュレット法による還元率測定で97%の還元率が得られたことから、本燃料はほぼ完全な還元されたと判断された。...

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田中 康介, 三輪 周平, 佐藤 勇, 廣沢 孝志, 大林 弘, 小山 真一, 吉持 宏, 田中 健哉, 関根 伸一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 469-469, 2008

...「常陽」で短期（10分間，24時間）照射されたマイナーアクチニド（MA）含有MOX燃料のうち，アメリシウム（Am）を約5%及び3%含有したMOX燃料（Am-MOX燃料）において，燃料ペレット径方向のプルトニウム及びアメリシウムの再分布挙動を調査した。...

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小無 健司, 岩崎 智彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 244-244, 2008

...高速炉における「ガドリニウム(Gd)水素化物によるバーナブルポイズン(BP)」の開発のために、大型MOX燃料高速炉にを対象に炉心設計評価を行い、燃焼反応度低減が可能なGd水素化物BPの基本仕様を設定した。...

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岩崎 智彦, 小無 健司 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 243-243, 2008

...「ハフニウム(Hf)水素化物による長寿命制御棒」の開発のために、大型MOX燃料炉心を対象に炉心設計評価を行い、基本仕様を設定した。...

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山本 徹, 安藤 良平, 馬野 琢也 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 230-230, 2008

全MOX-BWR炉物理試験計画(FUBILA計画)の40％、70％ボイド模擬炉心の臨界炉心及びスペクトルインデックス及び修正転換係数について、SRAC及びMVPコードによる炉心計算により解析し測定値と比較した結果について報告する。

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倉田 正輝, 矢作 昇, 北脇 慎一, 仲吉 彬, 福嶋 峰夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 557-557, 2008

...高速炉用MOX燃料を還元して製造したU-Pu合金を陽極に、固体陰極3ハ゛ッチ(U回収)+Cd陰極1ハ゛ッチ(U-Pu-Am回収)を連続した電解精製試験を行った。工程全体で核物質のマスハ゛ランスが維持されること、U製品中のPuとAm濃度は1ppm以下であること、Uが酸素不純物のケ゛ッターとして機能すること、等を示した。...

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佐藤 庄平, 奥野 浩 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 225-225, 2008

...円筒形状水反射体付均質MOX燃料体系の温度反応度係数を、SRAC-TWODANTの組み合わせにより算出した。計算の結果、MOX燃料の温度反応度係数は常に負の値をもち、H/(Pu+U)の増加に対して減少する傾向にあることが明らかになった。...

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荒川 恵史, 長野 浩明, 山崎 正俊 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 223-223, 2008

...高燃焼度MOX燃料等に対する原燃工PWR設計コード改良NULIFの検証を目的として，MALIBUのPWRサンプルについて核種組成量の評価及び比較を行った。MOX燃料，UO2燃料ともに70GWd/t程度まで燃焼したサンプルであるが，いずれのサンプルにおいても，改良NULIFの設計精度に問題ないことを確認した。...

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松岡 正悟, 伊藤 卓也, 金山 勇一郎, 松浦 文生 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 222-222, 2008

...高燃焼度MOX燃料に対する原燃工BWR設計コード改良NEUPHYSの検証を目的として，MALIBUのBWR MOX燃料サンプルに対して，改良NEUPHYSにより照射履歴の追跡計算を行い，サンプル中の核種組成の評価及び比較を行った。BWRのMOX燃料サンプルは，同じ燃料棒の異なる軸方向高さ3箇所から採取されており，そのボイド履歴は約20～70%，燃焼度は約50～80GWd/tである。...

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小嶋 健介, 奥村 啓介, 久語 輝彦, 岡嶋 成晃 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 195-195, 2008

...軽水炉MOX燃料炉心における、Pu-241崩壊に伴う臨界量経時変化に対する核データ起因誤差評価の一環として、MISTRAL実験を解析した。...

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鈴木 美寿, 滑川 卓志, 浅野 隆, 仁井田 浩二 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 21-21, 2008

...低除染MA含有MOX燃料製造施設における保障措置上の課題解決のため、MOX粉末飛散防止のために考案している閉じ込めセルについて、セル内に滞留するMOX粉末ホールドアップに対する中性子同時計測方法の適用性について数値計算により検討した。...

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安藤 良平, 山本 徹, 金山 勇一郎 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 170-170, 2008

...この研究の一部として将来の導入が予想されている現行のウラン燃料相当の燃焼度を達成するPWR及びBWRの高燃焼度MOX燃料の主要な核特性の燃焼変化を解析し、同程度の燃焼度のウラン燃料の燃焼特性と比較評価した。特にこの評価では核特性の燃焼変化の理解をより深めるために、集合体内の中性子エネルギー107群での中性子エネルギースペクトル及び主要な核種の核反応の中性子エネルギー依存性を評価した。...

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小嶋 健介, 奥村 啓介, 久語 輝彦, 岡嶋 成晃 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 171-171, 2008

...軽水炉臨界実験装置TCAにおいて、約7年間にわたって測定されたMOX燃料臨界量の経時変化の解析を行い、核データに起因する誤差を評価した。...

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瀬川 智臣, 中道 晋哉, 米野 憲, 森本 恭一, 加藤 正人, 鈴木 政浩, 木原 義之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 550-550, 2008

...マイナーアクチニド元素(Am、Np）を含有したMOX燃料の基礎物性データの研究を進めている。本件では、(Am、Np、Pu、U)O2の融点、熱伝導率等の成果について報告する。...

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高野 龍雄, 小林 仁, 鈴木 雄一郎, 武内 健太郎, 鹿志村 元明, 鈴木 政浩, 木原 義之 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 548-548, 2008

簡素化ペレット法のプロセスの成立性の見通しを得るために、焼結・O/M調整技術開発を実施している。本件では、これまでの照射燃料製造、MOXペレットの物性測定等を通じて得られた知見を踏まえ、小規模MOX試験用焼結・O/M調整設備の設計を実施した結果について報告する。

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大木 繁夫, 小川 隆, 小林 登, 永沼 正行, 水野 朋保 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 240-240, 2008

高速増殖炉サイクル実用化研究開発（ＦａＣＴ）の一環として、軽水炉からＦＢＲへの移行期に用いる増殖比1．2程度の高増殖炉心を検討した。ＦＢＲ平衡期の高内部転換型炉心とリプレーサブル（同一のプラントで使用可能）となるよう炉心仕様を工夫した。

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島川 聡司, 國富 一彦 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 236-236, 2008

...MOX燃料を用いた高温ガス炉の炉心設計結果を報告する。燃料は高速炉マルチリサイクル燃料を被覆燃料粒子にして用い、燃料温度を制限以下に維持しつつ高燃焼を達成するための炉心条件を得た。...

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内川 貞夫, 小林 登, 中野 佳洋, 大久保 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 214-214, 2008

...プルサーマル利用により確立される軽水炉燃料サイクル技術に立脚した早期導入用FLWR増殖型燃料集合体として、MOX燃料棒とUO2燃料棒を集合体内で非均質（アイランド型）に配置した新たな設計概念（FLWR/MIX）の成立性について検討し、使用するMOX燃料ペレットの最大Pu富化度をプルサーマル用燃料加工施設での取扱可能範囲内としながら、核分裂性Pu残存比1.0以上を実現できる見通しを得た。...

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田中 健哉, 石井 徹哉, 吉持 宏, 浅賀 健男, 黒崎 健 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 522-522, 2008

...軽水炉から発生するAm（Cm）を、高濃度のAm含有MOX燃料に加工し、高速炉に装荷し集中的に燃焼させることにより、早期にMAリサイクルを実現するためのシステム概念を提案している。本報告では、研究開発の中間評価としてシステム概念の有効性の定量評価及びシステム成立性評価に必要な燃料開発状況をまとめた。...

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笹嶋 尚彦, 山田 善郎, 石井 順太郎 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 516-516, 2008

...UO<SUB>2</SUB>やMOX燃料など燃料融点温度の高精度測定のために、融点測定装置内で温度計をin situ校正できる信頼性の高い高温度定点が望まれている。今回の講演では、炭化タングステン－炭素包晶点（2749 °C）を用いた高温度定点の研究を中心として、温度計校正の基準となる高温度定点開発の現状について報告する。また、燃料融点装置への適応についても簡単に紹介する。...

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中江 延男, 馬場 利和, 上村 勝一郎, ベルフェルト マーク 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 614-614, 2008

...MOX燃料の軽水炉での本格利用に向けてプルトニウム富化度が約14％の高富化度MOX燃料をBR2炉CALLISTOループで照射試験を実施中である。当該MOX燃料は燃料棒平均燃焼度約24GWd/t（ピーク燃焼度約36GWd/t）まで健全に照射された。現在、途中で取り出した一部燃料について照射後試験および残りの燃料について追加照射を実施している。...

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田中 康介, 三輪 周平, 佐藤 勇, 廣沢 孝志, 大林 弘, 小山 真一, 吉持 宏, 田中 健哉, 関根 伸一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008f (0), 615-615, 2008

...「常陽」で短期（24時間）照射されたマイナーアクチニド（MA)含有MOX燃料のうち，Amを約5%及び3%含有したMOX燃料（Am-MOX燃料）において，燃料ペレット径方向のPu及びAmの再分布挙動を調査した。...

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舟田 敏雄, 川太 徳夫, 千崎 雅生 日本原子力学会誌ATOMOΣ 50 (11), 711-715, 2008

<p>　2000年９月，米露が余剰核兵器解体プルトニウム（以下，解体プル）処分協定で，双方34トンの解体プルの処分を行うことに合意し，2007年末までには処分を開始するとした当初の計画は，その後どう進展したのか。この間の米露協議を巡る状況の変化と交渉経過を顧みるとともに，昨年11月共同声明でロシアの処分が高速炉オプションへと大きく方向転換することに寄与した日本原子力研究開発機構とロシアの研究所と…

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瀬川 智臣, 加藤 正人, 森本 恭一, 鹿志村 元明, 森平 正之, 宇野 弘樹, 田村 哲也, 砂押 剛雄 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 404-404, 2008

簡素化ペレット法での導入が検討されている低除染TRU燃料の富化度調整粉の場合、自己発熱によってMOX原料粉の酸化が進む可能性がある。本試験ではO/M比を調整したMOX原料粉を用いてペレットの調製を行い、MOX原料粉のO/M比がペレットの焼結特性にどのような影響を与えるかについて、ペレットの健全性、焼結ペレットの微細組織、高次酸化物相の残存の有無等から評価を行った。

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米野 憲, 加藤 正人, 森本 恭一, 鹿志村 元明, 菅田 博正, 柴田 和哉, 田村 哲也, 宇野 弘樹 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 405-405, 2008

...MOX燃料は自己照射によって保管中に格子欠陥とHeが生成される。長期保管したMOXペレットを燃料として用いる場合、結晶内に蓄積した格子欠陥とHeが照射挙動へ影響することが懸念される。そこで、本研究では、実際に2年から32年間保管したMOXペレットについて、熱処理を行い、熱処理前後の密度及び組織の変化を調査した。...

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