第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行

1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e

No. 1 1 1 H Li Be Na M g B A l C S i N P O S F He N Cl A e K Ca S c T i V C Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se B K Rb S Y Z Nb Mo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn Sb T e I X e Cs Ba F Ra Hf Ta W Re Os I Rf Db Sg Bh

03J_sources.key

Radiation Detection & Measurement (1) (2) (3) (4)1 MeV ( ) 10 9 m 10 7 m 10 10 m < 10 18 m X 10 15 m 10 15 m ......... (isotope)...... (isotone)......... (isobar) 1 1 1 0 1 2 1 2 3 99.985% 0.015% ~0% E

1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合

1/120 別表第 1(6 8 及び10 関係 ) 放射性物質の種類が明らかで かつ 一種類である場合の放射線業務従事者の呼吸する空気中の放射性物質の濃度限度等 添付 第一欄第二欄第三欄第四欄第五欄第六欄 放射性物質の種類 吸入摂取した 経口摂取した 放射線業 周辺監視 周辺監視 場合の実効線 場合の実効線 務従事者 区域外の 区域外の 量係数 量係数 の呼吸す 空気中の 水中の濃 る空気中 濃度限度

2_R_新技術説明会（佐々木）

% U: 6.58%, Np, Am:.5%, Pu:.% 5.8% Cs 6.5% Sr %.9%Mo 8.74% Tc.9% TODA C 8 H 7 C 8 H 7 N CH C CH N CH O C C 8 H 7 O N MIDOA C 8 H 7 DOODA NTA + HN(C 8 H 7 ) + H O DCC + SOCl + HN(C 8 H 7 ) + Cl TODA (TODA)

新規な金属抽出剤

新規な金属イオン抽出剤 (MIDA) 貴金属の簡便な回収法に利用 日本原子力研究開発機構 基礎工学研究センター 佐々木祐二 原子力機構では使用済み燃料中の有用金属の回収を目的として 様々な分離技術の開発を行っています 発電前発電後 (An, 含む ) せん断 溶解分離 U, Pu 精製 U 精製 再処理工場へ ウラン燃料 Pu 精製 核変換 高レベル廃液 燃料再処理 (PUREX) 中間貯蔵 U,

36 th IChO : - 3 ( ) , G O O D L U C K final 1

36 th ICh - - 5 - - : - 3 ( ) - 169 - -, - - - - - - - G D L U C K final 1 1 1.01 2 e 4.00 3 Li 6.94 4 Be 9.01 5 B 10.81 6 C 12.01 7 N 14.01 8 16.00 9 F 19.00 10 Ne 20.18 11 Na 22.99 12 Mg 24.31 Periodic

H1-H4

42 S H He Li H He Li Be B C N O F Ne Be B C N O F Ne H He Li Be B H H e L i Na Mg Al Si S Cl Ar Na Mg Al Si S Cl Ar C N O F Ne Na Be B C N O F Ne Na K Sc T i V C r K Sc Ti V Cr M n F e C o N i Mn Fe Mg

元素分析

: このマークが付してある著作物は 第三者が有する著作物ですので 同著作物の再使用 同著作物の二次的著作物の創作等については 著作権者より直接使用許諾を得る必要があります (PET) 1 18 1 18 H 2 13 14 15 16 17 He 1 2 Li Be B C N O F Ne 3 4 5 6 7 8 9 10 Na Mg 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 Al Si P

RN201602_cs5_0122.indd

ISSN 1349-1229 No.416 February 2016 2 SPECIAL TOPIC113 SPECIAL TOPIC 113 FACE Mykinso 113 SPECIAL TOPIC IUPAC 11320151231 RI RIBFRILAC 20039Zn30 Bi83 20047113 20054201283 113 1133 Bh107 20082009 113 113

RAA-05(201604)MRA対応製品ver6

M R A 対 応 製 品 ISO/IEC 17025 ISO/IEC 17025は 試験所及び校正機関が特定の試験又は 校正を実施する能力があるものとして認定を 受けようとする場合の一般要求事項を規定した国際規格 国際相互承認 MRA Mutual Recognition Arrangement 相互承認協定 とは 試験 検査を実施する試験所 検査機関を認定する国際組織として ILAC 国際試験所認定協力機構

IS(A3) 核データ表 ( 内部転換 オージェ電子 ) No.e1 By IsoShieldJP 番号 核種核種半減期エネルギー放出割合核種番号通番数値単位 (kev) (%) 核崩壊型 娘核種 MG H β-/ce K A

IS(A3)- 284 - No.e1 核種核種半減期エネルギー放出割合核種通番数値単位 (kev) (%) 1 1 1 MG-28 20.915 H 29.08 27.0000 β-/ce K Al-28 2 1 2 MG-28 20.915 H 30.64 2.6000 β-/ce L Al-28 3 2 1 SC-44M 58.6 H 270.84 0.0828 EC/CE CA-44 4 2

PowerPoint プレゼンテーション

2004 3 3 2 3 4 5 6 7 8 9 10 T. Ito, A. Yamamoto, et al., J. Chem. Soc., Chem. Commun., 136 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1783 (1974) J. Chem. Soc., Dalton Trans., 1398 (1975) 11 T.Ito, A. Yamamoto,

MP-AES ICP-QQQ Agilent 5100 ICP-OES Agilent 5100 (SVDV) ICP-OES (DSC) 1 5100 SVDV ICP-OES VistaChip II CCD Agilent 7900 ICP-MS 7700 / 10 7900 ICP-MS ICP-MS FTIR Agilent 7900 ICP-MS Agilent Cary 7000 (UMS)

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1

使用済み燃料の処理 処分の観点からの核燃料サイクルにおける高速炉の意義と 高速炉使用済み燃料再処理の 技術動向と課題 資料 2 鈴木達也 長岡技術科学大学 1 発表の概要 核燃料サイクルにおける高速炉の意義 軽水炉使用済み燃料 高速炉使用済み MOX 燃料の特性比較と高速炉 MOX 燃料の課題 MOX 燃料再処理の現状 我が国における高速炉 MOX 燃料再処理技術開発の現状 高速炉燃料再処理の人材育成と技術伝承の課題

開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科 教授 大江 俊昭 氏 講義 課題1 放射性廃棄物処分の安全評価解析の基礎 Ⅰ 浅地中ピット処分の事例分析 Ⅱ 地層処分の事例分析 課題2 放射性廃棄物処分の安全評価

RADIOACTIVE WASTE MANAGEMENT FUNDING AND RESEARCH CENTER TOPICS 213.12.NO.18...... Ⅰ 成果等普及活動の実施状況 25 2 2 Ⅱ 25 1 17 1:3 18: 2 3 1 2 3 HLW 25 3 3 Ⅲ 開催日時 平成25年11月14日 木 9:3 17: 会場 東海大学高輪キャンパス1号館 第2会議室 講師 東海大学工学部原子力工学科

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多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク

登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目

登録プログラムの名称 登録番号 初回登録日 最新交付日 登録された事業所の名称及び所在地 問い合わせ窓口 JCSS JCSS0061 1995 年 12 月 1 日 2018 年 5 月 23 日公益社団法人日本アイソトープ協会川崎技術開発センター 210-0821 神奈川県川崎市川崎区殿町三丁目 25 番 20 号法人番号 7010005018674 研究開発課 Tel: 044-589-5494

hv (%) (nm) 2

HOLLOW CATHODE LAMPS hv 1 2 1 8 5 3 4 6 (%) 6 4 7 8 2 16 2 24 28 32 36 4 44 (nm) 2 1 328.7 346.5 Ag 47-47NB(AG) 338.28 1 2 Re 75-75NB(RE) 346.47 2 25 39.27 343.49 Al 13-13NB(AL) 396.15 1 2 Rh 45-45NB(RH)

希少金属資源 -新たな段階に入った資源問題-

H 耐用 TMR 占有増大 Li 94.5 4CL 0 Na 56 0 K 800 6CA 99 Rb 0. Cs 0.0 Fr Be.5 86US 4 Mg 5500 0.07 8CN 5 Ca 0.09 7 Sr 0.5 48ES Ba 0.5 47 Ra Sc. Y 6.7 7 (Ln) 800-97CN 6 (An) Center for Strategic Material NIMS,Japan

Microsoft PowerPoint - 基礎化学4revPart1b [互換モード]

化学結合と分 の形 なぜ原 と原 はつながるのかなぜ分 はきまった形をしているのか化学結合の本質を理解しよう 分子の形と電子状態には強い相関がある! 原子 分子 基礎化学 ( 化学結合論 構造化学 量子化学 ) 電子配置分子の形強い相関関係 ( 電子状態 ) ( 立体構造 ) 分子の性質 ( 反応性 物性 ) 先端化学 ( 分子設計 機能化学 ) 機能 分子の形と電子配置の基礎的理解 基礎 ( 簡単

01-表紙.ai

B 0 5 0-5 双極子核 I=1/ 2 四極子核 I 1 e Li Be B C N F Ne Na Mg 黒字はNMR 観測不可 Al Si P S Cl Ar K Ca Sc Ti V Cr MnFe Co Ni Cu ZnGaGe As Se Br Kr RbSr Y Zr NbMoTc RuRhPdAgCd In Sn SbTe I Xe Cs Ba La f Ta W Res Ir Pt

理工学部無機化学ノート

2 周期表と元素の性質の周期性 電子配置 通常の長周期型周期表 非金属元素と金属元素 e Cs Ba f Ta W Re Os Ir Pt Au g Tl Pb Bi Po At Rn Fr Ra Rf Db Sg Bh s Mt Ds Rg Cn Fl Lv 元素の大半は金属元素である 14 族や 15 族は 周期が下がるにつれ 性質が大幅に変化することが分かる La Ce Pr Nd Pm Sm

K 吸収端 XAFS 用標準試料 Ti Ti-foil 金属箔 縦 1.3 cm 横 1.3 cm 厚さ 3 µm TiO2 anatase ペレット φ 7 mm 厚さ 0.5 mm 作製日 TiO2 rutile ペレット φ 7 mm 厚さ 0.5 mm 作製日 2017.

あいち SR BL5S1 硬 X 線 XAFS ビームライン Ⅰ 標準試料リスト 周期表のリンクをクリックすると 各元素の標準試料リストに飛びます 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 H He Li Be B C N O F Ne Na Mg Al Si P S Cl Ar K Ca Sc Ti V Cr Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた

2 6 8 10 12 14 18 20 22 24 26 29 32 34 36 1 40 42 44 39 47 48 50 52 54 56 58 60 62 64 68 70 72 74 76 78 80 67 83 84 86 88 90 92 94 96 97 98 100 102 103 104 106 110 112 114 116 118 120 122 124 126 128 130

原子炉の原理と構造

使用済燃料と高レベル放射性廃棄物問題 目次 使用済み 燃料ー再処理か直接処分か使用済み燃料の組成放射性廃棄物の区分と発生個所高レベル放射性廃棄物の減衰と 処分 原子力発電所における廃棄物の処理方法高レベル放射性廃棄物の処理 処分プルサーマル問題を考える核種転換 ( 消滅処理 ) とは何か核種転換 ( 消滅処理 ) の展望 評価ー Made by R. Okamoto (Emeritus Prof.

SIｻｲｴﾝｽ株式会社 stable isotope metal

12 マグネシウム Magnesium 24 Mg 酸化物 78.99 99.7 12 マグネシウム Magnesium 25 Mg 酸化物 10.0 97.0 12 マグネシウム Magnesium 26 Mg 酸化物 11.01 97.0 12 マグネシウム Potassium 39 K 塩化物 93.11 99.97 12 マグネシウム Potassium 40 K 塩化物 0.011 2.10

CPT2L1Z1J154.indd

要点学習化学変化と原子分子 1 1 30 分分解, 物質のしくみ CPT2L1-Z1J1-01 要点 要点を読んで重要なポイントを確認しましょう 分解 1 分解 物質そのものが 性質が異なる別の物質に変わる変化を() といいます 1 種類の物質が2 種類以上の別の物質に分かれる化学変化をといいます 加熱により起こる分解をとくにといい 電流を流すことにより起こる分解をとくに といいます 2 炭酸水素ナトリウムを熱分解する実験

2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N

2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

Microsoft Word - Jmol リソースの使い方－２.doc

Moodle での Jmol リソースの 使 い 方 1. 表 示 例 分 子 構 造 データファイルを 指 定 して 分 子 の 3 次 元 構 造 と 分 子 軌 道 などを 表 示 することができます 1.1. DNA PDB 形 式 データファイル 1.2. タンパク 質 の 表 示 GFP の 一 種 1 1.3. 波 動 関 数 の 表 示 -アセトアルデヒド 2. リソースの 追 加

Microsoft PowerPoint - ①-3_データ集(タンク推定・実測)r6

参考資料 -3 ALPS 処理水データ集 ( タンク群毎 ) 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 1 1. タンク群毎の放射能濃度推定値 G3 エリア 以上は橙色 部分 62 核種告示比 ( 限度比総和 ) 推定 1 未満は水色 部分 Gr 9.00E+01 6.00E+01 2.00E+02 8.00E+02 1.00E+02 3.00E+01 9.00E+00 6.00E+04 62 核種告示比推定

チームリーダー向け

原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ 若手原子力研究プログラム事後評価総合所見 研究開発課題名 : 硫化反応を用いる核燃料再処理法の基礎研究 研究代表者 ( 研究機関名 ): 桐島陽 ( 国立大学法人東北大学 ) 再委託先研究責任者 ( 研究機関名 ): 逢坂正彦 ( 独立行政法人日本原子力研究開発機構 ) 研究期間及び予算額 : 平成 21 年度 ~ 平成 22 年度 (2 年計画 ) 18 百万円項目要約

2 1 7 - TALK ABOUT 21 μ TALK ABOUT 21 Ag As Se 2. 2. 2. Ag As Se 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 Sb Ga Te 2. Sb 2. Ga 2. Te 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4 5 6 7 8 9 1 1 2 3 4

Basic Welding 1. welding processes and equipments

オーステナイト FCC: 面心立方格子 Face Centered Cubic = 最密 (closed pack)! α,δ- フェライト BCC : 体心立方格子 Body Centered Cubic A1 変態温度 (A1 変態線 ) A3 変態温度 (A3 変態線 ) 変形 = 転位の動き 最大せん断応力方向 刃状転位 変形 = 転位の動き 最大せん断応力方向 刃状転位 粒界 鉄鋼材料の熱処理

2 Zn Zn + MnO 2 () 2 O 2 2 H2 O + O 2 O 2 MnO 2 2 KClO 3 2 KCl + 3 O 2 O 3 or 3 O 2 2 O 3 N 2 () NH 4 NO 2 2 O + N 2 ( ) MnO HCl Mn O + CaCl(ClO

1 [1]. Zn + 2 H + Zn 2+,. K Ca Na Mg Al Zn Fe Ni Sn Pb H Cu Hg Ag Pt Au H (H + ),,. [2] ( ) ( ) CO 2, S, SO 2, NH 3 () + () () + () FeS Fe S ( ) + ( ) ( ) + ( ) 2 NH 4 Cl + Ca(OH) 2 Ca O + 2 NH 3,.,,.,,.,.

apple ｦ0 09 apple ｦ apple0309apple076 56ｦ fl 0603apple6ｦ

1305ｨｬ00010204ｨｦ00ｨｦ07ｨ ｨｹ ｨ 0500090502ｨｦ00ｨｦ07ｨ ｨｹ, 2009, 6ｧ8 6, 06. 1ｨC18 ｨｬ0501 551.23/21;558.42 07ｨ 05ｨｺｨｦ0700ｨｦ07ｨ 02ｨ ｨｹ ｨｪ00ｨｺ020200ｨｲ040107 ｨ 05ｨｪｨｦｨｮ04ｨ 01ｨｦ05 05ｨｬ0001020402 02ｨｬｨｪ04ｨｦ050501ｨ

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK

Agilent 7900 ICP-MS 1 1 Ed McCurdy 2 1 Agilent Technologies, Japan 2 Agilent Technologies, UK Na P K Ca Co Cu Sr Cd Ce Cs Tl 11 [1]18 [2] (FAO) (WTO) (Codex) Pb Cd As Sn Pb 0.3 mg/kg Cd 0.4 mg/kg 0.2 mg/kg

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E AN 2 JCO ATM 25320 0 m 100 m JR EV WC EV WC EV WC D101 1 D202 5 D201 WC WC 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 会 費 定 員 会場への移動 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 対 象 会 費 定 員 2010 年 3 月 29 日 ( 月 ) 2 月 8 日 ( 月 )

untitled

NPO 2006( ) 11 14 ( ) (2006/12/3) 1 50% % - - (CO+H2) ( ) 6 44 1) --- 2) ( CO H2 ) 2 3 3 90 3 3 2 3 2004 ( ) 1 1 4 1 20% 5 ( ) ( ) 2 6 MAWERA ) MAWERA ( ) ( ) 7 6MW -- 175kW 8 ( ) 900 10 2 2 2 9 -- - 10

CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COO

CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH CH 2 CH 2 COONa CH 2 N CH 2 COONa O Co 2+ O CO CH 2 CH N 2 CH 2 CO 9 Change in Ionic Form of IDA resin with h ph CH 2 NH + COOH COOH COOH COO - CH 2 NH + + CH 2 NH COO - COO - COO

東海フォーラム-ガラス固化開発

第 11 回東海フォーラム ガラス固化技術開発の現状 平成 28 年 2 月 24 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理技術開発センターガラス固化技術開発部 永井崇之 ガラス固化技術開発施設 (TVF : Tokai Vitrification Facility) 報告内容 はじめに 燃料に含まれる元素 使用済核燃料の再処理プロセス ガラス固化技術の開発経緯 ガラス固化技術が選ばれた理由

A23 A24 A25 A26 A27 A28 A38 A39 燃料再処理 A40 A41 A42 A43 第 3 日 休 憩 総合講演 報告 3 日本型性能保証システム 燃料再処理 A29 A30 A31 A32 A33 A34 A35 燃料再処理 A36 A37 燃料再処理 A44 A45 A4

2010 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2010 年 9 月 15 日 17 日 第 1 日 発表 10 分, 討論 5 分 燃料再処理 A01 A02 A03 A04 A05 A06 A07 休 憩 総合講演 報告 1 計量保障措置分析品質保証 燃料再処理 A08 A09 A10 A11 A12 燃料再処理 A13 A14 A15

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション

CRA3689A

AVIC-DRZ90 AVIC-DRZ80 2 3 4 5 66 7 88 9 10 10 10 11 12 13 14 15 1 1 0 OPEN ANGLE REMOTE WIDE SET UP AVIC-DRZ90 SOURCE OFF AV CONTROL MIC 2 16 17 1 2 0 0 1 AVIC-DRZ90 2 3 4 OPEN ANGLE REMOTE SOURCE OFF

16-40.indd

2009 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2009 年 3 月 23 日 25 日 炉材料 A05 A06 A07 A08 学生連絡会 第 17 回会員総会 第 1 日 第 41 回日本原子力学会学会賞 贈呈式 特別講演 炉材料 A01 A02 A03 A04 第 1 日 休憩 炉材料 A09 A10 A11 A12 A13

スライド 1

High-k & Selete 1 2 * * NEC * # * # # 3 4 10 Si/Diamond, Si/SiC, Si/AlOx, Si Si,,, CN SoC, 2007 2010 2013 2016 2019 Materials Selection CZ Defectengineered SOI: Bonded, SIMOX, SOI Emerging Materials Various

あいち SR 硬 X 線 XAFS ビームライン参照試料リスト 周期表のリンクをクリックすると 各元素の参照試料リストに飛びます H He Li Be B C N O F Ne Na Mg Al Si P S

あいち SR 硬 X 線 XAFS ビームライン参照試料リスト 周期表のリンクをクリックすると 各元素の参照試料リストに飛びます 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 H He Li Be B C N O F Ne Na Mg Al Si P S Cl Ar K Ca Sc Ti V Cr Mn Fe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se

2 及び 3 号機 PCV - 試料の性状 分析内容 PCV 内部調査 (2 号機 2013 年 8 月 3 号機 2015 年 10 月 ) にて採取された (LI- 2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した ICP-AES を用いた元素分析も実施した 3 H

廃棄物試料の分析結果 (2 及び 3 号機原子炉格納容器内 1 号機タービン建屋内 スラッジ 1 号機原子炉建屋オペレーティングフロアボーリングコア ) 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 2017 年 2 月 23 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発

IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 )

IS(A-3)- 1 - IS 技術情報 (A3) 遮へい計算ソフト IsoShieldⅡ(Standard) の基礎データ核データ表 五十棲泰人株式会社イソシールド IsoShieldⅡ(Basic) には放射性同位元素からの放射線 (α 線 β 線 γ/x 線および内部転換 / オージェ電子 ) のスペクトル表示や線量計算のため 428 の核種の核データを装填してある IsoShieldⅡ(Standard)

2. 核燃料サイクルとは核燃料サイクルとは 天然に存在するウランやトリウム資源を核燃料として利用し 原子炉から取り出した使用済みの燃料を廃棄物として処理し処分するまでの全過程を指す 核燃料サイクルの概要を第 2 図に示す 濃縮ウランを燃料とする軽水炉の核燃料サイクルを例とすると 次の過程に分類される

1-1 原子力発電と核燃料サイクルの仕組み 1. はじめに日本の原子力は 1950 年代半ばに始まった 世界的な原子力平和利用と核兵器削減の重要性を謳った 有名なアイゼンハワー米大統領による演説 Atoms for Peace が国連総会で行われたのが1953 年のことである 日本は その2 年後の1955 年に 原子力基本法 を制定し 原子力の研究開発と推進体制の整備を開始した 1963 年 日本原子力研究所

日本原子力学会 2015 年春の年会 日程表 2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 茨城大学日立キャンパス JR JR 11 10 21 22 23 24 EV EV 日 時 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 ) 19:00~20:30 場 所 会 費 定 員 交 通 展示期間 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 場 所

Al アルミニウム Cu 銅 Fe 鉄 Ni ニ

Al アルミニウム 30000 30000 30000 26000 26000 26000 28000 Cu 銅 140000 140000 140000 110000 110000 110000 130000 Fe 鉄 86000 87000 88000 140000 140000 140000 110000 Ni ニッケル 13000 13000 14000 23000 23000 23000

1 平成 27 年度環境研究総合推進費研究成果発表会 平成 27 年 10 月 23 日 廃自動車の行方を考える - 資源と環境の視点から見た使用済み自動車 - 京都大学環境科学センター酒井伸一

1 平成 27 年度環境研究総合推進費研究成果発表会 平成 27 年 10 月 23 日 廃自動車の行方を考える - 資源と環境の視点から見た使用済み自動車 - 京都大学環境科学センター酒井伸一 平成 24~26 年度環境研究総合推進費研究 使用済み自動車 (ELV) の資源ポテンシャルと環境負荷に関するシステム分析 研究代表者酒井伸一 ( 京都大学 ) 研究分担者滝上英孝 梶原夏子 ( 国立環境研究所

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析

福島第一発電所構内で採取した建屋内瓦礫の放射能分析 平成 27 年 10 月 1 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 経済産業省平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) の成果の一部が含まれている 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

コロイド化学と界面化学

x 25 1 kg 1 kg = 1 l mmol dm -3 ----- 1000 mg CO 2 -------------------------------------250 mg Li + --------------------------------1 mg Sr 2+ -------------------- 10

JAEA-Data/Code 2011-017 Preparation of Fast Reactor Group Constant Sets UFLIB.J40 and Kazuteru SUGINO, Tomoyuki JIN, Taira HAZAMA and Kazuyuki NUMATA January 2012 JFS-3-J4.0 Based on the JENDL-4.0 Data

42 3 u = (37) MeV/c 2 (3.4) [1] u amu m p m n [1] m H [2] m p = (4) MeV/c 2 = (13) u m n = (4) MeV/c 2 =

3 3.1 3.1.1 kg m s J = kg m 2 s 2 MeV MeV [1] 1MeV=1 6 ev = 1.62 176 462 (63) 1 13 J (3.1) [1] 1MeV/c 2 =1.782 661 731 (7) 1 3 kg (3.2) c =1 MeV (atomic mass unit) 12 C u = 1 12 M(12 C) (3.3) 41 42 3 u

目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉 ASTRID について フランスの技術実証炉 ASTRID の開発計画 高速炉開発で連携日

自由民主党資源 エネルギー戦略調査会放射性廃棄物処分に関する小委員会 フランスにおける 高速炉 (ASTRID) について 日本原子力研究開発機構 佐賀山豊 平成 26 年 3 月 12 日 目次 分離変換技術とは 分離変換を組み込んだ核燃料サイクル 海外の高速炉開発実績と現在の開発状況 フランスの高速炉開発 ( 概要 ) フランスの核燃料サイクル戦略 ( 分離オプション ) フランスの技術実証炉

<30345F D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10

物理化学I-第12回(13).ppt

I- 12-1 11 11.1 2Mg(s) + O 2 (g) 2MgO(s) [Mg 2+ O 2 ] Zn(s) + Cu 2+ (aq) Zn 2+ (aq) + Cu(s) - 2Mg(s) 2Mg 2+ (s) + 4e +) O 2 (g) + 4e 2O 2 (s) 2Mg(s) + O 2 (g) 2MgO(s) Zn(s) Zn 2+ (aq) + 2e +) Cu 2+ (aq)

電子配置と価電子 P H 2He 第 4 回化学概論 3Li 4Be 5B 6C 7N 8O 9F 10Ne 周期表と元素イオン 11Na 12Mg 13Al 14Si 15P 16S 17Cl 18Ar 価電子数 陽

電子配置と価電子 P11 1 2 13 14 15 16 17 18 1H 2He 第 4 回化学概論 3Li 4Be 5B 6C 7N 8O 9F 10Ne 周期表と元素イオン 11Na 12Mg 13Al 14Si 15P 16S 17Cl 18Ar 1 2 3 4 5 6 7 0 陽性元素陰性元素安定電子を失いやすい電子を受け取りやすい 原子番号と価電子の数 P16 元素の周期表 P17 最外殻の電子配置と周期表

<4D F736F F F696E74202D BB8A7790EA96E588CF88F589EF5F93FA97A CE93635F E >

日本原子力学会 水化学部会 第 32 回定例研究会 有機酸を利用した炉内構造物 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2018/03/20 ( 株 ) 日立製作所 目次 1. 炉内構造物 一次系配管の化学除染技術 1-1. 廃止措置における化学除染の目的 1-2. 化学除染技術 (HOP 法 ) の特徴 1-3. HOP 法の実機適用実績 2. 使用済イオン交換樹脂の化学除染技術 2-1. 使用済イオン交換樹脂の概要

別紙 平成 25 年末における我が国の分離プルトニウム管理状況 1. 分離プルトニウムの保管状況 ( ) 内は平成 24 年末の報告値を示す (1) 国内に保管中の分離プルトニウム量 単位:kgPu 再 施設名 ( 独 ) 日本原子力研究開発機構再処理施設 日本原燃株式会社再処理施設 合計 処 理

第 31 回原子力委員会資料第 3 号 我が国のプルトニウム管理状況 平成 26 年 9 月 16 日内閣府原子力政策担当室 1. 趣旨我が国は NPT( 核兵器不拡散条約 ) を遵守し 全ての原子力活動をIAEA( 国際原子力機関 ) の保障措置の下に置いている その上で 特にプルトニウムに関しては その利用の透明性の向上を図ることにより国内外の理解を得ることが重要であるとの認識に基づいて 平成

日程表 mcd

2011 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2011 年 9 月 19 日 22 日 特別シンポジウム 特別講演 第 1 日 第 2 日 理事会からの報告と会員との意見交換 第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A01 A02 A03 A04 原子力青年ネットワーク連絡会 第 12 回全体会議 男女共同参画委員会セッション 核化学,

リサイクルデータブック2017

AppendixEU SDGs2159EU 21512UNEPOECD2165G7 2165 214 Appendix 1 EU 2 EU EU( EU EU EU EU 3 217 i CONTENTS i 1 214 1 214 2 1 4 2 2 6 3 3 6 4 214 7 4 5 9 6 214 9 5 7 1 8 214 1 9 11 1 214 11 11 214 11 6 6.1

Microsoft PowerPoint - H25環境研修所(精度管理）貴田（藤森修正）

測定技術における課題 1 元素の機器分析 藤森 英治 ( 環境調査研修所 ) 1 まとめと課題 5 ろ液の保存 改正告示法では 溶出液の保存方法は規定していない 測定方法は基本的に JISK0102 工場排水試験法を引用する場合が多く 溶出液の保存についてはそれに準ずる 今回の共同分析では 溶出液の保存について指示していなかった そのため 六価クロムのブラインド標準では六価クロムが三価クロムに一部還元される現象がみられた

資料４　小型電気電子機器リサイクル制度及び使用済製品中の有用金属の再生利用について

資料 4 小型電気電子機器リサイクル制度及び使用済製品中の有用金属の再生利用について 環境省大臣官房廃棄物 リサイクル対策部 小型電気電子機器 審議会の検討対象としては 基本的には 家電リサイクル法の対象品目以外の全ての電気電子機器を想定 このうち 基板等有用金属を高濃度で含む部品を有していること 比較的小型で他品目と同時に一括での回収が可能なこと 3 現時点でリサイクルされていないもの を条件として検討対象となる具体的な品目を特定していく予定

キレート樹脂固相製品

無機元素分析用キレート樹脂固相製品 無機元素分析用 キレート樹脂固相製品 精製水 0.8 分 エムポア ディスク 47 mm(sdb 系 ) 20 分 河川水 1.0 分 従来の充填型 (CH2 CH CH2 CH CH2 CH)n 固相カラム (SDB 系 ) 20 分 R R R 湖 水 1.9 分 33 分 (CH CH2 C CH2 CH CH2)n 沼 水 2.8 分 目詰まり R R R

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 29 年 8 月 1 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び

リサイクルデータブック2016

AppendixEU SDGs2159EU 21512UNEPOECD2165G7 2165 213 Appendix 1 EU 2 EU 3 215 i CONTENTS i 1 213 1 213 2 1 4 2 2 6 3 3 6 4 213 7 4 5 9 6 213 9 5 7 1 8 213 1 9 11 1 213 11 11 213 11 6 6.1 12 213 14 6.2 13

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2011年春の年会 福井大学文京キャンパス 交通案内 ①私鉄えちぜん鉄道 福井駅 福大前西福井駅 約10分 片道150円 時刻表 http://www.echizen-tetudo.co.jp/ 下り 三国港駅行き にご乗車ください ②京福バス JR 福井駅前 10のりば 福井大学前 約10分 片道200円 時刻表 http://bus.keifuku.co.jp/ ③空港連絡バス 小松空港 福井駅

JAJP

Agilent 7500ce ORS ICP-MS Glenn Woods Agilent Technologies Ltd. 5500 Lakeside, Cheadle Royal Business Park Stockport UK Agilent 7500ce ICP-MS 5 7500ce (ORS) 1 ORS 7500ce ORS ICP-MS ( ) 7500 ICP-MS (27.12

本レポートは独立行政法人日本原子力研究開発機構が不定期に発行する成果報告書です 本レポートの入手並びに著作権利用に関するお問い合わせは 下記あてにお問い合わせ下さい なお 本レポートの全文は日本原子力研究開発機構ホームページ ( より発信されています 独立

JAEA-Data/Code 2012-018 福島第一原子力発電所の燃料組成評価 Estimation of Fuel Compositions in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant September 2012 西原健司岩元大樹須山賢也 Kenji NISHIHARA, Hiroki IWAMOTO and Kenya SUYAMA 原子力基礎工学研究部門核工学

1-x x µ (+) +z µ ( ) Co 2p 3d µ = µ (+) µ ( ) W. Grange et al., PRB 58, 6298 (1998). 1.0 0.5 0.0 2 1 XMCD 0-1 -2-3x10-3 7.1 7.2 7.7 7.8 8.3 8.4 up E down ρ + (E) ρ (E) H, M µ f + f E F f + f f + f X L

我が国のプルトニウム管理状況

我が国のプルトニウム管理状況 1. 概要 平成 28 年 7 月 27 日内閣府原子力政策担当室 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

第 11 回化学概論 酸化と還元 P63 酸化還元反応 酸化数 酸化剤 還元剤 金属のイオン化傾向 酸化される = 酸素と化合する = 水素を奪われる = 電子を失う = 酸化数が増加する 還元される = 水素と化合する = 酸素を奪われる = 電子を得る = 酸化数が減少する 銅の酸化酸化銅の還元

第 11 回化学概論 酸化と還元 P63 酸化還元反応 酸化数 酸化剤 還元剤 金属のイオン化傾向 酸化される = 酸素と化合する = 水素を奪われる = 電子を失う = 酸化数が増加する 還元される = 水素と化合する = 酸素を奪われる = 電子を得る = 酸化数が減少する 銅の酸化酸化銅の還元 2Cu + O 2 2CuO CuO + H 2 Cu + H 2 O Cu Cu 2+ + 2e

1. 2 A B B A B 0 y A + y B A Burner FP SRAC FP CBZ BurnupChainGenerator 197 FP BurnupChainGenerator 1

1 CBZ/BurnupChainGenerator 27 4 27 1 (n,g) (n,γ) (n,2n) U-235 (n,g) U-236 (n,2n) U-234 α β Cm-242 α 2 2 Pu-238 heavy nuclides 30 fission product, FP 1,000 ORNL ORIGEN ORIGEN UO 2 MOX MOX CBZ/Burner Burner

現場での微量分析に最適 シリーズ Spectroquant 試薬キットシリーズ 専用装置シリーズ 主な測定項目 下水 / 廃水 アンモニア 亜硝酸 硝酸 リン酸 TNP COD Cr 重金属 揮発性有機酸 陰イオン / 陽イオン界面活性剤 等 上水 / 簡易水道 残留塩素 アンモニア 鉄 マンガン

現場での微量分析に最適 シリーズ Spectroquant 試薬キットシリーズ 専用装置シリーズ 主な測定項目 下水 / 廃水 アンモニア 亜硝酸 硝酸 リン酸 TNP COD Cr 重金属 揮発性有機酸 陰イオン / 陽イオン界面活性剤 等 上水 / 簡易水道 残留塩素 アンモニア 鉄 マンガン カドミウム 鉛 六価クロム シアン化物等 飲料 用水管理 残留塩素 鉄 マンガン 等 ボイラー シリカ

23 1 Section ( ) ( ) ( 46 ) , 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, % ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4

23 1 Section 1.1 1 ( ) ( ) ( 46 ) 2 3 235, 238( 235,238 U) 232( 232 Th) 40( 40 K, 0.0118% ) (Rn) (Ra). 7( 7 Be) 14( 14 C) 22( 22 Na) (1 ) (2 ) 1 µ 2 4 2 ( )2 4( 4 He) 12 3 16 12 56( 56 Fe) 4 56( 56 Ni)

もんじゅ研究計画

- 125 - 将来のための有用な技術 フランスでは 2 種類の高速中性子炉を選択 : ナトリウム冷却 : 基本路線 ASTRID プロジェクト 統合された技術の実証 600 MWe 第 4 世代原子炉 ガス冷却 : 将来のための方策 ALLEGRO プロジェクト : 中欧の多国間協力による プロジェクト CEA も連携 PAGE 3 ASTRID と燃料サイクルの計画 フランス政府へ 2012 報告書

Microsoft PowerPoint - 生成核種

原子炉内で生成される 放射性物質の種類 緊急的に作成した資料のため他のホームページなどから画像などを無断引用しています ご理解 ご容赦のほどお願い申し上げます 放射線ってよくわからない よくわからないから 得体が知れないから 怖い みなさまの 得たいが知れない怖さ を軽減する一助になればと思い 作成しています 235 Uに中性子が 1 個ぶつかると 235 Uは核分裂をする 放射性同位元素 放射性同位元素

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四極子の固体 NMR NMR の特徴 : 核種毎の情報を得ることが出来る 双極子核 I=1/2 四極子核 I 1 e Li Be B C N F Ne Na Mg 黒字はNMR 観測不可 Al Si P S Cl Ar K Ca Sc Ti V Cr MnFe Co Ni Cu Zn Ga Ge As Se Br Kr Rb Sr Y Zr NbMo Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sn

第28回原子力委員会　資料第3号

我が国のプルトニウム管理状況 平成 27 年 7 月 21 日内閣府原子力政策担当室 1. 概要 (1) プルトニウム管理状況報告我が国は 核不拡散条約 (NPT) の下 全ての原子力物質 活動を国際原子力機関 (IAE A) 保障措置の下に置いており 特にプルトニウムに関しては 平和利用を大前提に 利用目的のないプルトニウムは持たない原則を堅持している そのため プルトニウム利用の透明性の向上を図り

<4D F736F F F696E74202D F95AA97A395CF8AB D2967B90E690B6816A205B8CDD8AB B83685D>

加速器駆動核変換システム 辻本和文 原子力基礎工学研究部門核変換工学技術開発グループ J-PARC 核変換セクション 日本原子力研究開発機構 平成 23 年 12 月 3 日核変換技術の展開 - 医用 RI 製造と核廃棄物処分 ( 大阪大学核物理研究センター ) 講演内容 放射性廃棄物処分と分離変換技術 核燃料サイクルと放射性廃棄物処分 高レベル放射性廃棄物の地層処分 分離変換技術 : 概要と意義

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2014 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 3 月 26 日 28 日 休憩 標準委員会セッション2( システム安全専門部会 ) 総合講演 報告 2 水素安全対策高度化 第 3 日 原子力安全部会セッション 原子力発電部会 第 25 回全体会議 第 1 日 原子力発電部会セッション 標準委員会セッション 3( 原子力安全検討会,

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

2014 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 9 月 8 日 10 日 第 1 日 倫理委員会セッション 社会 環境部会 第 31 回全体会議 社会 環境部会セッション 特別講演 理事会セッション 第 2 日 原子力安全部会セッション 休 憩 保健物理 環境科学部会セッション 放射線工学部会セッション 教育委員会セッション

4 1 Ampère 4 2 Ampere 31

4. 2 2 Coulomb 2 2 2 ( ) electricity 2 30 4 1 Ampère 4 2 Ampere 31 NS 2 Fleming 4 3 B I r 4 1 0 1.257 10-2 Gm/A µ 0I B = 2πr 4 1 32 4 4 A A A A 4 4 10 9 1 2 12 13 14 4 1 16 4 1 CH 2 =CH 2 28.0313 28 2

工学と国際開発： 廃棄物を利用した水質改善

2013/05/17 地域廃棄物の有効利用 : 災害産物による水質改善 SALIM CHRIS 廃棄物の発生 材料 プロセス 生成物 プロセス = 消化 代謝 自然分解 消費 加工など プロセス 生成物 プロセス 未利用分 未利用分 廃棄処分 2 人間活動によって発生する廃棄物 廃棄物 = ゴミ 処分 持続的な循環型社会 廃棄物 : 回収 有効利用できる部分 = 資源 再利用回収 有効利用できない部分

空き容量一覧表（154kV以上）

1/3 A. 電気所 ( 発電所, 変電所, 配電塔 ) における変圧器の空き容量 覧 < 留意事項 > (1) 空容量は 安であり 系統接続の前には 接続検討のお申込みによる詳細検討が必要となります その結果 空容量が変更となる場合があります (2) 熱容量を考慮した空き容量を記載しております その他の要因 ( や系統安定度など ) で連系制約が発 する場合があります (3) 表 は 既に空容量がないため

放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は 原子力発電や 使用済燃料のリサイクルなどに伴って発生する ( 放射線を出す ) 放射性物質を含む廃棄物 です 原子力発電所の運転に伴って発生する放射性廃棄物 ラン

2018.1 放射性廃棄物 Q & A 放射性廃棄物 ってなに? 放射性固体廃棄物は どのように処分するの? 原子力発電所を解体して出た廃棄物は どのように処分するの? クリアランス制度 ってなに? この印刷物は環境配慮型印刷システムを採用しています 2018.1 放射性廃棄物の発生 Q 放射性廃棄物 ってなに? 放射性廃棄物の発生場所 使用済燃料のリサイクルに伴って発生する廃棄物 放射性廃棄物 は

2/8 一次二次当該 42 AX 変圧器 なし 43 AY 変圧器 なし 44 BA 変圧器 なし 45 BB 変圧器 なし 46 BC 変圧器 なし

1/8 A. 電気所 ( 発電所, 変電所, 配電塔 ) における変圧器の空き容量一覧 < 留意事項 > (1) 空容量は目安であり 系統接続の前には 接続検討のお申込みによる詳細検討が必要となります その結果 空容量が変更となる場合があります (2) 特に記載のない限り 熱容量を考慮した空き容量を記載しております その他の要因 ( や系統安定度など ) で連系制約が発生する場合があります (3)

Presentation title (on one or two lines)

PSN Number: PSNN-2014-0979 Document Number: AFT-2014-000353 Rev.000(1) 金属燃料高速炉による放射性廃棄物 の消滅処理 国際シンポジウム 放射性廃棄物低減に向けた現状と将来の展望 ~ ゼロリリースを目指して ~ 於 : 東京 タワーホール船堀 有江和夫 ( 株 ) 東芝電力システム社原子力開発設計部 担当部長 2014 年 10 月

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 内容 常陽 の概要と特徴 常陽 の再稼働に向けた取組み 常陽 照射試験の国際的ニーズ 実証炉に向けた研究開発ニーズ 高速実験炉 常陽 の概要 [ 主要仕様等 ] 高速増殖炉の基本特性である増殖性能を確認した後 燃料 材料を開発する照射場として運転することを目的とした高速実験炉 運転履歴初臨界

MOX MOX MOX

1 4 2 OECD 130$/kg 400 1 2001 64,000 60 235 0.7 238 235 3 5 235 238 235 2 1 99 99 ( 4.1.1.1) 60 1 2 MOX MOX MOX 238 3 3 (http://www.fepc.or.jp/menu/nuclear/nuclear8.html ) MOX PUREX 4.1.2.1 3 4cm 4 5 6

( 裏 ) ( 注 )1 1 の欄は, 記入しないでください 2 核燃料等を取り扱う行為等 の欄は, 修正申告に係るものを で囲んでください 3 2 の欄は, 茨城県核燃料等取扱税条例付則第 4 条第 1 項の規定に該当する使用済燃料について記入してください 4 3 の欄は, 茨城県核燃料等取扱税条

様式第 2 号 ( 第 6 条第 3 項関係 ) 受付印 ( 表 ) 茨城県知事 修 正 申 告 備考 原力事業者の所在地 原子力事業者の名称 及び代表者氏名印 法人番号 年月日 殿 1 処 理事 この申告の担当部課名等部課名 核燃料等を取り扱う行為等 ( 修正申告に係るもの ) 修 正 申 告 額 項 担当者名 電話番号 通信日付印 核燃料等取扱税修正申告書 発信年月日 確認印 原子炉の設置核燃料の挿入使用済燃料の受入れ

スライド 1

1 2017/8/3 GaN とほぼ格子整合する 新しい ITO 膜の形成技術 京都工芸繊維大学電気電子工学系 助教 西中浩之 2 発明の概要 ビックスバイト構造 (bcc-ito) 安定相 菱面体晶構造 (rh-ito) 準安定相 現在利用されている ITO は全て ビックスバイト構造もしくは非晶質 菱面体晶構造 (rh-ito) は合成に高圧が必要なため 作製例がほとんどなかった 新技術では この

<4D F736F F F696E74202D E9E82CC945297BF82A982E782CC95FA8ECB90AB95A88EBF95FA8F6F205B8CDD8AB B83685D>

シビアアクシデント時の燃料からの放射性物質放出 工藤保 日本原子力研究開発機構 第二回溶融事故における核燃料関連の課題検討ワーキンググループ 平成 23 年 11 月 4 日 はじめに 1/3 1 原子炉 : 燃料中への放射性物質の蓄積 TMI-2 事故等 多重防護 しかしながら 事故の防止 事故影響の低減 シビアアクシデント条件下におけるソースターム評価研究が多く行われる 放射性物質 燃料からの放射性物質の放出