Structural changes of polystyrene particles in subcritical and supercritical water revealed by in situ small-angle neutron scattering

柴田 基樹*; 中西 洋平*; 阿部 淳*; 有馬 寛*; 岩瀬 裕希*; 柴山 充弘*; 元川 竜平; 熊田 高之; 高田 慎一; 山本 勝宏*; et al.

Polymer Journal, 55(11), p.1165 - 1170, 2023/11

https://doi.org/10.1038/s41428-023-00817-1

Marine ecosystem degradation due to micro plastics is a significant environmental problem, as acknowledged by Sustainable Development Goal 14. Decomposition of plastics using near critical or supercritical water is one of the promising methods to reduce micro plastics. To attain the optimization of the method for improving environmental friendliness, it is necessary to clarify the structural change of materials during the process. We, thus, investigated the decomposition processes of polystyrene particles dispersed in deuterated water (DO) during heating under near critical or supercritical conditions by using in situ small-angle neutron scattering. Under subcritical conditions, the PS particles were swollen by DO due to increased compatibility with temperature. Near the critical point in subcritical conditions, the cleavage of PS chains in the particles occurred, so that the swollen ratio was much enhanced though the PS particles kept their shapes. In a supercritical condition, the PS particles were degraded into oil including oligomers or monomers and the phase-separated structures with styrene-rich and DO-rich regions.

Supercritical hydrothermal synthesis of UO; Stoichiometry, crystal shape and size, and homogeneity observed using Na-NMR spectroscopy of (U, Na)O

田端 千紘*; 白崎 謙次*; 砂賀 彩光*; 酒井 宏典; Li, D.*; 小中 真理子*; 山村 朝雄*

CrystEngComm (Internet), 23(48), p.8660 - 8672, 2021/12

https://doi.org/10.1039/D1CE00996F

超臨界水下においてウラン酸化物UOの水熱合成について調べた。得られたUO粒子について、その化学組成,結晶形,サイズ,均一性などを調べた結果、超臨界水熱合成法は、化学的に制御された均一なUOを合成するのに有効である可能性がある。

Numerical analysis for heat transfer from a Cd poison in cryogenic hydrogen

達本 衡輝; 加藤 崇; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 大都 起一*; 池田 裕二郎

LA-UR-06-3904, Vol.2, p.426 - 434, 2006/06

JSNSでは、パルス幅の短い中性子を得るために、ポイゾン材にCdを採用した。Cdの採用にあたり、ポイゾン材のCdと補強材であるAlとの接合に関する問題があり、その研究開発を行っている。しかしながら、未だ、十分な接合が得られていない。そこで、CdとAlの接合が不十分な場合の低温水素への熱伝達を数値解析コード(STAR-CD)を用いて解析し、Cdの温度上昇を評価した。接合率が5%であっても、Cdの最大温度は75Kまでしか上昇していない。接合が不十分な場合でも、低温水素の強制対流熱伝達でポイゾン板の核発熱を除去できるので、Cdポイゾンは、どんな接合方法でも適用できることがわかった。

Pressure rise analysis when hydrogen leak from a cracked pipe in the cryogenic hydrogen system in J-PARC

達本 衡輝; 麻生 智一; 長谷川 勝一; 牛島 勇*; 加藤 崇; 大都 起一*; 池田 裕二郎

AIP Conference Proceedings 823, p.753 - 760, 2006/05

https://doi.org/10.1063/1.2202483

J-PARCにおける実験施設の1つとして、1MW陽子ビームによる核破砕中性子源の建設を行っている。この施設では、核破砕際反応によって発生した高速中性子を1.5MPa, 20Kの極低温水素で減速させる極低温水素循環システムの設計を進めている。本システムの異常事象として、モデレータ配管に発生した亀裂からの水素漏洩事象を生じた場合、水素を安全、かつ、迅速に放出しなければならない。そこで、水素漏洩時の水素層、及び、真空層の圧力・温度上昇を模擬できる解析コードを開発し、本システムに必要な安全装置の検討を行った。水素層には32Aの安全弁,真空層には、吹き出し口径37.1mm以上の破裂板が必要であることが解析によりわかった。

Removal and recovery of uranium from solid wastes by supercritical carbon dioxide fluid leaching method

目黒 義弘; 富岡 修; 今井 智紀*; 藤本 成孝*; 中島 幹雄; 吉田 善行; 本多 忠*; 高野 文夫*; 北村 昶*; 和田 隆太郎*; et al.

Proceedings of International Waste Management Symposium 2004 (WM '04) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/03

硝酸-TBP錯体を反応剤として含む超臨界二酸化炭素を用いる超臨界二酸化炭素リーチング(SFL)法を、放射性固体廃棄物からのウランの除去に適用した。海砂,焼却灰,アルミナ製多孔質ブロックを母材とする模擬試料及び、実焼却灰試料,実耐火レンガ試料を用いた。模擬試料及び実廃棄物試料からウランを高効率に除去することができた。実廃棄物からの除染効率の方が、模擬試料からのそれよりも小さかった。10gの実焼却灰試料及び37gの実耐火レンガ試料からそれぞれ1g及び37mgのウランを回収した。

Solvent effect in supercritical carbon dioxide extraction of metal ions

目黒 義弘; 扇柳 仁*; 富岡 修; 井村 久則*; 大橋 弘三郎*; 吉田 善行; 中島 幹雄

Proceedings of 2nd International Symposium on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment Applications (Super Green 2003), p.175 - 179, 2004/00

超臨界流体抽出の最大の特色の一つは、圧力によって金属の分配挙動を制御できることである。この溶媒効果を理論的に解析することによって、金属抽出における最適な条件を推定することが可能となる。硝酸溶液/リン酸トリブチル(TBP)系の超臨界二酸化炭素抽出におけるウラン(VI)とプルトニウム(IV)の分配比(D)及び塩酸溶液/2-メチル-8-キノリノール(HMQ)系の抽出におけるパラジウム(II)の分配比を、種々の圧力で測定した。疎水性の抽出剤であるTBPを用いるウランとプルトニウムの抽出において、分配比の対数値(log D)と二酸化炭素の溶解パラメーターとの間に、負の傾きを持つ直線関係が観察できた。一方、親水性抽出剤であるHMQを用いるパラジウムの抽出では、log Dと溶解パラメーターとの間に、正の傾きを持つ直線関係が観察できた。正則溶液論を用いて、この直線関係を理論的に導出することに成功した。

Development of radioactive waste treatment by Supercritical Fluid Leaching (SFL) method

長瀬 佳之*; 増田 薫*; 和田 隆太郎*; 山本 一良*; 富岡 修; 目黒 義弘; 福里 隆一*

Proceedings of 2nd International Symposium on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment Applications (Super Green 2003), p.254 - 257, 2004/00

超臨界二酸化炭素リーチング(SFL)法を用いた放射性廃棄物の除染法を開発している。これまでに以下のことを明らかにした。(1)ウランの分離にはTBP-HNO錯体が、アルカリ金属の分離にはクラウンエーテルが有効な抽出剤であること。(2)SFL操作条件の中で4080Cの温度範囲においては高温であるほど、1540MPaの圧力範囲では低圧であるほどウランの分離効率が高いこと。(3)抽出剤であるTBP-HNO錯体を含む超臨界二酸化炭素中においてステンレス鋼(SUS316)が腐食せず安定であること。

超臨界圧水冷却炉の熱水力研究に関する文献調査

栗原 良一; 渡辺 健一*; 小西 哲之

JAERI-Review 2003-020, 37 Pages, 2003/07

JAERI-Review-2003-020.pdf:2.08MB

日本原子力研究所で概念検討している将来の核融合原型炉は、系全体の熱効率を上げるために炉内機器の冷却材として超臨界圧水を使用する設計にしている。したがって、核融合原型炉の真空容器内でブランケット冷却配管が破断した場合に、超臨界圧水の放出挙動を評価することは安全性を確保するうえで重要である。しかし、それを正確に評価するためには、超臨界圧水ブローダウンの熱水力現象を解析しなければならない。そこで、現時点で実際に使用されている超臨界圧水冷却火力発電プラントにおいて、ボイラー火炉やタービン内で冷却水が噴出した場合の実験や解析が行われていないか、国内外の公開文献を調査した。また、将来の軽水炉として東京大学で設計された超臨界圧水冷却軽水炉のLOCA解析コードについて、超臨界圧水の熱伝達式に関する評価式等を調査した。核融合実験炉ITERモデルの真空容器内冷却水漏洩事象(ICE)の評価に用いたTRAC-BF1コードは、蒸気表や構成式が21MPa,374C以上の超臨界圧水に対応していない。そのため、超臨界圧水冷却の核融合炉においてICE事象が発生した場合の評価ができるようにTRAC-BF1コードを改良するうえで必要な課題について調査した。

X-ray diffraction measurements for expanded fluid Se using synchrotron radiation up to the dense vapor region

乾 雅祝*; Hong, X.*; 松坂 鉄矢*; 石川 大介*; Kazi, M. H.*; 田村 剛三郎*; 舟越 賢一*; 内海 渉

Journal of Non-Crystalline Solids, 312-314, p.274 - 278, 2002/10

https://doi.org/10.1016/S0022-3093(02)01683-6

超臨界状態のセレンの構造を液体から高密度蒸気領域にいたる広い温度圧力範囲で、放射光によるX線回折測定の手段により測定した。この実験のため、新しい高圧容器が設計され、それによりX線回折データの質が大幅に上昇し、構造因子の精度が増した。測定は半導体-金属転移の起こる800bar, 600-1500C領域をカバーし、また1650C, 300-441barの高密度蒸気の構造因子が初めて決定された。

Evaluation of tritium permeation in solid breeder blanket cooled by supercritical water

古作 泰雄; 柳 義彦*; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Science and Technology, 41(3), p.958 - 961, 2002/05

核融合原型炉用としての超臨界圧水冷却固体増殖ブランケットの設計では、リチウムセラミックスの微小球をトリチウム増殖材としてヘリウム流によりトリチウムを回収し、構造材に低放射化フェライト鋼を用いて、発電効率を上げるため圧力25Mpa,入口温度550K,出口温度780Kの超臨界圧水を冷却材としている。その条件では冷却管の温度が650Kから800Kと見積もられ、冷却水は直接発電系へ供給することから、冷却管でのトリチウム透過を安全上考慮する必要がある。今回は第一壁でのインプランテーションによる冷却水への透過量及び増殖域での冷却水への透過量を評価した。第一壁での透過量は粒子負荷がSSTR条件10cms(E=50eV)で68.3g/dayとなり、増殖域での透過量はパージガス中のトリチウム分圧が1Paとなるようにパージガス流量を設定した場合で75.3g/dayと、生産したトリチウムの20%が透過により冷却水に移行する結果となった。