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権田 浩三; 安 正三*; 岡 紘一郎*
PNC TN841 84-52, 14 Pages, 1984/09
None
権田 浩三
Nuclear Technology, 57(2), p.192 - 202, 1982/05
被引用回数：25 パーセンタイル：89.36(Nuclear Science & Technology)None
根本 剛; 権田 浩三; 岩上 透*
PNC TN842 82-01, 114 Pages, 1982/03
新型転換炉ふげん発電所の使用済UO2・PuO2混合酸化物燃料(MOX燃料)の硝酸溶液による溶解性に関して,総合的な見解を得るため,(1)各国の再処理工場の溶解工程の現状(2)硝酸溶液によるMOX燃料の溶解性(3)使用済燃料溶解時の未溶解残の性状等について,入手可能な範囲で文献調査を行った。MOX燃料の溶解性に最も影響を与える因子としては,燃料製造時の混合過程のUO2とPuO2粉末との均一性,PuO2粉末の粒径,焼結温度,保持時間等の焼結条件である。これらの調査結果をふまえて,未照射のふげん発電所MOX燃料ペレットを用いて,現在の軽水炉燃料の溶解条件下で溶解試験(実験室規模)を実施し,99.5%以上のプルトニウムが溶解することを確認した。溶解時の硝酸濃度,ウラン濃度等の溶解条件は,溶解性への影響が少ないことがわかった。したがって,ふげん発電所MOX燃料の溶解性は,軽水炉の使用済燃料の溶解性と同程度と考えられる。
権田 浩三; 松田 照夫*
PNC TN841 82-19, 363 Pages, 1982/03
パルスカラムを抽出器とするPurexプロセスが、シミュレートできる計算コードPULCOを開発した。PULCOは、パルスカラム内の物質移動が液滴と連続相流体間の界面を通して起こるという物質移動の基本的考え方に基づいており、パルスカラムで、実際に起こっている液滴の発生、上昇(または下降)、液滴合一等の諸現象が的確に反映され、かつ正しくシミュレートできる計算コードであって、従来の計算コードと全く異なっている。PULCOには、パルスカラム内の液滴の抽出挙動を表わす次の基本的量、(1)各成分の物質移動係数、(2)カラム内液滴径、液滴速度、(3)分散相ホールドアップ、(4)軸方向乱流拡散係数の実測値が組込まれている。特に、物質移動係数は、U(VI)、U(IV)、Pu(IV)、Pu(III)、HNO
の各成分につき、液滴の各接触過程ごとに実測された総括物質移動係数が、境膜物質移動係数からなる式で整理され、これら式はSherwood数とPeclet数の関係式として表わされている。PULCO計算結果の検証は、内径50m/m、塔長2m、目皿板段数40段のパルスカラムをglovebox内に設置し、未照射ウラン、プルトニウム混合系につき実施した。その結果、PULCO計算結果と試験結果はよく一致し、PULCO計算コードが妥当であることが確認された。特に、本報においては、パルスカラム内の物質移動につき実験的ならびに理論的究明をはかり、Purexプロセスにおける任意成分の物質移動係数が、精度よく推算できる方法を提示した。また、パルスカラムにおいて軸方向混合を考慮したNTUを基に、パルスカラムとミキサ・セトラの対応性を評価する方法を提示した。
権田 浩三; 滝口 照夫*; 福田 章二*
PNC TN841 80-71, 167 Pages, 1980/09
溶媒抽出工程のリアルタイムの運転データをもとに,抽出器内における成分濃度の分布を連続的に把握する計算コードTRANPESを開発した。TRANPESは抽出工程の運転データ,即ち1) 抽出器に供給される各種供給液の流量と組成2) 抽出器の全段における水相と有機相の界面位置3) インライン測定器及び化学分析による,少数の特定な段における成分濃度の連続的な測定値から,抽出器の全ての段におけるプルトニウム,ウラン,酸の濃度分布を逐次計算する。TRANPESは,抽出器の一部の段における成分濃度測定値と計算値との最小二乗法によるフィディング計算によって抽出器の数式モデルのパラメーターサーベイを行なう。ついで,求めたパラメーターにより抽出器全段の成分濃度を計算する。また,TRANPESでは濃度測定値に含まれる測定誤差の濃度計算値への影響を評価し,濃度計算値の信頼区間を求める事ができる。
権田 浩三; 松田 照夫*
PNC TN841 80-65, 71 Pages, 1980/09
既往文献の実験データ及び小規模、実規模の回分式実験データを基に、ウラン、プルトニウムの電解還元速度式を確立し、これを既存のMIXSET計算コードに組込み、KFKレポートに記載される実験データを検証した。その結果、同レポートのミキサ・セトラによる分配工程およびプルトニウム精製工程実験の濃度プロフィルは、十分な精度でシミュレートできることが確認できた。UO
がPu
に対し約10%以上の濃度で共存する場合には、UOの電解還元が優先し、UによるPuの化学的還元が支配的となることが明らかとなり、プルトニウム精製工程におけるUO共存の速度論的優位性が立証された。同レポートのパルスカラムによるU生成データに対しては、パルスカラム理論段1段をミキサ・セトラ1段と等価であるとし、塔内においてUの空気酸化が起こらないと仮定することにより、ほぼ満足できるシミュレートができた。しかし、Puが共存する電解パルスカラムデータの評価は、電解条件の記載が不充分でありシミュレーション計算ができていない。電解効率の装置依存性につき考察した結果、ミキサ・セトラにおいて電極に与えられる平均電流密度が一定ならば、電極の構造が電解還元効率に及ぼす影響は小さいが、パルスカラムにおいては電極上の電流密度分布がかなり大きな影響を及ぼすことが解析的にほぼ明らかとなった。
岡 紘一郎*; 向井 克彦*; 市原 信行*; 権田 浩三
PNC TN841 80-13, 37 Pages, 1980/03
使用済燃料の再処理試験のように,内部で酸,アルカリおよび有機溶媒を取り扱うグローブボックスではPMMA(アクリル板)製パネルとそれをグローブボックスに取り付けるためのパッキングが除々に損傷を受ける。そのため,パネルでは表面が白濁したりクレージング(細かい亀裂)を起こして透明性が低下する。パッキングでは表面が劣化したり膨潤を起こす。グローブボックス,とくに内部でプルトニウムのような放射性の物質あるいは毒性の強い物質を取り扱うものでは,パネルやパッキングが使用中に損傷しても,それらを簡単に交換することはできない。それ故に,グローブボックスのパネルとパッキングについては,これまで以上に材料の選択を適切に行わなければならない。本報告では,パネルとしてCSR(Coating for Scratching Resistance)加工PMMA板の適用性を検討した。パッキング材としてはウレタンゴム,アクリロニトリルブタジエンゴム,エピクロロヒドリンゴム,フッ素ゴム,クロロスルホン化ポリエチレンゴム,ハロゲン化ブチルゴム,シリコーンゴム,多硫化ゴム,クロロプレンゴムなどの耐薬品性の相互比較を行った。その結果,CSR加工PMMA板は現用の未加工PMMA板に比べて耐薬品性が著しく向上したうえ,表面強度もガラスの水準近くまで向上し,グローブボックス用パネルとして適することがわかった。パッキング材としてはエピクロロヒドリンゴムに属するセグロン2000が現用のクロロプレンゴムに比べて耐薬品性が優れ,グローブボックス用パッキング材としての適性か認められた。
芝原 鉄朗; 権田 浩三
PNC TN841 80-03, 35 Pages, 1980/01
Purexプロセスにおけるジルコニウムの抽出器内濃度プロフィルを正しくシミュレーションし,プロセスでのジルコニウムの除染係数を正しく予想することは,プロセスの設計ならびに運転にきわめて重要である。ジルコニウムの分配実験例は数多く報告されているが,抽出器内濃度プロフィルを詳細にシミュレーションした例はない。本報告では,段効率について従来から採用されてきた抽出方向についての段効率に代えて逆抽出方向についての段効率を採用し,ジルコニウムの抽出器内の分配特性を検討した。その結果,ジルコニウムの逆抽出方向についての段効率を60%と仮定することによって,ジルコニウムの抽出器内での分配のシミュレーションが精度よく出来ることを確認できた。さらに,トリブチルりん酸(TBP)の分解生成物であるジブチルりん酸(HDBP)がプロセス中に存在する場合には,ジルコニウムがTBPとHDBPにそれぞれ分配すると仮定し,ジルコニウムの抽出器内での分配のシミュレーションを精度よく行うことができた。その結果,高燃焼度の燃料を再処理する場合のジルコニウムの抽出器内での分配および除染係数をより精度よくシミュレーションできるようになった。
権田 浩三; 青柳 春樹*; 中野 鴻*; 上川 紘*
PNC TN841 80-01, 128 Pages, 1980/01
ミキサ・セトラ型溶媒抽出器の臨界性を評価する計算方法を検討した。新たに一次元拡散コードMACPEXを作成し,既存のPUREXプロセス計算コードMIXSETとの連続計算により,実際の抽出工程の臨界性評価が容易に行えるようになった。MACPEXの特徴を以下に示す。1)燃料体としてSUP239/Pu-H/SUB2/O系,反射体としてH/SUB2/O,ポリエチレン,さらに構造材としてSUS28の4群群定数が内蔵されている。2)SUP239/PU-H/SUB2/O系の群定数は SUP239/Pu濃度の関数として用意されており, SUP239/Pu濃度50g/l以下で任意に指定することができる。3)境界条件は反射と真空が取り扱える。4)存来の3次元拡散コードCITATIONとの組み合わせで,エネルギ群および領域依存のバックリングを計算することができる。5)臨界計算で目標とする固有値を得るため,バックリングを修正し,その補正係数ガンマを算出することができる。
青柳 春樹*; 権田 浩三
PNC TN852 79-13, 126 Pages, 1979/07
本資料は、再処理工場運転員のための教育用及び実務用に作成したものである。小型試験設備ではホット化以来セル内機器の保守及び除染、さらに廃棄物の処理等で、個人被曝管理の上から、必要に応じて作業前後の線量評価を行ってきた。本資料はこれらの経験をもとに、より使いやすく、現場での実務に即応できる線量計算マニュアルとして、整理しまとめたものである。従って対象としている放射線は再処理工場での外部被曝で問題となるベータ線及び
線であり、線源核種も使用済燃料中に含まれるものを中心に例題中で取扱っている。本資料が有効に活用され、現場作業者の被曝線量が可能な限り削減されることを願ってやまない。
権田 浩三; 岡 紘一郎*
PNC TN841 79-26, 240 Pages, 1979/02
Revised MIXSETは,さきに開発されたMIXSET(PNCT841-77-60)の機能に次の機能を付加し,改良した計算コードである。すなわち,Purexプロセスで起こる主要な化学反応,(1) Pu(IV)の還元反応(U(IV)またはHANによる)(2) Pu(III)の再酸化反応(HNO2による)(3) U(IV)の酸化反応(HNO2とO2による)(4) HNO2の分解反応(N2H4とHANによる)の各速度式が本コードに組込まれており,これらの反応による抽出器内での各化学種の増減を考慮したシミュレーションを行なえるようにした。この機能により,次に示すような利用法が新たに可能となった。(1) 流量,濃度などの条件変更に即応した計算ができる。(2) N2H4が不足した場合など,化学種の増減を析込んだ誤操作試験のシミュレーションが行なえる。(3) 各反応化学種の反応後の物質収支が得られる。(4) 還元剤としてHANを用いるPurexプロセスのシミュレーションが行なえる。本報告は,内容的にみてMIXSETとかなり重複する部分もあるが,解法の一部を変更したこともあるため,全内容を詳細に記述した。
権田 浩三; 根本 剛; 芝原 鉄朗
PNC TN841 79-06, 27 Pages, 1979/02
UO
ペレットの溶解初期時には,その形状が明確であるため,溶解速度が実測された例は多いが,剪断燃料はその形状が明確でないため溶解過程をシミュレーションした例はない。したがって,実際のプラントあるいは工場規模の溶解槽内での剪断燃料の溶解過程をシミュレーションすることは,溶解過程の把握ならびに安全運転維持のために必要である。本報告は,未照射UOペレットを使用して実験室的に溶解速度を求め,その測定結果を使用して,実際に小型試験設備のウラン試験時の溶解工程の未照射UOペレットおよび未照射JPDR剪断UO2ペレットについての溶解過程のシミュレーションを行ったものである。また,小型試験設備の溶解過程のモデルを再処理主工場におけるホット試験時のBWRおよびPWR使用済燃料の溶解過程のシミュレーションに応用し,実際の溶解過程とシミュレーションとのよい一致を確認できた。
権田 浩三; 根本 剛; 安 正三*; 宮地 茂彦*
PNC TN841 79-05, 32 Pages, 1979/02
小型試験設備(Operation Testing Laboratory)の試験用燃料溶解装置および溶媒抽出装置について概要を記述する。本資料は,せん断試験用燃料片の溶解装置および溶媒抽出装置の概要と故障時の対策について述べ,保守作業時の参考にするものである。
権田 浩三; 根本 剛; 安 正三*; 宮地 茂彦*
PNC TN841 78-60, 29 Pages, 1978/11
小型試験設備(Operation Testing Laboratory)の試験用燃料受入装置および廃棄物搬出装置について概要を記述する。本資料は,せん断試験用燃料片の受入装置,溶解液の受入装置,廃溶媒の取出装置,その他試験セル内で発生する高放射性固体廃棄物の搬出等について述べ,将来,再処理施設以外の施設からの試験用燃料片の受入あるいは他施設への高放射性廃液運般のための参考とするものである。
系のU(VI), Pu(IV), Pu(III)およびHNOの分配係数権田 浩三; 福田 章二*
PNC TN841 78-57, 210 Pages, 1978/10
本報告は、30%TBP/n-Dodecane-U(VI), Pu(IV), Pu(III), HNO系のU(VI), Pu(IV), Pu(III)およびHNOの分配係数を計算によって求め、まとめたものである。分配係数の算出には、JAERI-M6284, HDEL-TME-7531およびKFK680中でそれぞれに報告されているU(VI), Pu(IV), Pu(III), H
の分配平衡関係式を用いた。算出した分配係数は、U(VI)については、用いた三報告中の分配平衡関係式による差異はほとんどないが、Pu(IV)については著しい差異がある。Purexプロセスのフローシートの予備設計で用いるPu(IV)の分配係数については、実際の抽出試験で得たPu(IV)の分配係数と比較、検討をする必要があると考えられる。
権田 浩三
PNC TN852 77-08, 175 Pages, 1977/11
本資料は、昭和50年8月
昭和51年12月のウラン試験時に動力炉核燃料開発事業団再処理工場運転職員のために作成し、教育用に資したものである。その内容は、溶媒抽出工程に関する計算問題を主体とした基礎的演習問題と再処理工場の運転モードに基づいて電算機計算を行った諸工程の計算例から構成されている。前者では、溶媒抽出工程の平衡論的な取扱いをし、後者では、主に動力学的な取扱いをしたが、いずれにせよ、実際の動力炉核燃料開発事業団再処工場の溶媒抽出工程に近いものを引用し、本内容をより実際的且つ効果的な教育訓練用資料たらしめるよう考慮したものである。編集した内容は、最近までの市販の関連書中の溶媒抽出に関する諸記述にもない演習および多成分系の計算法とその実例を多く盛込んだので、その内容は活用度の高いものになったと自負している。したがって、本演出と考察は今後再処理工場外の溶媒抽出工程にたずさわる現場作業者にも充分役立つものと確信する。本資料が有効に活用されることを願って止まない。
権田 浩三; 福田 章二*
PNC TN841 77-60, 204 Pages, 1977/09
MIXSETは、溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションおよび最適化計算のために開発された電算機用計算コードであり、次の特徴をそなえている。(1)抽出成分は8種類まであつかうことができる。(2)成分は全て相互にInteractiveであり、減衰反応が関与することができる。(3)供給液流量、濃度の時間変化入力ができる。(4)処理量の大きさの異なった工程の動計算ができる。(5)製品の回収率、除染率を一定にして、供給液入力および流量入力の最適化計算ができる。このMIXSETコードは、幾つかの溶媒抽出工程を中間貯槽を介して直列および並列に連結した再処理工場全体の溶媒抽出工程の動力学的シミュレーションと最適運転モード計算等、現在開発中の再処理工場運転管理システム(PROMISE)の計算コード中のサブルーチンとして利用することができる。
権田 浩三; 安 正三*; 川島 暢吉*; 星野 忠也*; 田中 忠三郎*
PNC TN841 72-14, 28 Pages, 1972/05
None
星野 忠也*; 権田 浩三; 安 正三*; 川島 暢吉*
PNC TN841 71-22, 30 Pages, 1971/08
既存のPurex再処理プラントで,FBR燃料を処理する場合,この再処理プラントの本来の目的をそこなわないために,「FBR燃料再処理のためにプラントの設計変更をしない」ことが望ましい。したがって,FBR燃料再処理抽出工程の可能性を検討した本確性試験は,次の制約に留意して実施した。(1) FBR燃料の抽出工程のうちプルトニウム精製工程は溶解槽の臨界安全性およびプルトニウム精製工程の処理量からLWR燃料の抽出工程のプルトニウム精製工程をそのまま用いる。(2) ウラン・プルトニウムの供給液を除く各種供給液,供給溶媒の種類,濃度はLWR燃料の抽出工程で用いるものをそのまま用いる。(3) 抽出工程で用いる各種供給液,供給溶媒の供給口および取出口の変更はしない。(4) 各種供給液,供給溶媒の抽出工程への送液流量はLWR燃料の抽出工程で用いるものをそのまま用いる。FBR燃料のコアを再処理する場合,コアと軸方向のプランケットをともに再処理する場合のいずれもウラン・プルトニウムの回収・分離についてのプラントの設計値を満足した。
