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本岡 隆文; 寺門 正吾; 高野 利夫; 木内 清
JAERI-Tech 2001-089, 52 Pages, 2002/01
JAERI-Tech-2001-089.pdf:5.05MB
原研では、使用済燃料再処理施設に設置される燃料溶解槽材料の腐食に対する安全性を、実機規模の構造体を用いた小型モックアップ試験及び小型試験片を用いた実験室規模の比較試験により評価している。本報告書では、燃料溶解槽材料であるジルコニウムの伝熱面腐食に関して、これまでのコールド腐食試験が実再処理環境を模擬しているかを検証するために開発した使用済燃料を溶解した硝酸溶液が取り扱える伝熱面腐食試験装置について、装置の仕様と性能評価試験、比較試験並びにホット試験の結果をまとめた。開発装置は、耐放射性に優れた部品から構成されており放射線照射下での使用に耐えることができ、常圧沸騰条件での使用と試験液漏洩防止を考慮している。性能評価試験より長時間にわたり安全に伝熱面腐食試験が行えること、溶解槽模擬液を用いた比較試験より既設装置と同様の試験結果が得られることを確認した後、燃料溶解液を用いたホット試験を行った。ジルコニウムは燃料溶解液中伝熱状態でも優れた耐食性を示すことが明らかとなった。今後、開発した伝熱面腐食試験装置により、ホット環境での有益な腐食試験データが蓄積されることが期待できる。
峯尾 英章; 八木 知則; 高橋 昭*; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄
Proc. of 7th Int. Conf. on Radioactive Waste Mamagement and Environmental Remediation (ICEM '99)(CD-ROM), 3 Pages, 1999/00
高度化再処理プロセスPARCの重要な機能である、環境への影響低減化技術の1つとして、炭素-14を二酸化炭素として吸着する技術の開発を行っている。天然モルデナイト、水素化モルデナイト及び改質水素化モルデナイトの二酸化炭素吸着容量を破過曲線の測定により取得し比較した。使用した二酸化炭素の濃度は350ppmで、NO
ガスの濃度を0.05~1%に設定した。実験の結果、天然モルデナイトと2mol/l水酸化ナトリウム水溶液で改質した水素化モルデナイトが高い吸着容量を示すことがわかった。NOガスの濃度を1%までに増加させると、試験対象とした吸着材すべての吸着容量は減少した。
峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
小林 友也*; 荒川 拓也*; 奥野 浩
JAERI-Data/Code 94-018, 36 Pages, 1994/12
JAERI-Data-Code-94-018.pdf:1.09MB
連続エネルギーモンテカルロ法計算コードMCNP-4Aを評価済み核データ・ファイルJENDL-3.1と組合わせて、
U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している12体系の臨界実験を解析した。中性子増倍率の計算値は平均で0.955となったが、1よりこのように小さくなった主な原因は、実験報告書に記された燃料溶液等の組成の不正確さにあると推定された。このため、燃料ペレット、燃料溶液、ステンレス鋼、ガドリニウムの組成データについて吟味し、より正確な値を採用したと思われるOECD/NEAの国際ベンチマーク問題に従って解析した結果、中性子増倍率の計算値は平均で0.986となり、かなり1に近付いた。
奥野 浩; 野村 靖
JAERI-Data/Code 94-014, 33 Pages, 1994/10
JAERI-Data-Code-94-014.pdf:0.98MB
溶解槽模擬体系の臨界実験が米国PNLで実施された。U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒の三角格子配列が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している体系である。この実験体系12件をJACSコードシステムを用いて解析した結果は既に報告したが、中性子増倍率を0.95より低く算出した例が8件あった。その原因を明らかにするため、再計算を実施すると共に、OECD/NEAで出題された国際ベンチマーク問題の解析・検討を行った。この結果、次の3点が明かになった。(1)以前行った一部の計算にはダンコフ補正法の適用について誤りがあったと考えられ、今回の計算の方が平均で1.3%
kだけ中性子増倍率が増加した。(2)実験報告書では硝酸ウラニル水溶液の組成に矛盾があり、遊離硝酸濃度を0と取扱うことにより整合性がほぼとれる、(3)このような取扱いを行った実験体系12件に対しJACSコードシステムを用いて得られる中性子増倍率の平均値は0.980となった。
大崎 浩; 藤根 幸雄; 前田 充; 安達 武雄; 桜井 勉; 工藤 寿雄*
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 2, p.682 - 686, 1991/00
使用済燃料再処理における溶解工程のシミュレーションコードを開発することを目的として、ペレットの溶解速度を計算する新しい計算式を作成した。新計算式は、Taylorの表面積モデルを基礎としてHodgsonの浸透モデルの考え方を取り入れたモデルに基づくものである。新モデルでは、溶解速度を計算する上で重要な因子である有効溶解表面積の初期溶解表面積に対する比F(
)が理論的に導かれる。得られた()は、実験結果を表面積理論で整理したF()の値(文献値)と良く一致した。新しく作成したシミュレーションコードは、回分式及び連続式の両方の溶解槽形式を対象として、ペレット、粉末、不溶解残渣などからなる燃料の溶解挙動を評価できるように設計されている。このコードを使って実験データを実際に解析し、回分式と連続式の溶解槽について溶解挙動のシミュレーションを行なった。
の放出はあるか?佐藤 忠; 夏目 晴夫*
UTNL-R-0190, p.17 - 19, 1986/00
再処理オフガス中放射性物質の除去、固定に関する研究会(61年3月15日、東海)、(共同利用オフパイル、60F-5)で行なった講演「硝酸溶液からのRuの揮発挙動」(登録No.B-51065)およびその後の討論結果をまとめたものである。