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廃炉環境国際共同研究センター; 東京工業大学*
JAEA-Review 2022-076, 227 Pages, 2023/03
JAEA-Review-2022-076.pdf:9.42MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30 年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和元年度に採択された「アパタイトセラミックスによるALPS沈殿系廃棄物の安定固化技術の開発」の令和元年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本課題は令和3年度が最終年度となるため3年度分の成果を取りまとめた。本研究は、1Fにおいて大量に発生している水処理2次廃棄物のうち、長期的な安定化措置が求められている多核種除去設備(ALPS)沈殿系廃棄物中の放射性物質をアパタイトセラミックスに安定固定化する技術の確立を目的としている。大規模なアパタイト固化体製造が可能な方法として沈殿法を選び、模擬ALPS沈殿系廃棄物から作製したアパタイト及びリン酸塩化合物の合成物や成型体の組成、構造、浸出性能等を調べ、ゼオライト処理したリン酸塩化合物固化体が安定化処理に適していること、また、Cs、Sr、Eu、U 等の模擬FP 元素が沈殿法の条件で安定固定化できることを確認した。さらに、アパタイト固化体製造プロセスの確立のため、小規模及び工学規模のアパタイト固化体の製造試験を行い、合成・洗浄・加熱・固化の各工程での最適条件及び物質収支を明らかにし、耐浸出性の高い固化体作製が可能な炭酸塩スラリーと鉄共沈スラリーの同時固化プロセスを開発した。以上の成果に基づき、実規模製造プロセスの基本設計における課題抽出及び製造装置・安全対策装置の設計条件をまとめるとともに、固化体からの水素発生試験を行い、セメント固化体よりも水素発生が大幅に抑制されることを確認した。
笠原 清司; 今井 良行; 鈴木 孝一*; 岩月 仁; 寺田 敦彦; Yan, X.
Nuclear Engineering and Design, 329, p.213 - 222, 2018/04
被引用回数：21 パーセンタイル：90.78(Nuclear Science & Technology)原子力機構が開発を行っている商用高温ガス炉GTHTR300C(Gas Turbine High Temperature Reactor Cogeneration)を熱源とした、熱化学水素製造IS(iodine-sulfur)プロセスのフロー計算による概念設計を行った。水素製造効率を向上させる以下の革新的技術を提案し、プロセスに組み込んだ:ブンゼン反応排熱の硫酸フラッシュ濃縮への回収、硫酸濃縮塔頂からの硫酸溶液投入による硫酸留出の抑制、ヨウ化水素蒸留塔内でのヨウ素凝縮熱回収。熱物質収支計算により、GTHTR300Cからの170MWの熱によって約31,900Nm
/hの水素製造が見積もられた。革新的技術と、将来の研究開発により期待される高性能HI濃縮、分解器、熱交換器の採用によって、50.2%の水素製造効率の達成が見込まれた。
大西 亮一*; 太田 高志*; 木村 俊哉
JAERI-Data/Code 96-031, 53 Pages, 1996/11
JAERI-Data-Code-96-031.pdf:1.82MB
Euler-Navier Stokes式を基礎式とした流体コードを、有限要素構造解析コードに連成させ、並列計算機により解く手法を考案した。本報告書では、流体と構造を動的変形格子を用いてMPMD(Multiple Program Multiple Data)方式によって並列統合を図る方法を示した。流体と構造の間で圧力と変形量を交換しながら相互作用を考慮した連成計算を進める。このため、流体格子と構造要素間のインタフェース、圧力データと変位データの変換、格子の変形、流体コードと構造コードの並列化、等について設計を行った。更に航空機の制御システムとの統合方針を示し、より大規模な航空機統合シミュレーションを行う案も示した。
遮蔽安全性実証解析専門部会
JAERI-Tech 96-001, 135 Pages, 1996/01
本報は、「核燃料施設遮蔽安全ガイド資料 実際編」として、燃料サイクル施設等の遮蔽設計計算の実際を示したものである。ここでは燃料サイクル施設等として、ウラン加工施設、MOX加工施設、再処理施設および輸送容器を対象とした。これら、4施設等に対する遮蔽設計の実際的アプローチを、(1)遮蔽設計に係わる方針、(2)遮蔽計算の方法、(3)遮蔽計算の例題、および(4)遮蔽計算チェックシートの4項目に分けて記載した。本報の作成に当たっては、日本原子力研究所の核燃料施設安全性研究委員会の下に編成された「遮蔽安全性実証解析専門部会」の「安全確保の考え方ワーキンググループ」(リーダー:小佐古敏荘 東京大学助教授)のメンバーが原稿の執筆を担当し、さらに同ワーキンググループで検討を加えた。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 千田 充久*; 桐島 健二*
JAERI-M 93-213, 204 Pages, 1993/10
超ウラン核種を含有する蒸留残渣等の廃溶媒の処理プロセスとして提案した液中燃焼法を中心とするプロセスについて、処理施設の概念設計及び予備コスト評価を行った。また、これらの結果に基づいて安全性等の技術の特質、TRU廃棄物の低減効果、経済性等の評価を行い、併せて実用化上の重要課題を整理した。その結果、2次プロセス廃液を全く排出しない単純な処理・固化システムを達成し得ること、TRU廃棄物の発生量を競合技術(乾留固化法)に比べ数10分の1以下に低減できること、建設費は再処理施設全コストの1%以下の小さな値に止め得ることなどを明らかにした。また、TRU核種を分離したリン酸カルシウム系低レベル廃棄物については、一時貯蔵、輸送時の安全性、遮蔽負担を考慮するとTRU核種とともに
・
核種の除染をより積極的に考慮する必要があることなどを確認した。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 浅井 清; 秋元 正幸
Proc. of the Joint Int. Conf. on Mathematical Methods and Supercomputing in Nuclear Applications,Vol. 1, p.466 - 476, 1993/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、キーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のための検討を行っている。原子炉の設計においても他の分野と同様に試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野に比べて、多くの大型計算コードが使われ、解析作業の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため、計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。本報では、設計タスクの分析結果を基に、計算コード、入力データ、結合情報を記述した情報モジュールをモジュールの単位とし、結合のためのソフトウェアを介して、モジュール間の結合関係を自動的に判断して実効するシステムを、原研で概念設計中の新型炉SPWRの負荷追従解析を例題として試作し、検討した結果について述べる。
新谷 文将; 寺下 尚孝*; 清水 智也*; 秋元 正幸
動力・エネルギー技術の最前線 : シンポジウム講演論文集 1992, p.225 - 230, 1992/00
原子炉の設計作業をコンピュータのハードウェア及びソフトウェアで支援する知的設計支援システムの開発を最終目標に、このキーテクノロジーであるモジュール統合化手法の確立のためにこれまでに行った検討結果について報告する。原子炉の設計においても他の分野の設計と同様、試行錯誤的・人海戦術的方法がとられている。しかしここでは他の分野の作業に比べて、より多くの大型計算コードが使われ解析の設計全体に占める割合が大きいのが特徴である。このため計算コードを統合化する手法の確立が設計を支援するキーテクノロジーになる。また、設計支援システムは設計者の思考を円滑にするように支援することが要求されることから設計者の思考過程を反映したシステムを構築することが要求される。以上のような観点から本報では設計タスクの分析とモデル化、これを基にしたモジュール統合化方式の試作による検討結果について述べる。
岡本 毅*; 西村 秀夫
JAERI-M 90-031, 89 Pages, 1990/02
CCS-Iコードは、遠心分離法ウラン濃縮カスケードの設計計算及びその起動・停止等の過渡時の動特性計算を行い、製品の濃縮度調整のための各種操作技術を検討する等のために開発した汎用型コードである。これらの諸機能のため、本コードは、保障措置システムの有効性評価のために利用することができる。すなわち、設計濃縮度を超える濃縮ウランを生産する手段が用いられた場合のカスケードの状態を精度よくシミュレートできるので、保障措置システムが検知すべき異常指標を同定することができる。また、誤警報の検討に用いることもできる。さらに、カスケードの濃縮特性から、適時査察の頻度について知見を得ることができる。本報告書は、遠心分離法カスケードのモデル化について述べるとともに、コードの概要並びにコードをカスケードの動特性シミュレーションに用いる場合の利用方法等について記述している。
藤根 幸雄; 柴 是行
JAERI-M 89-185, 34 Pages, 1989/11
本報告は化学法ウラン濃縮技術の分離原理や濃縮特性など基本的な特徴について検討した結果をまとめたものである。化学法は分離係数が小さいにもかかわらず同位体分離効果を効率よく重畳させる方法であり、従来のウラン濃縮法と比較して電力消費量が少なく、また、原料調製時にフッ化物への転換工程を必要としない等いくつかの利点をもつ濃縮技術であることが判明した。
岡本 毅*; 西村 秀夫
JAERI-M 89-098, 42 Pages, 1989/08
分子法レーザー同位体分離技術を用いた濃縮プラントは、高度に先端技術を駆使したプラントとなるので、このプラントに対する保障措置システムの設計は、核不拡散上並びに商業上機微な情報を保護するとともに有効で効率的な保障措置を実現するという相矛盾する要請を共に満たす必要性から、困難な課題である。本報告では、まず、このようなプラントに対する保障措置設計のためのアプローチについて検討し、既存の理論及びデータのみに立脚したプロセスモデルの開発とこのモデルを用いた保障措置の設計を中心とするアプローチを提言した。次に、このアプローチに沿った研究の第一歩として、当該濃縮プロセスである赤外多光子解離過程の内、光選択励起反応のダイナミックスを数値モデルを用いて計算機でシミュレーションを行い、モデルプラントのプロセス設計のための基礎データを得た。
岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫
JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05
遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。
関 泰; 飯田 浩正
JAERI-M 8818, 21 Pages, 1980/04
核融合炉核設計に関連した40核種についての中性子とガンマ線の結合断面積セットを二組作成し使用してきた。どちらのセットも同じ42群中性子-21群ガンマ線のエネルギー群構造を有しP
までのルジャンドル散乱項を含んでいる。また両者ともに同じ40核種を収納している。しかしながら二組のセットを作成する際に用いた核データと計算法は大きく異なり、これらについて明らかにする。これらのセットを作成する際に行った多群断面積作成計算コードの改良についても簡単に述べる。二組のセットを用いて行った計算結果の比較より不一致と問題点を明らかにした。これらの問題点の改善法を提案した。
八木 英二; 前田 充; 宮島 和俊; 鏡 八留雄
JAERI-M 6488, 76 Pages, 1976/03
日本原子力研究所再処理研究室では、フッ化物揮発法による燃料再処理研究の一環として、kg規模フッ素および六フッ化ウランの取扱い技術を確立し、流動層におけるウランのフッ素化データを把握するため1969年以来、工学規模ウランフッ素化実験装置を製作し実験を行って来た。この報告書は、上記装置に関する使用経験をまとめたもので、機器の性能および工程毎の操作法について評価検討するとともに、設計・操作上の注意事項について述べた。使用経験は、1975年9月までの全ての実験に基づいている。
八木 英二; 斎藤 信一*; 堀内 正人
JAERI-M 6487, 41 Pages, 1976/03
「ウランフッ素化実験装置」は、フッ化物揮発法による燃料再処理の研究の一環として、kg規模のフッ素および六フッ化ウラン取扱い技術の確立ならびに流動層反応装置による酸化ウランの酸化およびフッ素化特性を把握するために製作された実験装置で、1バッチあたり最大5kgのウランを取扱うとして設計された。この装置の概要ならびに障害・安全対策についてて述べた。(JAERI-memo-3636(1969))
熊原 忠士; 猪俣 新次; 小沢 皓雄; 大内 勲; 佐藤 孝雄
JAERI-M 6003, 68 Pages, 1975/03
CAMACは電子計算機を用いるデータ処理装置のインタフェイス・ユニットに関する国際規格である。この規格は、種々のメーカで製作されたインタフェイス・ユニット間の互換性を保つために、必要となる機械的構造や信号の標準を規定したものである。ここではCAMACユニットの使用や設計にあたって、このCAMAC規格を理解しやすい形で整理しておく必要が生じ、本書をまとめたものである。この原文はEURATOM REPORTのEUR-4100e(1972)「CAMAC-A Modular Instrumentation Sysytem For Data Handling-Revised Description and Specification」である。
多田 康平; 小藤 博英; 村上 毅*
no journal, ,
Pyroprocessing is a promising technology for a fast reactor cycle with a highly concentrated minor actinides (MA: Np, Am and Cm)-bearing metallic fuel. Separation of actinides (An) from fission products such as lanthanide elements (Ln) is one of the difficult challenges to establish practical pyroprocessing. Liquid Cd cathode (LCC) with LiCl-KCl bath has been generally used for An recovery in our process, however, An/Ln separation performance using LCC was not high enough to fabricate highly concentrated MA-bearing fuel from materials having a high ratio of Ln/An. Our recent studies showed that a combination of liquid Ga cathode with LiCl-KCl bath had potential to give higher An/Ln separation performance, and currently we are developing an innovative pyroprocessing using the liquid Ga electrode. Solubility of U and Pu in liquid Ga is smaller than in liquid Cd. Therefore, the solid precipitates (An-Ga alloy) formation could have a significant influence on designing the process compared to the case of using LCC. However, the influence of the solid precipitates formation on An/Ln separation performance is unclear. In this study, galvanostatic electrolysis test on the recovery of U, Pu and Am in liquid Ga was carried out to investigate the influence. Precipitation of Pu-Ga alloy was observed by SEM/EDX on the cross section of Ga electrode after the electrolysis, and separation factors (SFs) for each metallic elements (M) based on Ce, which is defined as (M/Ce concentration ratio in liquid Ga)/(M/Ce concentration ratio in the salt phase), were calculated to evaluate An/Ln separation performance.
