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論文

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-level radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

佐藤 史紀; 松島 怜達; 伊藤 義之

QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 60, 2019/03

東海再処理施設のLWTFで発生する低レベル放射性液体廃棄物のセメント固化体からの放射線による水素ガス発生について検討した。

論文

Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10

東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。

論文

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 69, 2018/03

東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の$$gamma$$線照射試験を行い、水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率10$$sim$$50wt%)のG値は、約0.03(n/100eV)であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。硝酸イオンは、水素生成を抑制する効果があり、スラリ中に含まれる硝酸塩の影響でG値は低下したと考えられる。また、炭酸塩固化体(充てん率10wt%)のG値は、約0.14(n/100eV)であったが、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体では、それよりも低いG値であった。XRD結果から、塩の充てん率が高くなるほど、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$を含んだセメント生成物(Pirssonite)が多く見られ、Na$$_{2}$$CO$$_{3}$$のG値は、CaCO$$_{3}$$よりも小さいため、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体のG値は小さくなったと考えられる。

論文

Investigation of hydrogen gas generation by radiolysis for cement-solidified products of used adsorbents for water decontamination

佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03

福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して$$gamma$$線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。

論文

Hydrogen generation from cement solidified sample loading carbonate by gamma irradiation

伊藤 義之; 佐藤 史紀; 小島 順二

QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 89, 2017/03

東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液の処理により発生する炭酸塩廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60$$gamma$$線照射施設にて、セメント試料の$$gamma$$線照射試験を行い、水素生成G値(G(H$$_{2}$$))を測定した。G(H$$_{2}$$)は、セメント固化試料から生成する水素ガスの濃度を分析することによって求め、セメント剤であるBFSとOPCの配合条件及び炭酸塩含有量によるG(H$$_{2}$$)への影響を調査した。その結果、セメント剤配合条件の影響確認では、セメント中のOPC含有量の増加とともにG(H$$_{2}$$)は、高くなる傾向であることが分かった。セメント中のOPC含有量が増加するとCaO成分が多くなることから、この影響でG(H$$_{2}$$)は高くなったと示唆される。また、炭酸塩含有量の影響確認では、G(H$$_{2}$$)は、炭酸塩を充てんすることで減少し、さらに炭酸塩充てん割合の増加とともにわずかに減少した。炭酸塩中には、硝酸ナトリウムが含まれており、この影響でG(H$$_{2}$$)は低下したと考えられる。

論文

平成23年東北地方太平洋沖地震後の東海再処理施設の健全性に係る点検・評価の結果について

中野 貴文; 佐藤 史紀; 白水 秀知; 中西 龍二; 福田 一仁; 立花 郁也

日本原子力学会誌, 57(1), p.14 - 20, 2015/01

平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震では、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施設(東海再処理施設)のある茨城県東海村において震度6弱の地震を観測した。本地震では、東海再処理施設の設計時の想定を超える地震動が観測されたが、建物・構築物及び設備に与えた影響について詳細な点検や地震応答解析及び両者の結果を踏まえた総合評価を行った結果、本地震後の東海再処理施設の健全性について問題ないと判断した。その結果について報告する。

論文

乾式再処理より発生する塩廃棄物の酸化物への転換処理

佐藤 史紀; 照沼 仁*; 新井 修*; 明珍 宗孝

日本原子力学会和文論文誌, 8(1), p.83 - 94, 2009/03

乾式再処理から発生する塩廃棄物の処理を目的に、酸化ホウ素(B$$_{2}$$O$$_{3}$$)と水蒸気を用いた酸化物への転換法の検討を行った。CsCl塩及びNaCl-CsCl共晶塩を対象とした処理試験を実施し、転換率等の基礎化学データを取得した。さらに、この処理法の化学反応を理解するため、溶融塩(NaCl, CsCl),溶融酸化物(NaO, Cs$$_{2}$$O, B$$_{2}$$O$$_{3}$$)及びガス(H$$_{2}$$O, Ar, HCl, NaCl, CsCl)を考慮した、熱力学平衡計算に基づく反応解析を実施した。当該解析の妥当性を実験との比較で確認したうえ、適切な酸化転換の処理条件(処理温度,水蒸気及びB$$_{2}$$O$$_{3}$$付加量等)を検討した。

論文

Development of FR fuel cycle in Japan, 4; Consideration of transition from LWR-cycle to FR-cycle

佐藤 史紀; 中村 博文

Proceedings of 2008 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '08) (CD-ROM), p.2046 - 2050, 2008/06

In feasibility study on commercialized fast reactor cycle systems (FS) in Japan, "balanced FBR stage" in which plutonium generated in FBR fuel is reprocessed and recycled to the FBR and constant electric power is produced, is assumes. But actually, when the first commercial FBR is introduced, there are a lot of conventional light-water reactors which have duration time of 60 years. So it is considered that there is transition time about 60 years from LWR-cycle to FR-cycle. In this study situation of the transition time is studied quantitatively using long term mass-balance code based on reactor burnup calculation. Collaterally reprocessing technologies developed in Japan and other countries is investigated to consider candidate reprocessing technology at the transition time. Using these results outline of transition time and reprocessing plant is discussed.

論文

MOX Co-deposition tests at RIAR for SF reprocessing optimization

小藤 博英; 佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 中西 繁之*; Kormilitsyn, M. V.*; Ishunin, V.*; Bychkov, A. V.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.349 - 353, 2007/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.42(Nuclear Science & Technology)

酸化物電解法は将来の燃料サイクルシステムにおける乾式再処理の候補技術として研究されている。酸化物電解法の中心工程であるMOX共析工程において、技術の実現性を確認するための基礎試験を実施した。試験においては要求されるMOX顆粒を得るために、UやPu濃度,FP濃度,CP濃度,吹き込みガス組成等をパラメータとして設定した。試験の結果、不要な沈殿を生じることなく高いPu富化度の顆粒を得るためには、電解中に吹き込むガス組成が重要なパラメータであることが確認された。また、最終的に使用済燃料を用いた試験により、MOX共析電解制御手法の妥当性が確認された。

論文

酸化物電解法MOX電解共析の反応解析

佐藤 史紀; 水口 浩司; 中西 繁之; 明珍 宗孝

日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.268 - 281, 2006/12

酸化物電解法の主工程の一つであるMOX電解共析に関して、試験及び解析の両面による検討を行った。まず基礎試験として、U-Puを用いたパラメーター試験を実施し、溶融塩の分極特性,電流効率,析出物中PuO$$_{2}$$濃度等の基礎的なデータを取得した。また、これと合わせて公開文献より入手した物性値を用い、電解挙動、特に溶融塩の分極特性に関するモデル化を試みた。このモデルについては、実際の試験結果に関する解析を行い、妥当性を確認した。最後に、開発したモデルを用いてMOX電解共析の制御因子に関する検討を行った。

論文

Conversion technique of salt wastes generated in pyrochemical reprocessing into oxide

佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 照沼 仁*; 新井 修*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10

乾式再処理より発生する核分裂生成物を含む溶融塩廃棄物を、適切に安定化処理する手法について検討した。検討では、既存手法に対して熱力学計算コードを用いた詳細な考察を行い、より性能の高い改良型の処理方法を提案した。続いて、提案に基づき模擬溶融塩廃棄物を用いた基礎試験を実施し、処理後の廃棄物生成物量を低減できることを確認した。

論文

Investigation of plutonium precipitation in the MOX co-deposition tests for the oxide electrowinning process

小林 嗣幸; Vavilov, S.; 佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 難波 隆司*; 藤井 啓治*

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(3), p.295 - 300, 2005/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:39.42(Nuclear Science & Technology)

ロシアRIARで実施した酸化物電解法のMOX共析試験において発生したPuの沈殿現象について理論的解明を行った。その結果、試験で酸素ガスを多くしすぎため塩素ガス濃度が低下し溶融塩中のプルトニルの溶解度が低減したため過飽和のプルトニルが沈殿したと推定すると実験結果を説明できることが分かった。

論文

水蒸気と酸化ホウ素を用いた塩化物の酸化物への転換 乾式再処理から発生する塩廃棄物の処理への適応

佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 照沼 仁*; 新井 修*

日本原子力学会和文論文誌, 3(3), p.307 - 311, 2004/00

乾式再処理より発生する廃溶融塩をガラス固化するための前処理として、水蒸気と酸化ホウ素(B2O3)を用いた塩化物の酸化物への転換処理を検討した。熱力学計算コードを用いた事前検討を行った後、NaCl-2CsCl共晶塩を用いた試験を行い、本手法で塩化物を酸化物へ転換できることを確認した。

論文

NaCl-2CsCl溶融塩中におけるUO$$_{2}$$$$^{2+}$$の吸光度測定

田山 敏光; 佐藤 史紀; 永井 崇之

サイクル機構技報, (19), p.33 - 40, 2003/06

サイクル機構ではFBRサイクル実用化戦略調査研究の一環として、酸化物電解法プロセス研究を進めている。酸化物電解法では、使用済燃料を溶解した溶融塩中からU-PuをMOX電解工程により回収するが、U-PuのFPからの分離、析出MOX中のU/Pu比率等、プロセスの要求事項が多い。このため、溶融塩中のU,Pu等の核物質量を適切な工程分析技術により計測し、工程制御を実施することを目的に、光学的手法により溶融塩中のUO$$_{2}$$$$^{2+}$$イオンの吸光度を測定し、実験により[吸光度-UO$$_{2}$$$$^{2+}$$濃度]との関係を調べ、分析技術を確立するための基礎データを収集した。

論文

Effect of Ce Ions on MOX Codeposition in Oxide-Electrowinning Reprocessing

佐藤 史紀; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝; 難波 隆司

High Temperature Materials Chemistry (HTMC-XI), P. 210, 2003/00

将来の再処理技術の一候補として、酸化物電解法の検討を実施している。本手法においては、PuはUと共に二酸化物の形で陰極に共析出させることを想定している。本工程への共存不純物元素の影響を明らかにするため、代表的な不純物元素として核分裂生成物のうち、希土類元素の代表としてCeを選定し、U、Puを含むNaCl-CsCl溶融塩系において、実験室規模での試験を行い、Ce濃度、(U+Pu)濃度、ガス流量比(酸素/塩素)のプロセス効率に及ぼす影響について調べた。

報告書

乾式再処理工程溶媒中での放射性核種の化学状態分析に関する研究(公募型研究に関する共同研究報告書)

山名 元*; 藤井 俊行*; 森山 裕丈*; 佐藤 史紀; 北谷 文人; 明珍 宗孝; 小島 久雄

JNC-TY8400 2002-013, 57 Pages, 2002/03

JNC-TY8400-2002-013.pdf:32.32MB

平成11年度から13年度にかけて、核燃料サイクル開発機構・公募研究の一環として、「乾式再処理工程溶媒中での放射性核種化学状態分析に関わる研究」を実施した。本報告書は、その研究成果をまとめたものである。本研究は、乾式再処理で使用される溶融塩や液体金属の中でのアクチニドやFP元素がどのような溶存状態で存在するかを、電気化学、分光学、熱力学的な視点から実験的に評価するものである。このため、溶融塩紫外可視分光装置の構築、溶融塩ボルタンメトリ系の構築、液体Bi中でのランタニド金属の過剰自由エネルギー(活量)測定、ランタニドのサイクリックボルタンメトリ、ランタニドとアクチニドの熱力学的な系統性の考察、溶融塩中でのランタニドの2価の存在の研究、アクチニド用のボルタンメトリ機器の開発、を行った。この結果、溶融塩および液体Bi中でのランタニドおよびウランの溶存状態に関わる種々の実験的な知見を得た。

論文

乾式再処理プロセスへのパルス電解技術の適用; パルス電解法によるUO$$_{2}$$析出実験

永井 崇之; 佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 水口 浩司*; 大森 孝*; 藤田 玲子*

日本原子力学会和文論文誌, 1(3), p.312 - 316, 2002/00

サイクル機構では、酸化物電解法による乾式再処理プロセス研究を進めており、その枢要技術としてMOX共析電解がある。このMOX共析電解時に陰極表面へPuO$$_{2}$$が多量に析出した際、通常の直流電解技術では制御が困難になることが予想される。そこで、絶縁物の電解析出に用いられるパルスメッキ技術に着目し、パルス電解技術を適用したUO$$_{2}$$析出実験を行った。実験の結果、通常の直流電解技術と同等なUO$$_{2}$$顆粒を析出回収できることを確認し、パルス電解条件によるUO$$_{2}$$顆粒析出への影響を検討した。

論文

EXAMINATION OF REACTION CONDIFIONS FOR OXIDATION OF SALT WASTE.

佐藤 史紀; 明珍 宗孝

NUCEF2001, 0 Pages, 2001/00

使用済み燃料の再処理法の一つである乾式再処理法では、これに特有の塩廃棄物が発生することが知られている。この塩廃棄物は高放射性であるためガラス固化処理が望まれるが、廃棄物の性質上、既存の方法により直接ガラス固化できないことが知られている。このため、既存のガラス固化処理が可能となるためには、上記の塩廃棄物を酸化物へ転換することが必要とされる。本発表では、上記の塩廃棄物を酸化物へ転換することを目的とした基礎試験の結果について報告する。

口頭

電解装置内の溶融塩中に蓄積する崩壊熱の制限値の検討

小林 嗣幸; 佐藤 史紀

no journal, , 

金属電解法で使用する電解装置内の溶融塩中に蓄積するTRUやFPの崩壊熱の制限値を評価した。強制冷却条件下における電解装置の定常運転時の外面温度を100$$^{circ}$$C以下とし、故障により冷却が停止した場合でも電解装置内の温度を640$$^{circ}$$C(Cd蒸気圧0.2気圧)以下とするためには外面熱流速を600W/m$$^{2}$$以下とする必要があることがわかった。

口頭

廃溶融塩の酸化転換処理に関する反応解析

佐藤 史紀; 水口 浩司

no journal, , 

乾式再処理より発生する廃溶融塩を、水蒸気と酸化ホウ素(B$$_{2}$$O$$_{3}$$)を用いて酸化物へ転換する手法に関して、自由エネルギー最少化法に基づく反応解析を実施した。この解析をもとに廃棄物(転換酸化物)の発生量を評価した。

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