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論文

銀媒体電解酸化法と超音波攪拌を組み合わせた有機物の分解技術

小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

攪拌・混合技術とトラブル対策, p.341 - 344, 2014/10

核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組み合わせた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン($$n$$-DD)を対象に、電解電流、電解液温度、硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。

報告書

セリウム媒体電解酸化法を用いたTRU廃棄物除染にかかわる基礎試験

石井 淳一; 小林 冬実; 内田 昇二; 住谷 正人; 木田 孝; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-068, 20 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-068.pdf:2.49MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、再処理施設等から発生するTRU廃棄物の発生量低減化方策として、セリウム媒体電解酸化法による除染技術に着目し、TRU廃棄物をクリアランスレベルまで除染できる技術の開発を行っている。セリウム媒体電解酸化法は、硝酸溶液中でCe$$^{4+}$$を強力な酸化剤として使用し、除染対象物であるTRU廃棄物の金属材表面の酸化物層及び金属材表面を溶解する技術である。本研究では、硝酸溶液を用いたセリウム媒体電解酸化法の技術的な実用化に向けて、TRU廃棄物を溶解する目標速度(2$$sim$$4$$mu$$m/h)を達成するために溶液条件の最適化を図ることを目的とし、Ce$$^{3+}$$初期濃度及び硝酸濃度をパラメータとした試験を実施した。パラメータ試験結果より選定した溶液条件において模擬廃棄物を溶解する廃棄物溶解コールド試験を実施した結果、溶解時間90時間までの平均溶解速度は、3.3$$mu$$m/hであった。以上のことから、クリアランスレベルまで除染するのに必要な金属材表面の溶解深さを20$$mu$$mと仮定すると、その除染時間は約6時間であり、1バッチ/日の廃棄物除染が十分に可能であること及び1回分の除染液で15バッチの繰り返し処理が可能であることを確認した。

報告書

銀媒体電解酸化法と超音波攪拌を組合せた有機物の分解に関する基礎試験

小林 冬実; 石井 淳一; 白橋 浩一; 梅田 幹; 桜庭 耕一

JAEA-Technology 2009-056, 16 Pages, 2009/11

JAEA-Technology-2009-056.pdf:1.53MB

核燃料再処理工程で発生する超ウラン元素(TRU)で汚染した有機廃液を分解・無機化することを目的として、超音波攪拌を組合せた銀媒体電解酸化法による有機物の分解試験を実施した。本法は低温・常圧下において2価の銀イオン(Ag$$^{2+}$$)の酸化力により有機物を分解する方法であり、超音波を併用することで、溶液の攪拌とともに有機物分解の促進効果が期待できるため、有機廃液を効率的に処理することができる。本法を用いて30%リン酸トリブチル(TBP)/ノルマルドデカン(${it n}$-DD)を対象に、電解電流,電解液温度,硝酸濃度及び超音波出力について分解基礎試験を実施し、今回の試験範囲における最適な分解条件を示した。また、選定した最適条件においてケロシン及びN,N,N',N'-テトラオクチル-3-オキサペンタン-1,5-ジアミド(TODGA)の分解試験を実施し、これらの有機物に対しても本法が有効であることを確認した。

論文

STACYにおける模擬FP付加燃料を用いた運転・管理

井澤 一彦; 関 真和; 広瀬 秀幸; 神永 城太; 青山 康夫; 吉田 博; 曽野 浩樹; 小川 和彦; 桜庭 耕一

UTNL-R-0453, p.9_1 - 9_10, 2006/03

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設(定常臨界実験装置)は、ウラン硝酸水溶液,プルトニウム硝酸水溶液、及びウラン・プルトニウム混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの取得、及び再処理施設における臨界安全裕度の確認を目的としている。STACY施設では、平成7年2月の初臨界以降、平成18年3月までに、炉心タンクの形状や寸法、また燃料の組成を変更しながら533回の運転を実施してきている。平成17年度には、再処理施設の溶解工程を模擬した非均質炉心において核分裂生成物を模擬した可溶性毒物を付加した溶液燃料を用いた運転を行った。本報告では、今回運転を行うにあたって、燃料調製及び臨界液位推定に用いた手法について紹介する。

論文

TRACY施設の計画外停止について; 原因及び対策

曽野 浩樹; 塚本 導雄; 會澤 栄寿; 竹内 真樹; 深谷 裕司; 伊勢田 浩克*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 外池 幸太郎

UTNL-R-0446, p.3_1 - 3_10, 2005/03

日本原子力研究所のTRACY施設において、平成16年6月17日に発生した安全棒誤作動による計画外停止に関し、その原因調査と再発防止対策について報告する。調査の結果、安全棒誤作動の主たる原因は、異物混入による安全棒保持力の低下と特定された。その再発防止対策として、異物の発生防止,異物が混入する機会の低減,異物の確実な検知を講じることとした。今回の経験を通じて得られた教訓が、研究炉等の運転管理に従事する関係者において広く共有されることを期待する。

報告書

TRACYの運転記録

會澤 栄寿; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 塚本 導雄; 菅原 進; 竹内 真樹*; 宮内 正勝; 柳澤 宏司; 大野 秋男

JAERI-Tech 2002-031, 120 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-031.pdf:4.32MB

燃料サイクル安全工学施設(NUCEF)の過渡臨界実験装置(TRACY)は、硝酸ウラニル水溶液体系において添加反応度3$までの臨界事故を模擬した実験を行うことができる装置である。TRACYは1995年12月20日に初臨界を達成し、1996年からは過渡臨界実験を中心に反応度測定や熱出力測定などの各種の特性試験を実施してきた。本報告書は、初臨界から2000年度末までに実施された176回の運転記録についてまとめたものである。

報告書

平成12年度におけるSTACYの運転記録; 2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた中性子相互干渉体系の実験,2(受託研究)

小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.

JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09

JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。

論文

Development of solution behavior observation system under criticality accident conditions in TRACY

小川 和彦; 森田 俊夫*; 柳澤 宏司; 會澤 栄寿; 桜庭 耕一; 菅原 進; 大野 秋男

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1088 - 1097, 2000/12

臨界事故条件下での硝酸ウラニル溶液と放射線分解ガスボイドの挙動を観察する目的で、TRACY(過渡臨界実験装置)の新たな計装として可視化システムを開発した。本システムは、耐放射線光ファイバースコープ、光源装置、及び耐放射線ビデオカメラから構成される。システムの設計では、TRACYでの非常に強い放射線環境及びTRACYの一次バウンダリとしての安全機能を考慮した。本システムは最近のTRACY実験に使用され、これまで観測できなかった溶液及びボイドの挙動について明瞭な動画を得ることができた。観察結果として、反応度添加条件によって溶液及び放射線分解ガスボイドの挙動が異なることを視覚的に確認することができた。本システムNUCEFより、溶液及びボイド挙動の詳しい情報を得ることができ、動特性解析モデルの開発に貢献できる。

報告書

平成11年度におけるSTACYの運転記録; 平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた2ユニット中性子相互干渉体系の実験,1(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.

JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB

NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800$$phi$$円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,2; 800$$phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 山根 祐一; 大野 秋男

JAERI-Tech 2000-013, p.57 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-013.pdf:2.43MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成10年度後半(10月~2月)に、直径約80cm、高さ約150cmの円筒型炉心タンクを用いた臨界実験を、計41回行った。実験では、炉心タンクの周囲に保温材(ヒータ付)を取付け、おもに溶液燃料昇温時の反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化傾向を直線でフィティングして内挿補間し、その変化量を定量的に把握できた。また運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、実験解析から求められた臨界液位-液位反応度フィティング式にほぼ一致した。

報告書

平成10年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録,1; 280T平板炉心・10%濃縮のウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 長澤 誠*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; 大野 秋男

JAERI-Tech 99-084, p.54 - 0, 1999/12

JAERI-Tech-99-084.pdf:2.7MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に引続き、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料とし、厚さ28cm、幅74cm、高さ1.5mの平板炉心タンクを用いた臨界実験を、計46回行った。実験では、コンクリート、ポリエチレンの固体反射体を用い、おもに反射材の配置や厚さの違いによる反応度効果を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加量、臨界量、炉出力等の運転管理データをもとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽量及び燃料組成の変化の傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、液位反応度測定値は、平成9年度に得られた臨界液位-液位反応度曲線とほぼ一致した。

論文

Measurement of the power profile during nuclear excursions initiated by various reactivity additions using TRACY

小川 和彦; 中島 健; 柳澤 宏司; 曽野 浩樹; 會澤 栄寿; 森田 俊実*; 菅原 進*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1277 - 1285, 1999/00

過渡臨界実験施設TRACYでは、10%濃縮ウラン硝酸水溶液を用いて再処理施設での臨界事故事象に関するデータを取得することを目的とした試験を行っている。TRACYでは、これまでに最大2.9$までの反応度を添加した時の過渡特性を調べてきた。今回は、測定した過渡特性のうち、炉出力と発生圧力に着目し、反応度添加条件との関係について報告する。これまでの試験の結果から以下の結論を得た。(1)急速反応度添加の場合、最大出力は、逆炉周期の1.6乗に比例した。(2)ランプ状反応度添加の場合、最大出力は、反応度の添加量には依存せず、添加速度と初期出力に依存した。(3)炉心で発生した圧力は、振動圧力とスパイク状圧力の2つのパターンに分類することができた。プレナム部圧力は、炉心圧力の1/10程度しか上昇しないことがわかった。また、ボイド反応度係数については、新しい評価方法を提案した。

論文

Experiments on transient behavior of a low-enriched uranyl nitrate solution system with TRACY to study hypothetical criticality accidents in reprocessing plants

柳澤 宏司; 中島 健; 小川 和彦; 曽野 浩樹; 桜庭 耕一; 會澤 栄寿; 森田 俊夫*; 菅原 進*; 薗田 暁; 大野 秋男

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.900 - 906, 1999/00

日本原子力研究所では、過渡臨界実験装置(TRACY)を用いた実験を1996年に着手し、濃縮度10%の硝酸ウラニル水溶液に関する臨界超過時の過渡特性に関する研究を行ってきた。TRACYでは、再処理施設の安全評価で必要となる過渡変化時の核熱流力特性に関する基礎データを取得する。TRACYでは、温度及び放射線分解ガスボイドによる反応度フィードバックについて明らかにするために、さまざまな反応度添加条件での出力特性に関する測定を行ってきた。また、これと並行して、臨界超過時の被ばく線量及び放射性物質の閉じ込め性能に関するデータも取得している。本報告では、TRACYの性能及び仕様、さらに実験に使用している計装について述べる。また、最近の研究活動及び今後の計画についてもまとめる。

報告書

定常臨界実験装置(STACY)の製作

村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.

JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-033.pdf:2.25MB

核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後$$^{235}$$U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。

報告書

平成9年度における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 280T平板炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液(受託研究)

小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 長澤 誠*; 村上 清信; 高橋 司; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 菊池 司; et al.

JAERI-Tech 98-023, 66 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-023.pdf:2.89MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACYでは、平成9年度に、約10%濃縮のウラン硝酸水溶液を燃料として、厚さ約28cm、幅約74cm、高さ約1.5mの平板型炉心タンクを用いた臨界実験を、計53回行った。実験は、主として、コンクリート、ポリエチレン等の固体反射体を用いて、種類や厚さの違いによる反応度効果を調べる反射体実験を行った。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成の経時変化、並びに各運転毎の反応度添加、臨界量、炉出力等に関する運転データをまとめたものである。燃料組成のうち、ウラン濃縮は約0.1gU/l/dayの増加傾向を示した。また、液位反応度は、ウラン濃縮の違いや、反射体の種類に依らず、臨界液位のみで決まるとしても運転管理上、信頼性を失わないことが再確認された。

報告書

STACY及びTRACY用燃料サンプリング装置の改良

広瀬 秀幸; 桜庭 耕一; 小野寺 清二; 小川 和彦; 高月 幸男*; 森田 俊夫*; 曽野 浩樹; 有嶋 秀昭; 會澤 栄寿; 宮内 正勝; et al.

JAERI-Tech 98-015, 52 Pages, 1998/05

JAERI-Tech-98-015.pdf:1.68MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置STACY及び過渡臨界実験装置TRACYは溶液燃料を用いており、燃料組成を正確に測定することは、装置の安全運転及び実験精度の向上に必要とされている。サンプリング装置は各々の臨界実験装置で使用する溶液燃料の組成(ウラン濃縮度、ウラン(またはプルトニウム)濃度、遊離硝酸濃度、不純物量及び核分裂生成物の放射能)を把握するために溶液燃料を採取する装置である。従来型のサンプリング装置は、採取した燃料を装置内で希釈する設計で製作したため、ビュレット(分注器)内で硝酸水溶液を用い、シリンジ操作により溶液燃料の計量を実施してきた。ところが、平成8年度後半に、サンプリング時において硝酸水溶液がビュレット内の燃料に混入し、燃料濃度が薄くなる傾向が現れ出した。そこで、平成8年度中にサンプリング装置内での希釈を行わない、定量ポンプによる原液採取方式による新サンプリング装置へ変更した。そして、平成9年度に、改造した新サンプリング装置の性能確認を行った。ウラン濃度の変動量は0.14%であり、目標とする性能$$pm$$0.2%(変動係数)を満足した。

報告書

NUCEF原子炉施設の耐震設計

黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功

JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-010.pdf:8.45MB

NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。

報告書

平成7年における定常臨界実験装置STACYの運転記録; 600$$Phi$$円筒炉心・10%濃縮ウラン硝酸水溶液

曽野 浩樹; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 高月 幸男*; 児玉 達也*; 大野 秋男; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 外池 幸太郎; 馬野 琢也*; et al.

JAERI-Tech 97-005, 107 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-005.pdf:3.26MB

日本原子力研究所燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFの定常臨界実験装置STACYは、600$$Phi$$円筒炉心において10%濃縮ウラン溶液燃料を用い、平成7年2月23日に初臨界を達成した。その後燃料のウラン濃度を初期濃度310gU/lから225.5gU/lまで段階的に変化させ、水反射体有り及び裸の2体系において臨界実験を行った。本書は、初回臨界以降平成7年に実施した運転番号R0001からR0056の計56回のSTACYの運転について燃料希釈、燃料サンプリング及びSTACYの運転管理に関するデータをまとめたものである。

論文

Experimental study on criticality accidents using the TRACY

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭; 森田 俊夫*; 桜庭 耕一; 大野 秋男

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 4, p.L83 - L92, 1996/00

TRACYは低濃縮ウラン溶液を用いて超臨界実験を行う装置である。1995年12月20日に、初臨界を達成し、基本的な核特性及び安全性能を測定するための定常実験を開始した。定常実験に引続き、1996年半ばには最初の超臨界実験を開始する予定である。この実験では、約2ドルまでの反応度添加を行う。本報告では、TRACY実験の目的、施設の概要、定常実験結果及び計算との比較について述べる。さらに、超臨界実験の評価結果についても述べる。

論文

Development of fuel failure detection system for a high temperature gas cooled reactor

寺田 博海; 若山 直昭; 小畑 雅博; 飛田 勉; 露崎 典平; 後藤 一郎; 小山 昇; 桜庭 耕一; 横内 猪一郎; 吉田 広; et al.

IEEE Transactions on Nuclear Science, 34(1), p.567 - 570, 1987/01

 パーセンタイル:100(Engineering, Electrical & Electronic)

高温ガス炉用高感度燃料破損検出法の研究開発を行った。FFD開発試験においては、一つの照射キャプセルに被覆粒子燃料の健全および破損試料の両方を封入し、照射中に夫々の試料の一次系ヘリウムガスをサンプリングして、FFD実験システムに導いている。 実験では、健全および破損燃料に対するFFD系の応答およびFP放出挙動を測定し、比較検討した。特に燃料温度が1200$$^{circ}$$C以上では、本FFD系は両燃料試料に対して夫々異なる計数応答を示し、破損の検出に見通しを得た。また、一次系ヘリウムガス中FPのガンマ線スペクトルの連続モニタも実施した。

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