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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
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。
加藤 潤; 中川 明憲; 谷口 拓海; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘
JAEA-Review 2017-015, 173 Pages, 2017/07
JAEA-Review-2017-015.pdf:6.67MB
福島第一原子力発電所では様々な性状の放射性廃棄物が発生している。これらの放射性廃棄物を処分するためには、廃棄物に対して減容処理や固化処理を行い、処分に適した廃棄体を作ることが必要である。また、今後の廃炉に向けた検討では、既存の処理技術が適用可能かを見極めることが必要である。そこで、今後の処理技術の選定に向けて、実規模での開発実績が確認されている国内外の放射性廃棄物の減容技術及び固化技術の文献調査を実施した。本報告書はその調査結果をまとめたものである。対象廃棄物を均一な粉粒体・液体廃棄物と不均一な雑固体廃棄物の2種類に区分し、それぞれに対する減容技術、廃棄体化技術の調査を行った結果を、技術の名称や原理、処理能力、固化体性状などの適用性評価に必要な項目にまとめた。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 87, 2017/03
福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する廃吸着材は
線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、ケイチタン酸塩とSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、模擬廃棄物の種類が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 88, 2017/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)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。本件では、ケイチタン酸塩及びSb吸着材の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC),高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、固化した模擬廃棄物の違いによるG値への影響が観察された。このことから、廃棄物に含まれる構成成分が固化試料の水素ガスの発生に寄与していることが示された。
山口 彰*; 辰巳 栄作*; 高田 孝*; 伊藤 啓; 大島 宏之; 上出 英樹; 榊原 潤*
Nuclear Engineering and Design, 241(5), p.1627 - 1635, 2011/05
被引用回数：6 パーセンタイル：42.38(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉の1次系統内には、気泡もしくは溶存ガスの形態でガスが混入している。本研究では、自由液面からのガス巻込みの許容量について検討する。その際、炉心入口におけるボイド率を基準として、許容量を評価する。また、1次系統内の気泡・溶存ガス挙動を評価するために、フローネットワーク型の解析コード開発を行う。解析により、炉心入口ボイド率は、ガス巻込み発生を仮定した場合でも十分低いレベルに保つことができるという結果を得た。
山口 彰*; 高田 孝*; 辰巳 栄作*; 伊藤 啓; 大島 宏之; 上出 英樹; 榊原 潤*
Proceedings of 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-7) (CD-ROM), 16 Pages, 2008/10
ナトリウム冷却高速炉の一次冷却系統内には、カバーガスの巻込み及び溶存と制御棒からのヘリウムガス放出によるガスが、溶存ガスもしくは気泡の形態で混入している。ガスは炉心反応度の擾乱や沸騰核の生成等を誘起する可能性があるため、安全の観点からガスを抑制する設計とすることが重要であり、ガス巻込みや気泡濃度に関する許容量を定める必要がある。本研究では、高速炉におけるガス巻込み許容量の検討と合理化として、ガス巻込みの影響を炉心入口ボイド率によって評価し、バックグラウンドのガス量を考慮することで受容できるガス巻込み量とガス濃度の提案を行う。そのために、プラント動特性解析コードVIBULの開発を行っており、本コードを用いて高速炉システム内の溶存ガスや気泡の濃度分布を評価する。コードを用いて気泡挙動を評価することでバックグラウンド気泡量が得られ、総気泡量がバックグラウンド量の105%以内に収まるという条件下において、設計における予備的なガス巻込み許容量が巻込み率と巻込み気泡径に関するマップとして導かれる。さらに、ガス抜き機構による気泡除去の成立性について調査を行った。
江坂 文孝; 間柄 正明; 半澤 有希子; 桜井 聡; 田口 拓志; 高井 木の実; 榊原 孝明; 黒沢 節身; 高橋 正人; 安田 健一郎; et al.
第22回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 8 Pages, 2001/11
IAEAの保障措置の強化・効率化策の一つとして導入された保障措置環境試料分析法-原子力関連施設の内外で採取した試料(現状では、主としてスワイプ試料)の分析により未申告施設や未申告活動を探知する-に対応するため、バルク及びパーティクル分析技術の開発を行っている。バルク分析では、試料を化学処理し、各試料の核物質の量及び平均値としての同位体比を求める。一方、パーティクル分析は、試料中に含まれる核物質の同位体比を微粒子一個一個について測定するため、重要な検証手段となりうる。パーティクル分析法の開発ではこれまでに、二次イオン質量分析法(SIMS)により粒径が数
mの粒子中に含まれるウランの同位体比を測定することを可能とした。また、これらの極微量核物質の分析操作では、測定対象元素の自然界からの混入を防止することが必要であるため、クリーンルームを備えた化学実験施設(高度環境分析研究棟)を整備した。
松井 剛一*; 文字 秀明*; 榊原 潤*; 田中 正暁; 上出 英樹
JNC TY9400 2000-014, 92 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-014.pdf:6.11MB
本報告書は,筑波大学と核燃料サイクル開発機構との共同研究として実施している首題研究の3カ年のまとめである。本研究では,高速炉の局所閉塞事故を対象として,ポーラス状閉塞物内部の熱流動場に関する基礎実験研究を行った。実験では,ヨウ化ナトリウム(NaI)水溶液とパイレックスガラス球を用い,粒子画像流速測定法(PIV)による多孔質状閉塞内部の流動場の可視化手法を確立することを目的としている。Nd-YAGレーザーを光源とし,濃度56.9[wt%]のNaI水溶液を用いてパイレックスガラス球の屈折率と一致させ,燃料集合体内の1つのサブチャンネルを模擬した簡易ループ試験装置および2つのサブチャンネルを模擬した試験装置の設計・製作を行い,閉塞物内部および周辺の流速測定実験を行った。撮影画像からノイズを除去する手法を適用し,粒子画像流速測定法によって定量的に正しい流速ベクトル分布を得ることができた。さらに,2サブチャンネル体系での試験では,球体を正方格子状に充填して模擬した閉塞物内部および周辺の流動場についての知見を得た。レーザ誘起蛍光法(LIF)により閉塞物内部の温度分布を2次元的に計測する手法について検討し,NaI水溶液中での適用性を確認した。簡易ループ試験装置を改造して非等温場の実験を行い,閉塞物内部の熱流動場に関する知見を得ることが出来た。また,解析手法の開発を目的として実験解析を実施した。その結果,PIVおよびLIFによる実験結果と整合性のある解析結果を得ると共に,閉塞物内外の流動場の特性について把握することができた。現在,サイクル機構で行っているポーラスボディモデルを使用した閉塞部を含む流路内の詳細解析手法に適用しているメッシュ分割手法が有効であることが分かった。
松井 剛一*; 文字 秀明*; 榊原 潤*; 斉藤 克弘*; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
JNC TY9400 99-005, 89 Pages, 1999/03
本報告書は、筑波大学と核燃料サイクル開発機構との共同研究として実施している首題研究のうち、平成10年度の成果に関するものである。本研究では、高速炉の局所閉塞事故に関して、燃料ピン表面温度を決定づける閉塞物内の熱輸送現象を解明し、その評価手法を構築するため、ポーラス状閉塞物内部の熱流動場に関する実験研究を行う。平成9年度は、ヨウ化ナトウム(NaI)水溶液とパイレックスガラス球を用い、粒子画像流速測定法による多孔質状閉塞内部の流動場の可視化手法を確立するための基礎実験を行った。濃度を調整してNaI水溶液の屈折率とパイレックスガラス球の屈折率を一致させた。1サブチャンネルに相当する簡易ループ試験装置を製作し、NaI水溶液を作動流体とした本可視化手法の有用性を確認した。燃料集合体内の2つのサブチャンネルを模擬した試験装置の設計・製作を行った。平成10年度は、平成9年度の成果を踏まえ2サブチャンネル体系での閉塞物内部および周辺の流速測定実験を主として行なった。Nd-YAGレーザーを光源とし、NaI水溶液濃度を調整し屈折率を調べる実験を再度行い、濃度56.9[wt%]とすればパイレックスガラス球の屈折率と一致することを確認した。簡易ループを用いた実験では、ノイズ除去を行うことにより可視化によって得られる流速ベクトル分布はレーザドップラ流速計による測定結果と定量的に一致した。実験条件を策定する上で重要なNaI水溶液の密度、粘度および熱伝導率について測定した。燃料集合体内の2つのサブチャンネルを模擬したテスト部を用いて、閉塞内部および健全流路内の流速分布について測定し、閉塞内部および健全側流路の流動場についての知見を得た。さらに、レーザー誘起蛍光法により閉塞物内部の温度分布を計測する手法について検討し、NaI水溶液中での適用性を確認した。
松井 剛一*; 文字 秀明*; 榊原 潤*; 田中 正暁; 小林 順; 上出 英樹
PNC TY9610 98-001, 58 Pages, 1998/03
本研究では,高速炉の局所閉塞事故に関して,燃料ピン表面温度を決定づける閉塞物内の熱輸送現象を解明し,その評価手法を構築するため,ポーラス状閉塞物内部の熱流動場に関する実験研究を行う。本年度は全体計画3カ年の初年度にあたり,試験装置の概念構築および設計・製作・据付を行った。また,予備解析を行い,装置の設計に反映した。これらと並行して,可視化手法の確立を目的とした屈折率調整実験,簡易ループの設計・製作および実験を実施した。試験装置の概念構築および設計・製作では,試験体として大型高速炉とのレイノルズ数一致の考え方を基本に,中心集合体のうち向かい合う2つの内部サブチャンネルを抽出した20倍の拡大モデルを選択し,試験パラメータについて検討した。試験装置は筑波大学混相流実験室に設置した。多孔質状の閉塞を,パイレックスガラス球を流路に充填することで模擬し,その内部の流動場の可視化手法の確立を目的とした基礎実験を行った。光学測定(粒子画像流速測定法)を行う際に問題となる,測定部とその周りの物質との屈折率の違いを解決するため,作動流体としてヨウ化ナトリウム(NaI)水溶液を用いた。パイレックスガラスと屈折率が一致するNaI水溶液の濃度を調べ,56.4+-0.7wt%であることが分かった。次に,1サブチャンネルに相当する透明アクリル製の簡易ループ試験装置を製作し,流速分布測定試験および流況可視化試験を行い,本可視化手法の有用性について調べた。その結果,球充填層局所内部の画像からは,定性的に妥当と考えられる閉塞部内部の流速ベクトル分布を得ることが出来た。NaI水溶液を作動流体とした本可視化手法は,球充填層内部の流況可視化に有効であることが確認された。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 上田 浩嗣*; 黒崎 文雄*; 米山 宜志*; 松倉 実*; et al.
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の汚染水処理により発生する二次廃棄物の廃棄体化技術検討の一環として、スラッジや廃吸着材の模擬廃棄物を対象とした圧縮成型及び焼結固化試験を開始した。本件では、多核種除去設備から発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー、第二セシウム吸着装置から発生するゼオライト及びケイチタン酸等の吸着材の模擬廃棄物を作製した。スラリーは一般試薬を混合することで調製し、ゼオライト及びケイチタン酸は、実際の汚染水処理に用いられているものと同じものの未使用品を試験に用いた。模擬廃棄物を対象として、一軸圧縮プレスによる成型試料と成型試料を高温で焼結した試料を作製し、(1)強度(一軸圧縮及び摩耗性)、吸湿性等の固化体特性及び(2)焼結固化体からの模擬核種の浸出性を評価した。主要な評価結果は、それぞれシリーズ発表(2)圧縮成型と焼結固化試験、及び(3)焼結固化体の浸出性評価、で報告する。
高峰 潤; 春山 満夫; 高瀬 操; 山口 聡; 山口 大美; 榊原 哲朗; 赤司 健一*
no journal, ,
JAEAでは、これまで、さまざまな物質に内包された核分裂性核種に対する高速中性子直接問いかけ法の適用性評価をしてきたが、核燃料サイクル施設等で発生されるTRU雑固体廃棄物の圧縮処理体のような、形状が複雑で高密度なものについての評価は未だなされていない。そこで本研究では、このような廃棄体に対する本方法の適用性について連続エネルギーモンテカルロ計算コード(MVP)を用いて評価したので報告する。
線照射に伴う水素ガス発生の評価佐藤 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
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理を行う多核種除去設備から発生する二次廃棄物は、固化処理の実績がないものが多く、新たな固化の方法を検討する必要がある。廃棄物処理技術グループでは、固化技術の選定に向けた基礎データの取得を目的として、既存の固化技術を対象に模擬廃棄物を用いた固化基礎試験を進めている。水を用いた固化技術(例えば、セメント固化法)で作製した固化体では、水の放射線分解による水素ガスが発生する。水素ガスは可燃性ガスであるため、処分時の安全性を確保する上で放射線照射時の固化体からの水素発生の評価が重要である。本試験では無機固型化材を用いて二次廃棄物のうちチタン酸, フェロシアン化合物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を固化した場合に、廃棄物に含まれる核種由来の線による水素ガス発生量を評価する目的で、工学的な成立性の観点から最適化した水固型化材比で固化試料を作製し、線照射試験を実施して水素ガス発生のG値を算出した。本試験により、模擬廃棄物充填率を40wt%とした固化試料からの、線照射に伴う水素ガス発生のG値を求めることができた。
羽成 敏秀; 杉原 健太; 村松 壽晴; 山下 真範*; 榊原 潤*
no journal, ,
原子力機構では、レーザーを用いた厚板鉄鋼材料切断技術の高度化を目指して研究を進めている。本報では、切断溝を模擬したアクリル製スリット内の流速場をPIVにより計測し、スリット間隙などがアシストガスのスリット内への流入に及ぼす影響の定量化を目的として、影響を及ぼす因子の評価を行った。計測により得られた流速から求められた運動量とノズル出口部運動量の比はノズル径がスリット間隙と同程度か大きい場合、間隙の増加によって増加し、アシストガス噴流軸と間隙とのずれの増加によって減少することが確認できた。また、スタンドオフを変化させても、運動量比はほとんど変化しなかった。これはスタンドオフが噴流のポテンシャルコア領域の長さに対して短く、スリット内への流入量があまり変化しないためと考えられる。
羽成 敏秀; 村松 壽晴; 山下 真範*; 榊原 潤*
no journal, ,
Laser cutting technology has a characteristic of generating low waste volume, and is expected to be applied to reactor decommissioning. Ejection of molten metal from deep in a kerf has been a challenge for the technique. As a kerf is narrow, an assist gas flow decays with increasing kerf depth. Therefore thermohydraulic interaction between the assist gas and the molten metal plays an important role in kerf formation. In order to quantify the influence of the assist gas flow to the kerf width, we evaluated several parameters such as kerf width, working distance and flow rate. Flow field of the assist gas in a mock-up is investigated using PIV. Pressure loss of the assist gas flow decreased with increasing kerf width, and so the assist gas became easier to reach deep in the kerf. This indicated that kerf width is an important parameter in the laser cutting process.
佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 山下 昌昭; 佐藤 史紀; 助川 博文; 目黒 義弘
no journal, ,
本件では無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメントB種(BB), ジオポリマー(GP))を用いて、多核種除去設備ALPSより発生する鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリーの模擬物の固化体を作製し、固化試料の圧縮強度や水浸漬による元素の浸出性への模擬廃棄物や固型化材の影響を調べた。圧縮強度試験では、GP試料と比較してOPC試料及びBB試料で高い強度が得られ、過剰な水分がGPの形成に悪影響を及ぼしたものと推察される。さらに、GP試料ではセメント試料と比較してスラリーによる硬化への影響が小さいことが示唆された。浸出試験では、OPC試料及びBB試料では模擬核種のCsやSrが溶出したのに対し、GP試料ではほとんど検出されなかった。CsやSrがGPの構造中に保持され不溶化したことにより浸出量が低くなったものと考えられる。今回の結果から、ALPSから発生したスラリーは、含有する成分による固化体の強度への影響が示唆されるものの、セメントやジオポリマーにより固化可能であることが示された。また、安定化処理方法によっては、スラリー中の水分が固化性状に悪影響を与えることが考えられるため、適切な処理方法を選択する必要がある。
佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理に伴い、多核種除去設備(以下、ALPS)から発生する凝集沈殿スラリーは線放出核種を含む多量の放射性核種を含有しており、処分のため作製する固化体への放射線影響が懸念されている。したがって、処分時の安全性の観点から、固化体中の水の放射線分解による水素ガスの発生を評価しておくことが重要である。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線を模擬した電子線照射を行い、水素ガスの発生量を調査した。結果、鉄共沈スラリー固化試料では炭酸塩スラリー固化試料と比較して水素の発生量が少なく、廃棄物に含まれる構成成分が電子線照射時の水素ガス発生量に影響を与えていることが示唆された。
線照射時における水素ガスの評価佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 中川 明憲; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
no journal, ,
福島第一原子力発電所における多核種除去設備(以下、ALPS)から発生している凝集沈殿スラリーや吸着材は、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。本件では、凝集沈殿スラリー(鉄共沈スラリー及び炭酸塩スラリー)とチタン系吸着材(酸化チタン及びチタン酸ナトリウム)の模擬物を対象に、無機固型化材(普通ポルトランドセメント(OPC), 高炉スラグセメント(BB)及びジオポリマー(GP))を用いて固化試料を作製し、線の照射試験を行い、水素ガス発生のG値及び固化試料の含水率を調査した。結果、模擬スラリー固化試料はチタン系吸着材固化試料と比較して、水素ガス発生のG値と固化試料の含水率がいずれも大きくなった。また、模擬スラリー固化試料では、固型化材の違いによるG値への影響も観察された。このことから、廃棄物や固型化材に含まれる構成成分が水素ガスの発生に寄与していることが推察された。
加藤 潤; 大井 貴夫; 駒 義和; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 芦田 敬
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた取り組みにおいて、多種多様な放射性廃棄物が発生している。これら廃棄物の処理処分の検討において、放射能インベントリを決定することが重要であり、インベントリ評価手法の確立が不可欠である。しかし、事故由来の廃棄物である、従来の廃棄物と汚染状況が異なる、これまでに発生例がない廃棄物が多い、現状では廃棄物の採取・分析が困難なものが多いなどの理由から、評価方法の確立は容易ではない。本研究では、汚染水処理設備の中のセシウム吸着装置及び第二セシウム吸着装置から発生する廃吸着塔、除染装置から発生したスラッジに関し、各装置から発生する廃棄物の分析ではなく、各装置の入口及び出口の汚染水を分析することによって、廃棄物中のインベントリを評価する方法(分析結果に基づく評価手法)を検討し、32核種のインベントリを推定した。
線照射時における水素ガスの評価佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 目黒 義弘; 中澤 修
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理を行う多核種除去設備から発生する二次廃棄物は、固化処理の実績がないものが多く、新たな固化の方法を検討する必要がある。当Grでは、固化技術の選定に向けた基礎データの取得を目的として、既存の固化技術を対象に模擬廃棄物を用いた固化基礎試験を進めている。水を用いた固化技術(例えば、セメント固化法)で作製した固化体では、水の放射線分解による水素ガスが発生する。水素ガスは可燃性ガスであるため、処分時の安全性を確保する上で放射線照射時の固化体からの水素発生の評価が重要である。本試験では無機固型化材を用いて二次廃棄物のうちケイチタン酸及びアンチモン吸着材を固化した場合に、廃棄物に含まれる核種由来の線による水素ガス発生量を評価する目的で、工学的な成立性の観点から最適化した水固型化材比で固化試料を作製し、線照射試験を実施して水素ガス発生のG値を算出した。本試験により、模擬廃棄物充填率を40wt%とした固化試料からの、線照射に伴う水素ガス発生のG値を求めることができた。
