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論文

Characterization of the VULCANO test products for fuel debris removal from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11

Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO$$_{2}$$, (U,Zr)O$$_{2}$$, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.

論文

Thermodynamic evaluation of the solidification phase of molten core-concrete under estimated Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident conditions

北垣 徹; 矢野 公彦; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Materials, 486, p.206 - 215, 2017/04

AA2016-0278.pdf:0.74MB

 被引用回数:10 パーセンタイル:10.91(Materials Science, Multidisciplinary)

The solidification phases of molten core-concrete under the estimated molten core-concrete interaction (MCCI) conditions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1 were predicted using the thermodynamic equilibrium calculation tool in order to contribute toward the 1F decommissioning work and to understand the accident progression via the analytical results for the 1F MCCI products. We showed that most of the U and Zr in the molten core-concrete forms (U,Zr)O$$_{2}$$ and (Zr,U)SiO$$_{4}$$, and the formation of other phases with these elements is limited. However, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ requires a relatively long time. Therefore, the formation of (Zr,U)SiO$$_{4}$$ is limited under quenching conditions. The solidification phenomenon of the crust under quenching conditions and that of the molten pool under thermodynamic equilibrium conditions in the 1F MCCI progression are discussed.

論文

FaCT Phase-I evaluation on the advanced aqueous reprocessing process, 4; Solvent extraction simplified for FBR fuel reprocessing

駒 義和; 荻野 英樹; 坂本 淳志; 中林 弘樹; 柴田 淳広; 中原 将海; 鷲谷 忠博

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

Development on reprocessing technologies for FBR spent fuel including chemical flowsheet and centrifugal contactor was conducted. The flowsheet is based on single cycle extraction without Pu partitioning and products purification cycles, and confirmed that high recovery of U, Pu and Np as well as moderate decontamination of fission products. Durable contactor with magnetic bearings have established by tests of 4 years - continuous operation and of irradiation which dose corresponded to 10 years use. A design study showed a sketch of a future FBR fuel reprocessing plant.

論文

Study on cleaing solvents using activated alumina in PUREX process

荒井 陽一; 荻野 英樹; 竹内 正行; 加瀬 健; 中島 靖雄

Proceedings in Radiochemistry, 1(1), p.71 - 74, 2011/09

本研究では、活性アルミナを用いた溶媒洗浄法について調査した。劣化させた30%TBP/$$n$$-ドデカンのサンプルは$$gamma$$線照射(1.6MGy)により調製した。劣化物はガスクロマトグラフ質量分析により定性分析を実施した。このサンプルを活性アルミナと接触させ、3M HNO$$_{3}$$との相分離試験によって溶媒劣化物の除去による洗浄効果について検討した。相分離試験は、分液ロート内に両相を加えて振とうし、分散相が界面から消失することにより行った。分析の結果、劣化物としてヘキサン,長鎖アルコール類等が生成することを確認し、また、活性アルミナとの接触により、TBP/$$n$$-ドデカンの劣化物の約70%が除去され、相分離特性が改善することを確認した。

論文

Extraction and stripping tests of engineering-scale centrifugal contactors cascade system for spent nuclear fuel reprocessing

竹内 正行; 荻野 英樹; 中林 弘樹; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.217 - 225, 2009/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.61(Nuclear Science & Technology)

Japan Atomic Energy Agency has been developing centrifugal contactors for solvent extraction to apply to next generation reprocessing plant. We evaluated the extraction and stripping performances of engineering-scale centrifugal contactors cascade system by uranyl nitrate solution on 10 kg/h flowsheet. As results, the uranium concentration profiles from extraction and stripping tests were fairly consistent with ideal distribution equilibrium calculated by MIXSET-X code. The stage efficiencies for uranium extraction and stripping were quite high. It was estimated as nearly 100% for extraction and 97$$sim$$98% for stripping. The contactors cascade system gave rapid equilibrium of distribution, and uranium concentration profiles became stable in 10 minutes on both extraction and stripping sections. No overflow and entrainment were observed under regular operation during extraction and stripping tests. From mal-operation test with the motor stop of one stage on contactors cascade system, it can keep running without emergency shutdown by the preparation of at least two spare stages.

論文

Development of centrifugal contactor with high reliability

岡村 信生; 竹内 正行; 荻野 英樹; 加瀬 健; 小泉 務

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1070 - 1075, 2007/09

JAEAでは、20年に渡り遠心抽出器の開発を実施してきた。RETFに導入する第1世代遠心抽出器の開発は、10年前に終了している。現在は、実プラントへ適用するために、より高信頼性を有する遠心抽出器の開発を実施している。この第2世代遠心抽出器開発では、長寿命化,機械的信頼性が重要となる。本発表は、機械的信頼性の向上を目的とした転がり軸受けと磁気軸受けという2種類の駆動系の耐久試験結果について報告するものである。

論文

Development of centrifugal contactor system in JNC

鷲谷 忠博; 竹内 正行; 荻野 英樹; 青瀬 晋一

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究では、再処理システムの候補技術の1つに湿式再処理技術が挙げられその抽出工程機器に遠心抽出器の適用が想定されている。サイクル機構では溶媒劣化の軽減、機器稼働率の向上、機器配置のコンパクト化、臨界安全の優位性等の観点から、1980年代より遠心抽出器を開発してきた。これまでに単機開発をほぼ終了し抽出性能、流動性能、オーバーフロー及びエントレイメントの発生等の基礎特性を把握し、。また、高寿命化の検討として、耐久性試験を実施し硝酸ミスト対策の実施及び機器寿命の推定、高耐久性の磁気軸受型機の開発等を実施してきた。また、工学規模の遠心抽出器を用いた試験設備を整備しウラン試験を実施中である。本報では、サイクル機構における遠心抽出器の開発概要を報告する。

論文

Conceptual Design Study on Advanced Aqueous Reprocessing System for Fast Reactor Fuel Cycle

高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則; 荻野 英樹; 小山 智造; 青瀬 晋一

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), 307 Pages, 2004/00

 被引用回数:26 パーセンタイル:14.39(Nuclear Science & Technology)

米国機会学会、日本機械学会共催の国際会議「The 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11)」へ投稿・口頭発表した標記論文を日本原子力学会の英文論文誌「Journal of Nuclear Science and Technology (JNST)」に転載する。(JNST編集部より転載の推薦を受けたことに伴う措置)

論文

高速炉燃料再処理用遠心抽出器の開発

鷲谷 忠博; 荻野 英樹; 竹内 正行; 菅沼 隆; 青瀬 晋一

サイクル機構技報, (21), p.23 - 32, 2003/00

高速炉使用済燃料の湿式再処理技術への適用を目指し、1985年より開発を行っている遠心抽出機の開発について、これ迄の開発の概要をまとめた。本報では過去の開発経緯に加えて、近年の遠心抽出器の耐久性評価、システム試験の結果等についても記載を行った。

論文

The Excellent Fuel Cycle Technology in Nuclear Proliferation Resistace

永井 俊尚; 小島 久雄; 青嶋 厚; 荻野 英樹

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00

小資源国日本にとって、21世紀の持続的発展のためには原子力エネルギー利用は必須であり、燃料リサイクルを基本方針としている。使用済燃料を再処理し、U,Pu等を回収して再利用することにより、資源及び環境への大きなメリットが期待できる。これは、低除染-TRU含有燃料のリサイクルを基本とするFBRサイクルシステムにより達成することができるとともに、Puを特別視しない十分な核拡散抵抗性を有するシステムである。この技術開発状況も合わせて報告する。

口頭

PUREX再処理工程における活性アルミナを用いた2次溶媒洗浄技術の検討,2; 活性アルミナによる溶媒洗浄試験結果

荒井 陽一; 荻野 英樹; 竹内 正行; 加瀬 健; 小泉 務

no journal, , 

PUREXプロセスに用いられる抽出溶媒(30%TBP-n-ドデカン)は、放射線や硝酸などにより劣化し、それぞれに由来する劣化物が生成される。TBP劣化物についてはアルカリ洗浄等により除去されるが、ドデカン由来の劣化物は、その生成量は少量ではあるが、除去されず溶媒中に蓄積される傾向にある。そこで、ドデカン劣化物除去方法として、活性アルミナによる溶媒洗浄法を検討した。本研究では、活性アルミナを用いた溶媒洗浄試験実施し、洗浄性能の確認及び劣化物の除去による3N硝酸との相分離性について調査した。これらの試験の結果、活性アルミナによる劣化成分の除去により、相分離性は大幅に改善したことを確認し、溶媒洗浄技術として効果的であるとの結論を得た。

口頭

PUREX再処理工程における活性アルミナを用いた2次溶媒洗浄技術の検討,1; n-ドデカン劣化物の相分離時間への影響

荻野 英樹; 荒井 陽一; 竹内 正行; 加瀬 健; 小泉 務

no journal, , 

PUREX再処理工程における2次溶媒洗浄技術として、活性アルミナの適用性を検討している。本研究では、n-ドデカンの劣化物をGC-MSによる定性分析により同定し、同定した劣化物から、相分離時間に影響を与える劣化物を推定した。

口頭

再処理環境下におけるグリース等の耐放射線性にかかわる研究

岡村 信生; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 小泉 務; 出崎 亮; 森下 憲雄; 大島 武; 小嶋 拓治

no journal, , 

再処理施設のセル内に設置する遠心抽出器等の回転機器駆動部にある接触(転がり)型軸受では、グリースの使用が不可避である。過去に、グリース単体の耐放射線性評価や、軸受に機械的負荷をかけた状態での機械的寿命評価(CRC試験)等を行っているが、これらの結果は、あくまでも放射線や機械的負荷が独立した状況におけるものであり、遠心抽出器駆動部が実際に曝される環境を統合的に模擬したグリースの耐久性評価は実施されていない。湿式再処理の枢要機器である遠心抽出器駆動部は「放射線による影響」と「機械的負荷による影響」以外に「溶液による影響」を受ける。本研究では、核燃料サイクル工学研究所で研究開発を進めてきた遠心抽出器駆動部にある転がり軸受について、高崎量子応用研究所コバルト60照射施設を用いて上述の3つの影響が重畳した体系的な評価を行うことを目的とした。評価の結果、3つの影響を同時に受けたことによりグリースの劣化が急速に進行することがないことが確認された。また、軸受にも損傷はなく継続使用が可能であることが明らかとなった。

口頭

遠心抽出器の開発; 流動性評価とシステム試験結果

荻野 英樹; 竹内 正行; 荒井 陽一; 岡村 信生; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 小泉 務

no journal, , 

遠心抽出器は、高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII最終報告書の中で、先進湿式法の簡素化溶媒抽出を実現する抽出器として選定されている。本報告では、核燃料サイクル工学研究所応用試験棟にて、ウラン試験により評価した遠心抽出器の流動性能及び抽出性能(逆抽出,溶媒洗浄含む)について報告する。具体的には、流動性能の観点から設計どおりの運転領域が得られるか確認した試験結果の報告と、抽出性能等を含めた総合的に性能把握するために製作した遠心抽出器システム試験装置(ACT)を使った試験結果の報告をするものである。

口頭

遠心抽出器システム試験,6; フラッシュアウト試験

荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 小泉 聡*; 藤咲 和彦*; 横山 義友*

no journal, , 

再処理工程で使用される抽出器は処理運転後シャットダウン運転として、通常アクティブフラッシュアウト,ウランフラッシュアウト運転及び溶媒フラッシュアウト運転の一連の操作を実施する。そのため、遠心抽出器においてもフラッシュアウト運転手順を確立しておくことは重要である。本試験では、遠心抽出器システム試験装置(ACT)を用い、逆抽出工程を対象とした工学規模試験を行った。ウランフラッシュアウト試験についてはウラン濃度が0g/Lとなるまでの運転データを取得し、溶媒フラッシュアウト試験については抽出器内溶媒の排出が完了するまでの運転データについて取得を行った。

口頭

磁気軸受型遠心抽出器の開発,5; 5000時間運転結果

荻野 英樹; 岡村 信生; 加瀬 健; 中島 靖雄; 藤咲 和彦*

no journal, , 

原子力機構では、転がり軸受を用いる従来の遠心抽出器に比べ、装置寿命の飛躍的向上が期待できる磁気軸受型遠心抽出器の開発を進めている。実機への適用を図るうえで、長時間の連続運転における安定性,運転挙動,耐久性等に関するデータを取得しておくことが重要である。そのため、5000時間の連続運転を実施し、磁気軸受型遠心抽出器の耐久性を評価した。

口頭

遠心抽出器システム試験,7; 溶媒フラッシュアウト運転条件の検討

荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

放射能等による溶媒劣化を避けるため、シャットダウン時において溶媒を工程内から排除する必要がある。フラッシュアウトの運転の操作性の観点からは、ドレインライン等の液抜き構造の採用が考えられるが、閉じ込め性の観点等から遠心抽出器には採用していない。したがって、液抜き構造に頼らず、抽出器の運転により溶媒を押し出す操作(溶媒フラッシュアウト運転)について確立する必要がある。本報告では、ホット工学試験施設に適用を予定している工学規模の遠心抽出器を用い、溶媒フラッシュアウト運転に関する運転データの取得を行った。

口頭

Development of the solvent extraction technique for U-Pu-Np co-recovery in the NEXT process

佐野 雄一; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝

no journal, , 

原子力機構では、FaCTプロジェクトの一環として、U-Pu-Np共回収に関する溶媒抽出技術開発を進めている。プロセス開発においては、適切なフローシート条件の設定によりU-Pu-Npの共抽出及び共逆抽出が可能であることを確認した。機器開発においては、工学規模の遠心抽出器を用いた試験において十分な抽出及び逆抽出性能を得た。また、磁気軸受を採用した遠心抽出器の高い耐久性を確認した。

口頭

遠心抽出器における溶媒フラッシュアウトの運転条件の調査

荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 星野 貴紀; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

遠心抽出器のシャットダウン運転の一つとして、溶媒フラッシュアウト運転を予定している。溶媒フラッシュアウト運転とは、放射線による溶媒劣化を避けるため、溶媒を工程内から排除する操作である。本報告では、抽出器単段による溶媒フラッシュアウト試験を実施し、運転条件に関する調査を実施した。また、その結果をもとに、抽出器12段による工学規模試験を実施し、単段試験の結果と同等であることを確認した。

口頭

遠心抽出器の設計,1; 小型遠心抽出器の流動性能評価

星野 貴紀; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 中島 靖雄

no journal, , 

原子力機構では、遠心抽出器の開発を進めている。本報告では、小規模試験をターゲットとした小型遠心抽出器(ロータ内径13mm)の設計をし、その性能とロータ設計方法の検証のため実施した流動性能評価試験について報告する。

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