検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 68 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Basic study on radiation degradation of potassium nickel ferrocyanide

荒井 陽一; 渡部 創; 高畠 容子; 中村 雅弘; 中島 靖雄

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/10

放射性廃液からの放射性セシウムの除去は放射性廃棄物低減化に対して有効な手段であることから、その放射性セシウムの選択的除去のためにフェロシアン化物を用いた研究が行われている。フェロシアン化物の廃棄物は水を含んだスラリー状であり、フェロシアン化物の存在により放射線照射による水の分解に起因する水素の生成に影響を与える可能性が考えられる。また、フェロシアン化物は、その構造にシアンを含むことから、分解によりシアンが放出される可能性がある。そこで、水に浸漬させた状態でフェロシアン化ニッケルカリウム(KNiFC)に$$^{60}$$Coによる$$gamma$$線を照射し、水素やシアンの発生量を測定し、KNiFCの放射線分解について調査した。本試験の結果、KNiFCの存在により水素のG値が増大することを確認した。よって、KNiFCを貯槽等で保管する場合には掃気により水素濃度を減少させることが必要である。なお、Csの吸着の有無は水素の発生に影響しないことについても確認した。また、6MGyの照射により、溶液中にシアンが検出されたものの、その生成量は1.3mg/Lと十分に低い濃度であり、ガス化したシアン化水素は検出されなかった。

論文

Dissolution behavior of (U,Zr)O$$_{2}$$-based simulated fuel debris in nitric acid

池内 宏知; 石原 美穂; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 中島 靖雄; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.996 - 1005, 2014/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.55(Nuclear Science & Technology)

To explore the possibility of dissolving fuel debris as a potential pre-treatment for waste treatment, dissolution tests of U$$_{1-}$$$$_{x}$$Zr$$_{x}$$O$$_{2}$$ and (U,Pu)$$_{1-}$$$$_{x}$$Zr$$_{x}$$O$$_{2}$$ were carried out in 6 M HNO$$_{3}$$ at 353 K. While the U and Zr indicated congruent leaching from the simulated debris with U-rich compositions, a preferential leaching of U was observed with Zr-rich compositions. Taking into account these different dissolution phenomena, the dissolution rate analysis was carried out using surface-area model to calculate the instantaneous dissolution rate (IDR). From these findings, dissolution with HNO$$_{3}$$ is expected to be only applicable in U-rich compositions ($$x$$ $$<$$ 0.3) if the dissolution in 6 M HNO$$_{3}$$ at 353 K is assumed. Application of complexing acids such as mixture of HNO$$_{3}$$ and HF should be considered to increase the dissolution rate of the phases with Zr-rich compositions.

論文

Co-processing of uranium and plutonium for sodium-cooled fast reactor fuel reprocessing by acid split method for plutonium partitioning without reductant

中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(11), p.1062 - 1070, 2013/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.63(Nuclear Science & Technology)

核拡散抵抗性,安全性及びコストに優れたPu還元剤を用いない酸分配法の研究を実施した。抽出計算コードを用いてフローシートの設定を行い、その結果をもとに向流多段抽出試験を行った。Pu逆抽出液は、0.15mol/dm$$^{3}$$ HNO$$_{3}$$を21$$^{circ}$$Cにて供給した。フィード溶液に対してU/Pu製品のPu富化度を2.28倍に高めることができた。また、U製品中におけるPu移行率は、0.47%に抑えられた。本研究により、酸分配法の高速炉燃料再処理への適用性を確認することができた。

論文

Plutonium partitioning in uranium and plutonium co-recovery system for fast reactor fuel recycling with enhanced nuclear proliferation resistance

中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.539 - 542, 2013/09

高速炉燃料再処理法として、還元剤として硝酸ヒドロキシルアミンを用いたPu還元分配法とUとPuの分離係数を利用したPu無還元分配法の向流多段抽出試験を行った。Pu還元分配法においてもU再抽出部を省略することにより、U及びPuを共回収できた。一方、Pu無還元分配法においてもPu分配工程において低濃度のHNO$$_{3}$$溶液を供給することにより、ほとんどのPuをUとともに回収することができた。Pu還元分配法のみならずPu無還元分配法についても高速炉燃料再処理への適用性を確認できた。

論文

Corrosion behavior of a titanium alloy in hot nitric acid condensate

竹内 正行; 佐野 雄一; 中島 靖雄; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*

Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1090 - 1096, 2013/06

本研究では、再処理機器の経年変化に関する評価に資する目的で、高温硝酸凝縮液中のTi-5Ta合金の長期耐食性の評価及び加熱硝酸溶液中の金属塩による耐食性への影響について調査した。硝酸凝縮部を対象とした11,000時間に渡る腐食試験の結果から、加熱硝酸濃度の増大に応じて凝縮部の腐食速度も増大するものの、各硝酸濃度条件におけるTi-5Ta合金の腐食速度はほぼ一定であり、腐食形態としては全面腐食の形態を呈した。このことから、硝酸腐食の観点からの機器寿命は運転中の腐食速度を外挿することにより概略的に評価することが可能である。また、硝酸蒸気濃度は加熱溶液中の金属塩の影響で増大し、中でもその原子価が大きいほど硝酸蒸気濃度は高くなることがわかった。この影響は金属イオンの水和特性と密接に関連し、Ti-5Taの重要な腐食加速因子となることを明らかにした。なお、本内容は国際会議ICONE-20で発表したものであり、事務局からの推薦により、論文投稿を行うものである。

論文

Washing of uranyl nitrate hexahydrate crystals with nitric acid aqueous solution to improve crystal quality

中原 将海; 中島 靖雄; 小泉 務

Industrial & Engineering Chemistry Research, 51(46), p.15170 - 15175, 2012/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.13(Engineering, Chemical)

Ceを含んだ硝酸ウラニル溶液を用いた洗浄試験では、母液に留まるCeは硝酸ウラニル六水和物結晶の表面に付着し、低HNO$$_{3}$$濃度の洗浄液による洗浄操作により除去できる傾向を示した。照射済高速炉燃料溶解液を用いた晶析試験では、液体不純物の除染係数は結晶洗浄操作により向上した。一方、固体不純物の除染係数は、数回の洗浄操作に伴い減少した。これは、硝酸ウラニル六水和物結晶が固体不純物よりもHNO$$_{3}$$溶液に溶けやすいことに起因するものと思われる。

論文

Extraction behavior of fission products with tri-${it n}$-butyl phosphate by countercurrent multistage extraction in a uranium, plutonium, and neptunium co-recovery system

中原 将海; 中島 靖雄; 小泉 務

Industrial & Engineering Chemistry Research, 51(40), p.13245 - 13250, 2012/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:27.09(Engineering, Chemical)

核分裂生成物の抽出挙動を調べるために、U, Pu及びNp共回収システムにおいて遠心抽出器を用いた向流多段試験を行った。Npは、UとPu共にリン酸トリブチルにより回収できた。本試験結果において、Zrは低HNO$$_{3}$$濃度溶液により洗浄し、Tcは高HNO$$_{3}$$濃度溶液により除染された。他の核分裂生成物についてもこの抽出システムにおいて効率的に除染することができた。

論文

Corrosion study of titanium-5% tantalum alloy in hot nitric acid condensate

竹内 正行; 佐野 雄一; 中島 靖雄; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07

本研究では、再処理機器の経年変化に関する評価に資する目的で、高温硝酸凝縮液中のTi-5Ta合金の長期耐食性及び加熱硝酸溶液中の金属塩による耐食性への影響について調査した。硝酸凝縮部を対象とした11,000時間に渡る浸漬腐食試験の結果から、加熱硝酸濃度の増大に応じて凝縮部の腐食速度も増大するものの、各硝酸濃度条件におけるTi-5Taの腐食速度はほぼ一定であり、腐食形態としては全面腐食を呈していた。このことから、硝酸腐食の観点からの機器寿命は運転中の腐食速度を外挿することにより概略的に評価することが可能であると判断した。また、凝縮液(加熱蒸気)の硝酸濃度は加熱溶液中の金属塩の影響により増大することがわかり、中でもその原子価数が大きいほど硝酸蒸気の濃度は高くなることがわかった。この影響は金属イオンの水和特性と密接に関連するとともに、Ti-5Taの重要な腐食加速因子であることを明らかにした。

論文

MA recovery experiments from genuine HLLW by extraction chromatography

渡部 創; 先崎 達也; 柴田 淳広; 野村 和則; 駒 義和; 中島 靖雄

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

「常陽」照射済燃料溶解液を用いて、抽出クロマトグラフィーによるMA回収試験を実施した。試験はCMPO, HDEHPカラムを用いるフローとTODGA, isoHex-BTPカラムを用いるフローの2ケースについて実施し、MAの回収率及びFPの除染係数から各フローの性能を確認した。試験より得られたMA回収率及び除染係数は目標値に達しなかったものの、フローシート及び吸着材の改良により所定の性能が得られる見通しが得られた。

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

Controls of chromium and third element contents in nickel-base alloys for corrosion resistant alloys in hot HNO$$_3$$-HF mixtures

竹内 正行; 中島 靖雄; 星野 国義*; 河村 文雄*

Journal of Alloys and Compounds, 506(1), p.194 - 200, 2010/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:49.3(Chemistry, Physical)

Corrosion resistance of nickel-base alloys in HNO$$_3$$-HF mixtures was investigated to apply them to FLUOREX process, which is advanced hybrid process of fluoride volatility and solvent extraction for next-generation spent nuclear oxide fuel reprocessing. Many types of Ni-Cr and Ni-Cr-X (X= Mo, W, Nb, Ti, Si, Cu) ingots were experimentally manufactured and the desirable chromium and third element contents in nickel-base alloys were discussed in narrow range to improve the corrosion resistance in hot HNO$$_3$$-HF mixtures. From the results of corrosion tests, Ni-45Cr-0.25Mo alloy exhibited the best corrosion resistance in this study. The corrosion rate was 0.17mm/y in 8M HNO$$_3$$-0.1M HF solutions at 373K and it provided good performance as corrosion resistant materials. In conclusion, it was found that the control of higher chromium content and a small amount of molybdenum in nickel-base alloys are significant to improve the corrosion resistance in HNO$$_3$$-HF mixtures.

論文

高レベル放射性物質研究施設(CPF)における保全活動への取組み,1; 高レベル放射性物質閉じ込め用負圧コントロール弁の経年劣化への対応

小林 雄樹; 高橋 哲郎; 篠崎 忠宏; 小笠原 甲士; 小泉 健治; 中島 靖雄

日本保全学会第7回学術講演会要旨集, p.161 - 166, 2010/07

当該施設の負圧制御弁は、他施設等でも使用実績もあり信頼性の高い機器であるが、施設の運転開始以来25年以上稼働を続け、経年劣化による安定な負圧維持機能への影響が見受けられるようになってきた。そこで、負圧制御機能を確実にし、施設の安定運転を図るため、負圧制御弁駆動部の更新を実施してきている。本発表では、更新作業を通じて得られた知見(作業上の課題への対応,構成部品の劣化状況,故障要因の推定)について報告する。

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:11 パーセンタイル:59.93(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

Waste management implications of advanced fuel cycle systems using Fast Reactors (FR)

船坂 英之; 駒 義和; 佐藤 浩司; 中島 靖雄; 塩谷 洋樹; 加藤 篤志; 樋口 達也; 難波 隆司

Proceedings of International Waste Management Symposium 2006 (WM '06) (CD-ROM), 13 Pages, 2006/02

FBRサイクルの実用化戦略調査研究を1999年より日本の関係団体が協力して進めている。フェーズII(JFY 2001-2005)研究の成果を2006年3月までに取りまとめる予定であり、有望な概念と商業化のための重要な課題に関する展望を要約する。本論文では、フェーズIIで研究した候補となる再処理システムを環境負荷を低減する観点から概観する。

論文

Present Status and Prospects in the FR Fuel Cycle System in Japan

中島 靖雄; 船坂 英之; 上塚 敦; 長沖 吉弘

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00

None

論文

振動充てん燃料設計コードの開発

中村 雅弘; Pouchon, M. A.; 宮本 寛; 中島 靖雄

サイクル機構技報, (15), p.47 - 57, 2002/06

高速増殖炉サイクル実用化調査研究における振動充てん燃料の設計評価のため、振動充てん燃料に特有な物性・挙動モデルを組み込んだ設計コードを開発した。粒子間焼結を考慮するため、Matthewsによる焼結理論を用いてネック成長速度が評価される。実効熱伝導度・熱伝達率モデルとしてはBottaらによるSPACONモデルを使用し充てん体構造に即した熱伝導度・熱伝達率を評価する。実効ヤング率モデルとしては個別要素法による評価に基づいたモデルを開発した。現在、炉外試験により個々のモデルの信頼性を確認している。さらに今後、照射試験結果を用いたコードの総合的な検証を実施し、信頼性を向上させる予定である。

論文

Development of sphere-pac nuclear fuel behavior analysis code

中村 雅弘; 中島 靖雄; Pouchon, M. A.

Proceedings of Actinides 2001, 0 Pages, 2001/11

None

論文

Sphere bed thermal conductivity

Pouchon, M. A.; 中村 雅弘; 中島 靖雄

米国セラミック学会第103回年次大会, 0 Pages, 2000/00

スフェアパック燃料の熱伝導度を検討するため、安定化ジルコニア粒子充填体を模擬物質として使用した中心加熱法による熱伝導度測定実験を行った。また実験結果と、理論的計算モデル計算結果、有限要素法による3次元解析結果との比較を行った。

報告書

MOXペレットの焼結挙動解明試験(I) 巨視的な観点からの試験結果の評価及び焼結挙動解明の方向性

遠藤 秀男; 加藤 直人; 鈴木 満; 中島 靖雄; 成田 大祐; 森平 正之; 飛田 典幸

PNC TN8410 93-280, 235 Pages, 1993/10

PNC-TN8410-93-280.pdf:4.02MB

試験は昭和60年から平成元年にかけて、Pu、U混合転換粉を用いて行われた。本報告書は、その集大成としてまとめたものである。試験の結果、予焼後残留C量が多いペレットをN2-H2混合ガス下で焼結すると、CがMOX中のOを直接奪う還元反応とし窒化物生成を伴う炭素熱還元反応によってCOガスが発生すること、発生したCOガスがクローズドポアにトラップされた時に生ずる圧力によって焼きぶくれが生ずること、したがって焼きぶくれはクローズドポアが早期にできやすい焼結速度の速い条件下での焼結時に発生しやすいこと、そして予焼後残留C量を少なくするにはCO2ガスの使用が効果的であること、が明らかとなった。また、焼結挙動のメカニズムの検討を行い、いまだわかっていない課題を整理するとともに、今後行うべき焼結挙動解明の方向性について述べた。

論文

ATR実証炉燃料設計手法について

植松 真一; 中島 靖雄; 菊池 圭一; 安部 智之; 松本 光雄

動燃技報, (87), p.53 - 61, 1993/09

ATR実証炉燃料の燃料設計には、実績のある「ふげん」燃料設計手法を基に最新の照射データを反映した燃料設計手法を用いている。設計には種々の設計コードを使用しているが、その中心となるのが燃料設計コード「ATFUEL」であり、同コードの保守性は照射試験データにより検証している。ここでは、ATR実証炉燃料設計手法について述べるとともに、燃料設計コード「ATFUEL」の保守性について述べる。

68 件中 1件目~20件目を表示