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渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*
Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06
水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。
竹内 正行; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 三本松 勇次*; 中村 和仁*; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.521 - 528, 2016/04
被引用回数：2 パーセンタイル：19.71(Nuclear Science & Technology)Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle in JAEA. In the advanced process, most of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels with high heavy metal concentration is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The technical targets on the crystallization system are decided from FBR cycle performance, and the U yield from dissolved solution of the spent fuel is 70% and the decontamination factor (DF) of impurities in the crystal products is more than 100. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during the crystallization. In order to achieve the DF target, we discussed the purification technology of UNH crystals using a Kureha crystal purifier. As results, the uranium more than 90% in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified crystals showed more than 100 under longer residence time of crystals. In conclusion, the both targets for the yield and DF could be achieved simultaneously by introducing the crystal purification technology.
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：13 パーセンタイル：70.2(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁*; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 近沢 孝弘*; 長田 正信*; 菊池 俊明*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.191 - 201, 2010/02
本件は、先進湿式再処理技術の革新技術である晶析技術における晶析装置開発に関するものである。本報では工学規模晶析試験装置を用いたウラン系での連続運転試験結果として、本晶析装置の定常及び非定常時における装置安定性,過渡的な応答性等に関する工学的な知見を中心に報告するものである。なお、本件は2009年7月ベルギーで開催されたICONE-17特集号への論文投稿である。
柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.245 - 253, 2009/09
U晶析工程におけるCsの挙動を調べるため、模擬溶解液を用いたU晶析バッチ試験及びU(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験を実施した。使用済燃料の溶解液中のCs濃度では、先進湿式法再処理のU晶析工程の条件においてCsNO
やCs
UO(NO)
は生成せず、他のFP元素との相互作用によるCs塩も生成する可能性は小さいことを確認した。また、U(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験の結果から、酸濃度が5mol/dm
以上の場合にはCsとPu(IV)の複塩が生成する可能性が示唆された。
矢野 公彦; 中原 将海; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 野村 和則; 中村 和仁*; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.143 - 150, 2009/09
The behaviors of impurities and applicability of sweating and melting-filtration operations to the purification for UNH crystal were investigated experimentally on a beaker and an engineering scale. With regard to behaviors of impurities, the conditions of cesium and barium precipitation were surveyed and it was clarified that there were most impurities on the outside of UNH single crystal and that they make no eutectoid with UNH. On the other hand, it is confirmed that sweating and melting-filtration operations were effective in principle by the experiment with uranium and simulated FP system. After that, its effects verified by beaker scale experiments with the system including plutonium and irradiated fuel. Additionally, engineering scale tests were carried out with a Kureha Crystal Purifier (KCP) type testing device to evaluate that its performance was suitable for UNH purification. This work was supported by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan (MEXT).
柴田 淳広; 鍛治 直也; 中原 将海; 矢野 公彦; 田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.151 - 157, 2009/09
原子力機構では、FBRサイクル実用化研究開発の一部として、三菱マテリアルと協力し、ウラン晶析プロセスの開発を実施している。このプロセスは、Uと他の元素の溶解度の差を利用しており、温度や酸濃度により制御可能である。溶解液中のUの大半は、溶解液の温度を下げることにより硝酸ウラニル結晶として回収される。本報では、U晶析プロセスと機器に関する研究開発状況について報告する。実溶解液を用いたビーカ規模の試験をCPFにて実施した。U晶析工程におけるFPの挙動について議論する予定である。また、工学規模の晶析装置を用いた、非定常事象評価試験を実施した。スクリュー回転数低下,結晶排出口閉塞及び母液排出口閉塞の各事象について、事象の進展及び事象検知手段を確認した。
柴田 淳広; 大山 孝一; 矢野 公彦; 野村 和則; 小山 智造; 中村 和仁; 菊池 俊明*; 本間 俊司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(2), p.204 - 209, 2009/02
被引用回数：7 パーセンタイル：45.28(Nuclear Science & Technology)2段の晶析工程から成る新しい再処理システムの開発を行っている。本システムの第1段階ではUとPuがU-Pu共晶析により溶解液から回収される。U-Pu共晶析の基礎データ取得のため、U, Pu混合溶液及び照射済燃料溶解液を用いた実験室規模の試験を実施した。PuはUと共晶析したが、Puの晶析率はUに比べて低かった。FPは共晶析によりUやPuと分離され、Uに対するCs及びEuの除染係数は100以上であった。
梅田 幹; 杉川 進; 中村 和仁*; 江頭 哲郎*
JAERI-Tech 98-037, 29 Pages, 1998/08
Pu溶解槽は、MOX粉末を供給する供給部、供給されたMOX粉末を溶液に分散・循環させる循環部、MOX粉末の溶解に利用する銀を2価に酸化する電解部の3槽と各槽を接続する配管から構成される。Pu溶解槽の臨界管理には、質量制限値を設定した全濃度の形状寸法管理を適用した。臨界安全性の評価には、モンテカルロコードKENO-IV及び核データファイルENDF/B-IVに基づき作成されたMGCL-137群ライブラリを用いた。臨界安全解析では、製作上必要な寸法を考慮した1槽の円筒直径、3槽間の中心間距離を評価した。この結果、Pu溶解槽の単一ユニットでの臨界安全性を確認した。さらに、Pu溶解槽が設置される部屋について複数ユニットでの臨界安全解析も行い、今回設計したPu溶解槽の臨界安全性が十分確保されていることを確認した。
中村 雅弘; 中村 和仁; 小泉 健治; 樋口 英俊; 小泉 務; 鷲谷 忠博
no journal, ,
先進湿式再処理法の晶析工程より回収される硝酸ウラニル結晶の精製技術を開発するために、ウラン-模擬FP溶液を用いた精製基礎試験を実施した。結晶を融点直下に保持することにより、硝酸ウラニル結晶に内包している母液が結晶外に排出される「発汗操作」に着目した試験を実施し、発汗精製による除染係数を取得した。
鷲谷 忠博; 野村 和則; 中村 和仁; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 平沢 泉*
no journal, ,
回収ウラン燃料製造時の取扱負荷の軽減並びに、貯蔵や燃料製造の際の経済性の向上を図ることを目的として、先進湿式再処理法の晶析工程より回収される除染係数の低い硝酸ウラニル結晶に同伴する核分裂生成物の同伴形態・メカニズムを解明するとともに、これらの情報をもとに、発汗や融解操作を用いた結晶精製プロセスの技術を開発する。なお、本研究は文部科学省公募研究としてH18
H20年度の3か年間に渡り実施するものであり、本報では全体計画と平成18年度の成果概要について紹介する。
鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁; 柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 小巻 順; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 本間 俊司*; et al.
no journal, ,
FBRサイクル実用化研究では、溶媒抽出工程での処理量を低減(工程規模縮小,有機溶媒使用量低減化=経済性,安全性向上)を目的に、溶解・清澄後の溶解液に対し、晶析技術を用い溶解液中の大部分を占めるウランをウラン結晶として回収することを目的とした技術開発を行っている。この晶析技術については、これまでに、ビーカースケールの基礎試験によりウラン晶析時のPu, FPの挙動を確認した。また、臨界安全性,遠隔運転・保守性を考慮した回転キルン型晶析装置の開発を行い基本的な成立性の確認を行った。本発表では、これらの晶析システム開発の概要について報告する。
鍛治 直也; 中原 将海; 中村 和仁; 柴田 淳広; 冨田 豊; 鷲谷 忠博; 北嶋 卓史; 小泉 務
no journal, ,
今回実施した照射済燃料を用いた晶析試験並びにこれまで実施したU試験及びU/Pu試験における溶解度データとHartの溶解度データを比較し、晶析率予測における同データの適用性について考察する。
柴田 淳広; 田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
NEXTプロセスにおける晶析工程では、溶解液からU結晶を析出させてUの粗分離を行う。このため、従来の湿式再処理機器とは大きく異なり、固体製品を取扱う必要があり、信頼性・安定性の高い晶析装置の開発が課題の一つとなっている。本報告は、小型工学規模の回転キルン型晶析装置(処理能力約2kg/h)により、硝酸ウラニル溶液を原料として安定な処理が可能であることを確認する定常運転試験と固体を取扱う機器特有の閉塞等につながる事象、故障により長期運転停止を招く恐れのある事象を勘案した非定常状態を人為的に生起させて、事象の推移や計装の応答を観測する非定常事象試験に関するものである。
矢野 公彦; 中村 雅弘; 中村 和仁; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
no journal, ,
先進湿式再処理法の晶析工程より回収する硝酸ウラニル6水和物(UNH)結晶の精製技術を開発するために、ウラン及び模擬不純物を用いた精製基礎試験を実施した。結晶を融点近傍の融点より高い温度で融解し、ろ別することにより、UNH結晶に同伴する固体不純物を分離する「融解分離」に着目した試験を実施し、除染係数(DF)を取得した。
鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
no journal, ,
文部科学省公募研究として平成18年度より3年間の計画で「晶析工程における結晶精製技術に関する研究開発」を実施している。平成19年度は不純物同伴挙動試験、U系及びPu系における精製基礎試験,ベンチスケールの結晶精製試験等を実施した。本報ではこれら平成19年度の研究開発成果の概要について報告する。
中村 雅弘; 矢野 公彦; 中村 和仁; 田山 敏光; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
no journal, ,
先進湿式再処理法の晶析工程より回収する硝酸ウラニル六水和物(UNH)結晶の精製技術を開発するために、ウラン及び模擬不純物を用いた精製基礎試験を実施した。結晶を融点近傍の融点より低い温度に保持することにより、UNH結晶に内包している母液を結晶外に排出させる「発汗操作」に着目し、平成19年度の試験では、発汗時間,模擬不純物及び結晶の調整方法をパラメータとした試験を実施し、除染係数(DF)を取得した。
田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
FaCTプロジェクトの一環として実施中のFBR燃料の処理を対象とした晶析法によるウラン回収技術開発について、模擬物質及び使用済燃料を用いた晶析基礎試験,晶析装置の開発等を進めている。本報ではこれらの成果及び今後の計画について報告する。
柴田 淳広; 大山 孝一; 矢野 公彦; 野村 和則; 中村 和仁; 小山 智造; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 石井 淳一; 本間 俊司*; et al.
no journal, ,
原子力機構では、溶解液の大部分を占めるウラン(U)の効率的な回収方法として温度制御のみによる晶析技術に注目し、三菱マテリアル及び大学と協力しつつ、次世代湿式再処理技術への本技術の適用を検討している。本報告では、プルトニウム(Pu)の原子価を6価に調整することでPuとUを共晶析させ、再処理主工程を晶析法のみで構成する軽水炉燃料再処理プロセスについて紹介する。
