Liquid decontamination using acidic electrolyzed water for various uranium-contaminated steel surfaces in dismantled centrifuge

酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*

Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104396

ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。

Research on vitrification technology to immobilize radioactive sludge generated from Fukushima Daiichi Power Plant; Enhanced glass medium

天本 一平; 小林 秀和; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*; 深山 大元*; 長野 祐一*; Jantzen, T.*; Hack, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(10), p.1467 - 1475, 2016/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1136579

福島第一原子力発電所の汚染水処理で発生した汚泥(スラッジ)の廃棄体化技術候補の一つとして、ガラス固化法に着目し、鉄リン酸塩ガラス(IPG)媒体を用いたスラッジ固化処理の適用性について検討を行っている。同検討を進めるにあたり、解析に必要とされる熱物性等のデータを充実させる必要があるが、高温雰囲気において、さまざまな成分と組成のIPG及び模擬廃棄体を作製し、それぞれに対して、多くの物性値を測定することは、時間と困難さを伴う作業となる。よって、理論解析により対象物質の挙動を推測することにより試験件数を減らし、データ取得を行った方が合理的である。本報では、既知の実験状態図から、CALPHAD法により熱力学的諸量を推算し、得られた結果を利用してIPG及び廃棄体の計算状態図を作成するとともに、同状態図から読み取ることのできる均質融体を形成するための情報と実験値との比較評価を行い、計算状態図の妥当性を確認することができた。

Sorption of Eu on Na-montmorillonite studied by time-resolved laser fluorescence spectroscopy and surface complexation modeling

佐々木 隆之*; 上田 健揚*; 斉藤 拓巳; 青柳 登; 小林 大志*; 高木 郁二*; 木村 貴海; 舘 幸男

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.592 - 601, 2016/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1066719

ナトリウム型モンモリロナイトへのEu(III)の収着に対するpH, Eu濃度,硝酸塩濃度の影響について、バッチ収着試験と時間分解型レーザー誘起蛍光分光(TRLFS)によって調査された。0.01M硝酸ナトリウム中では分配係数(Kd)はpHにほとんど依存せず、一方で、1M硝酸ナトリウム中ではKdはpHに大きく依存した。陽イオン交換モデルと1サイトの静電補正を考慮しない表面錯体モデルを組み合せたモデルによってKdデータが解釈された。Eu表面化学種に対するTRLFSスペクトルはパラレル因子分析法(PARAFAC)により解析され、1つの外圏錯体(ファクターA)と2つの内圏錯体(ファクターB及びC)への対応が示唆された。ファクターAとBは、イオン交換サイトへ収着したEu、エッジの水酸基との内圏錯体に、それぞれ対応するものである。ファクターCは比較的高いpH、イオン強度条件で支配的であり、表面におけるEu(OH)の析出物と評価された。

Behaviour of IPG waste forms bearing BaSO as the dominant sludge constituent generated from the treatment of water used for cooling the stricken power reactors

天本 一平; 小林 秀和; 横澤 拓磨; 山下 照雄; 永井 崇之; 北村 直登*; 武部 博倫*; 三田村 直樹*; 都築 達也*

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/09

東日本大震災で被災した原子炉の冷却に使用している大量の水は、放射性物質で汚染しているため、汚染水の浄化方法や浄化によって発生した廃棄物の安定化法について、国内でさまざまな取り組みがなされている。ここでは、発生した廃棄物の中、BaSOを主成分とするスラッジを対象として、鉄リン酸ガラスを媒体として、スラッジの廃棄体化について検討を行っている。これまでの研究の結果、ストロンチウム核種を含有するBaSOスラッジの廃棄体化に鉄リン酸塩ガラスが十分に機能することが判明した。

金属燃料高速炉の炉心・燃料設計に関する研究,3; 2007-2008年度共同研究報告書

岡野 靖; 小林 登*; 小川 隆; 大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 水野 朋保; 尾形 孝成*; 植田 伸幸*; 西村 聡*

JAEA-Research 2009-025, 105 Pages, 2009/10

JAEA-Research-2009-025.pdf:10.45MB

ナトリウム冷却金属燃料炉心はMOX燃料炉心に比較して、重金属密度が高く、そのため中性子スペクトルが硬く、中性子経済が良好であるという特性を持っている。これらの特性を活かした金属燃料炉心の設計を目指し、金属燃料仕様を幅広く検討し、ナトリウムボイド反応度や炉心圧損などの設計条件を柔軟に持たせて、高増殖,コンパクト,低インベントリ,低ボイド反応度などの種々の炉心概念を検討することを目的として、電力中央研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(3)」を平成19年度平成20年度にかけて実施することとなった。本報では本共同研究の成果として、(1)金属燃料仕様の設計範囲に関する検討,(2)高増殖炉心の設計検討,(3)高速増殖炉サイクル実用化研究で設計された金属燃料炉心の安全性に関する検討について実施した結果を示す。

Hydrogen adsorption on single-walled carbon nanotubes studied by core-level photoelectron spectroscopy and Raman spectroscopy

登倉 明雄*; 前田 文彦*; 寺岡 有殿; 吉越 章隆; 高木 大輔*; 本間 芳和*; 渡辺 義夫*; 小林 慶裕*

Carbon, 46(14), p.1903 - 1908, 2008/11

https://doi.org/10.1016/j.carbon.2008.07.041

その場放射光内殻光電子分光とラマン分光を用いて、垂直に揃ったカーボンナノチューブの原子状水素吸着が研究された。C1s内殻光電子スペクトルから単層カーボンナノチューブの炭素原子のCH結合に由来する成分を同定した。さらに、プラズモン励起が抑制されることも見いだした。これは水素吸着が結合を改質することを示唆している。単層カーボンナノチューブのラマンスペクトルからは、ラジカル呼吸モードの強度が水素吸着誘起結合改質によって減少することがわかった。さらに、小さな直径の単層カーボンナノチューブの方がその減少がより大きい。これらの結果から、水素吸着はspからspへの結合改変をもたらし、また、それは単層カーボンナノチューブの直径に依存することがわかった。

TRU recycling in BWR type reactor of FLWR with hard spectrum

大久保 努; 中野 佳洋; 深谷 裕司; 小林 登; 内川 貞夫

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 3 Pages, 2008/09

革新的水冷却炉(FLWR)は、経験と実績が豊富な軽水炉技術に立脚して将来の持続的なエネルギー供給を実現するため、原子力機構において研究が進められているBWR型の新型原子炉概念で、MOX燃料棒を三角格子稠密配列とした炉心を使用している。これにより、硬い中性子スペクトルを実現し、ウランからプルトニウムへの転換比を高めており、プルトニウムやさらにマイナーアクチニド(MA)を加えたTRUのリサイクルに適したものとなっている。FLWR炉心には、転換比の異なるHC-FLWRとRMWRの2概念があるが、0.85程度と転換比の低いHC-FLWRにおいてもMAを2%程度含むTRUリサイクルが可能であるとの結果が得られた。

Recent R&D activities of negative-ion-based ion source for JT-60SA

池田 佳隆; 花田 磨砂也; 鎌田 正輝; 小林 薫; 梅田 尚孝; 秋野 昇; 海老沢 昇; 井上 多加志; 本田 敦; 河合 視己人; et al.

IEEE Transactions on Plasma Science, 36(4), p.1519 - 1529, 2008/08

https://doi.org/10.1109/TPS.2008.927382

JT-60SA用負イオンNBI加熱装置(N-NBI)は、加速エネルギー500keV, 10MW, 100秒入射の性能が求められている。JT-60SA用N-NBIの実現には、3つの課題解決が必要である。1つはイオン源の耐電圧の改善である。最近のイオン源の耐電圧試験から、大型加速管ではその電極面積の大型化に伴い長時間のコンディショニングと電界強度の設計裕度が必要であることが明らかとなった。2つ目は、電極及びビームラインの熱負荷の低減である。最近の研究によりビーム同士の空間電荷効果でビーム軌道が曲げられ電極に衝突し、熱負荷を増加していることが明らかとなった。これは空間電荷効果を考慮した3次元ビーム軌道計算に基づき電極構造を補正することで改善できる。3つ目は、100秒間の安定な負イオン生成である。このため負イオン生成に不可欠なプラズマ電極の温度制御方式を提案した。これらのR&Dを行い、JT-60SA用N-NBIのイオン源は2015年から改造を予定している。

革新的水冷却炉(FLWR)の炉心熱特性評価技術開発の現状

大貫 晃; 小林 登

第45回日本伝熱シンポジウム講演論文集,1, p.3 - 4, 2008/05

FLWRの燃料集合体は燃料棒間隙幅を1mm程度と稠密にする設計となっており、開発当初よりそこでの熱流動特性が主要課題として取り上げられてきた。稠密炉心の熱流動特性については、小規模体系(7本バンドル)での先行研究を経て、流路壁の影響,燃料棒間隙や燃料棒曲がりの除熱性能への影響についてデータを取得するとともに稠密炉心での限界出力予測手法等設計手法の確立を目標として、37本バンドル試験体を用いた大型熱特性試験を実施してきた。また、従来は実機形状を模擬した実物大の集合体により設計に必要な技術的知見を得てきたが、FLWRでは217本とバンドル規模が大きく、経済的な理由からもスケールダウンしたバンドル試験と解析的な評価とを組合せることで設計に取り組むこととした。本報告ではFLWRの炉心熱特性評価技術開発の現状と今後の課題を紹介する。

回収ウランをブランケット燃料として利用した増殖型革新的水冷却炉の炉心概念設計

内川 貞夫; 中野 佳洋; 大久保 努; 小林 登

JAEA-Research 2008-040, 24 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-040.pdf:8.5MB

革新的水冷却炉(FLWR)の増殖型炉心を対象に、軽水炉使用済燃料の再処理に伴い回収されるウランをブランケット燃料として利用した炉心の特性及びその効果を検討した。劣化ウランに替って、Uを約1wt%程度含む回収ウランをブランケット燃料として利用することにより、劣化ウランを利用した場合と同等の炉心性能を実現するために必要な核分裂性プルトニウム量を低減でき、さらに、回収ウランをU濃縮度5wt%程度まで再濃縮して増殖型FLWR炉心の特徴である二重扁平炉心の中間ブランケット部に装荷することにより、核分裂性プルトニウム残存比を1.1に高めることが可能であるとの見通しが得られた。本炉心概念は、導入時のプルトニウム需給収支が改善されることから、軽水炉サイクルから持続的な核燃料サイクルへの移行を速やかに実現することができ、軽水炉使用済燃料からの回収ウランが利用可能な軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの移行期の炉心として有効である。