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荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K
line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 江夏 昌志*
QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 72, 2021/03
放射性廃棄物の減容化及び有害度低減に、使用済燃料再処理で発生する高レベル放射性廃液から長寿命のマイナーアクチノイドを分離回収する固相分離技術の開発を行っている。特に、大粒径の吸着材をカラム充填することで、分離性能を維持しつつ、分離操作の安全性向上を目指した低圧損抽出クロマトグラフィを進めている。本研究では、HONTA含浸吸着材を0.01M硝酸溶液に浸漬し、
線照射によるHONTAの劣化挙動を調査した。吸収線量0.51MGyの場合では劣化物が2種類であったが、吸収線量の増加によって、e.g. 2.09MGy、劣化物の種類が5種類となった。このうち、2種類は溶媒抽出では見られておらず、抽出クロマトグラフィに特有の劣化物であることが示唆された。今後、硝酸や水が関与する抽出剤の劣化機構を明らかにする。
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10
被引用回数：2 パーセンタイル：20.93(Nuclear Science & Technology)Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al
O
, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000
C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07
Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.
星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO content range from 10% to 65%.
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 岡村 信生; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing the centrifugal contactor for spent fuel reprocessing. In this study, we investigated the sludge behavior in centrifugal contactors at three different scales. The operational conditions (the flow rate and rotor speed) were varied. Most insoluble particles such as sludge remained in the rotor via centrifugal force. The capture ratio of sludge in the contactor was measured as a function of particle size at various flow rates, rotor speeds, and contactor scales. The sludge adhered and accumulated inside the rotor as the operational time increased, and the operational conditions influenced the capture ratio of the sludge; a lower flow rate and higher rotor speed increased the capture ratio. The results confirmed that Stokes' law can be applied to estimate the experimental result on the behavior of the capture ratio for centrifugal contactors with different scales.
小藤 博英; 岡村 信生; 水口 浩司*; 明珍 宗孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.942 - 950, 2008/09
被引用回数：2 パーセンタイル：16.99(Nuclear Science & Technology)酸化物電解法乾式再処理技術のMOX共析工程におけるパルス電解法の適用性を、U, Pu,模擬FP及びCPを用いた実験により評価した。実験により不純物やパルス波形が析出物に与える影響が明らかになった。特に電流を停止している間の析出物の溶解挙動が重要である。結果として、MOX中のPu富化度を向上させる波形が確認され、さらに析出物組成が均質化することが明らかとなった。これらの電解挙動を定性的にモデル化して検討を行った。
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。
岡村 信生; 小泉 健治; 鷲谷 忠博; 青瀬 晋一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05
None
岡村 信生; 戸澤 克弘; 佐藤 浩司
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
主工程においてプラント内物質移送を配管ではなくマテリアルハンドリングシステムに強く依存する乾式再処理プラントについて、プラント処理量の評価や,処理量への影響の大きい因子を摘出するための評価システムを開発した。当システムを用いることにより、詳細な機器図面、セル内配置が決定していない概念設計段階レベルのプラントにおいても、その運用性について評価することが可能となった。具体的には、酸化物電解法プラントに対して評価を実施した。
佐藤 浩司; 西村 友宏; 井上 明; 紙谷 正仁; 米澤 重晃; 高田 岳; 岡村 信生
JNC TY9400 2002-019, 226 Pages, 2002/09
JNC-TY9400-2002-019.pdf:16.3MB
FBRサイクル実用化戦略調査研究フェーズII(2001年4月
2006年3月)では、 フェーズIで有望と評価された3種類の最処理法(先進湿式法、酸化物電解法、 金属電解法)を主として設計研究を進め、さらなる絞込みを行うこととしている。以下に、フェーズIIの初年度に実施した研究の主な内容と成果を示す。(1)先進湿式リファレンスシステムについて、設計の詳細化に向けて1)フェーズI施設設計をもとに動線と干渉の確認を行い、不具合点を摘出した。2)炉心燃料とブランケット燃料の混合処理モードを具体化した。3)再処理工程機器から発生する腐食性生物の燃料製品とガラス固化体発生本数に及ぼす影響評価を行い、特に問題のないことを確認した。 (2)先進湿式リファレンスシステムの代価システムについては、1)アミン抽出法については、UとTRUの一括回収(共抽出)は困難であることが分かった。 なお、MA回収法としてはSETFICS法に比べて物量を小さくできる見通しを得た。2)超臨界直接抽出法については、設計基準事象の候補の選定と安全対策の立案を行い、検討の範囲内では安全上大きな問題はないことの見通しを得た。 (3)乾式法については、酸化物電解法と金属電解法を対象に1)より合理的なシステムを構築するために、プロセス合理化方策を考案した。2)固体取扱を基本とするシステムであることを踏まえ、円滑な移送システム構築のためのマテリアルハンドリングシステムを検討した。3)電解槽などの主要機器の具体化/詳細化見当を行った。(4)その他の再処理法として、フッ化物揮発法、LINEX法、ハイブリット再処理法等について調査・検討を行った。(5)乾式再処理システム設計の支援技術として開発している、 1)物質収支評価コード、2)創業シミュレーションシステム 3)物流評価システム 4)臨界安全解析コード、5)経済性評価ツールの開発状況を述べた。
岡村 信生; 戸澤 克弘; 佐藤 浩司
JNC TN9400 2002-041, 57 Pages, 2002/07
JNC-TN9400-2002-041.pdf:4.76MB
乾式再処理法ではプラントの操業に際して、低除染プロセス、バッチ式処理という特性からマテリアルハンドリング装置への依存度が大きい。そこで、プラントの処理能力に対する評価や物流を中心とした操業性の検討を行うための物流評価システムを構築した。この評価システムは、工程機器やマテリアルハンドリング装置の処理能力と、マテリアルハンドリング時に大きな制約を課すセル内機器の相対的な位置関係情報を基に構築できるので、詳細な機器図面やセル内機器配置図面の作成に至っていない乾式再処理プラントに対しても十分な評価を行うことが可能である。 実用化戦略調査研究のフェーズIで設計した年間稼動日数200日、年間処理量50tHMの酸化物電解法乾式再処理プラントを対象に、本評価システムを用いてプラントの処理量と特性について評価した。その結果、マテリアルハンドリングがプラント処理能力を左右する支配因子となり、このプラントの実質的な処理量は、 設計値の88%程度であることが示された。また、処理量を改善するためには、工程機器の台数増加やボトルネックとなっている工程の優先的な処理等有効な手立てとはならず、マテリアルハンドリングに要する時間の短縮化が最も効果的であることが分った。
岡村 信生; 佐藤 浩司
サイクル機構技報, (14), p.1 - 10, 2002/03
主プロセスにおいて工程の変更や追加等が行われる余地の大きい乾式再処理システムにおいて、設計で必要となる物質収支データを速やかに評価するためにオブジェクト指向型ソフトを用いた物質収支評価コードの開発を行った。本評価コードはプロセスフローの組み換えが容易であることから、工程の変更等に対応するだけでなく、様々な乾式再処理システムに対して幅広く適用できるものである。更に本件では、これを用いて酸化物電解法プロセスの物質収支評価を実施した。
藤岡 綱昭; 岡村 信生; 星野 康史; 西村 友宏; 田中 健哉; 田中 博*; 横尾 健*
JNC TY9400 2001-028, 129 Pages, 2001/12
JNC-TY9400-2001-028.pdf:4.58MB
核燃料サイクル開発機構と電力中央研究所は金属燃料の高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究を行っている。本研究では金属燃料の大型高速増殖炉(Na冷却炉、炉出力1,500MWe、燃焼度150GWd/t、増殖比1.2)を想定し、再処理、燃料製造する金属燃料リサイクルプラントを検討した。プラント処理量は50t-HM/年(使用済炉心燃料39tHM/年(軸方向ブランケット燃料10tHM/年を含む)、使用済径方向ブランケット燃料11tHM/年)とその4倍とした200t-HM/年とした。さらに、全体プラントの概念を明らかにするために、主要工程の電解精製や射出成型などの検討のほかに、オフガス処理、廃棄物処理、ユーティリティなどの主な付帯設備も検討した。金属燃料リサイクルプラント設計の結果、50tHM/年プラントは、主建屋(再処理、燃料製造)が地下1階、地上3階(52.5m
101m31m)で、この容積は、約16.4万立方となった。200tHM/年プラントは、主建屋(再処理、燃料製造)が地下1階、地上3階(132.5m101m31m)で、この容積は、約45.0万立方となった。 200tHM/年プラントの主建屋の容積は、50tHM/年プラントの約2.7倍となった。また、プラントの経済性検討の結果、建設費が50tHM/年プラントに対して約1530約1780億円となり、200tHM/年プラントに対して約3740約4260億円となった。この建設費に操業費を考慮した金属燃料リサイクルプラントの単価は、50tHM/年プラントに対して5459万円/kgHM、200tHM/年プラントに対して3437万円/kgHMとなった。これらのプラントの単価は、いずれも目標(59万円/kgHM)を達成することができた。
岡村 信生; 田中 博
JNC TN9400 2001-060, 73 Pages, 2001/04
JNC-TN9400-2001-060.pdf:2.27MB
乾式再処理システムの中には、溶融塩を用いた電解精製工程を採用しているものがある。しかし、実験データや運転経験が少ないことから、電解中の物質挙動については十分に把握されていない。本研究は、この物質挙動を解析するためのコードの開発を目的とした。一般的な電解を取り扱う計算コードには、以下の2種類のものがある。電極間の電位から電解槽内の電位分布と電流密度分布を求め、これらをもとに陰極表面に空間分布を持った析出物を析出させるというマクロ的なモデルに基づくものと、陰極電位からNernstの式を用いて陰極表面における物質の濃度を求め、溶液中の濃度との勾配から拡散方程式を解いて析出物量を算出するミクロ的なモデルに基づくものである。本研究では、マクロ的なモデルとミクロ的なモデルを結合し、さらに溶融塩の流動も考慮することが可能な解析コードの開発を行った。解析の結果、溶融塩を攪拌することで、電流密度分布により生じる折出物の偏在が解消されることやO2ガスによるPuの4乗プラスの酸化(Puの4乗プラス
PuO2の2乗プラス)と電折(PuO2の2乗プラスPuO2)を同時に行うMOX電解で効率よくPUO2を回収できることが確認された。
岡村 信生; 田中 博
JNC TN9400 2001-059, 51 Pages, 2001/04
JNC-TN9400-2001-059.pdf:1.55MB
軽水炉とは異なりFBR(Fast Breeder Reactor)では低除染の燃料が許容されることから、幅広い再処理技術の検討の中で、湿式再処理のみではなく乾式再処理まで含めた種々のプロセスが提案されている。乾式再処理は高い経済性が期待できるといわれているが、湿式再処理と比較して実績が少なく、工学規模のプラントを設計していく過程でプロセスフロー等に多くの検討の余地がある。そのため、乾式再処理システムの検討では、工程の変更や追加等に対して柔軟に対応しながら物質収支の解析・評価をする必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。ここでは、バッチ処理という運転方法の特徴と各工程内で核物質が複雑な形態をとるということから、湿式と比較して乾式では測定されない在庫量である工程滞留量が多くなる可能性があることを踏まえて、開発中の物質収支評価コードに、プロセスを構成する各工程での滞留量を考慮できるように改良を行った。
岡村 信生; 米澤 重晃
JNC TN9400 2000-034, 48 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-034.pdf:1.56MB
現在、FBR(Fast Breeder Reacotr)の実用化を目指した研究開発が進められており、社会に受け入れられる核燃料サイクルを構築するために幅広い技術を対象に調査・研究が行われている。再処理に関しては、以前は使用済燃料からUとPuを効率よく取り出すことが課せられた唯一の課題であったが、現在、核燃料サイクルシステムを構築する上で再処理に求められる事項は多岐にわたり、それらの要求へ十分に答えていく必要に迫られている。再処理技術の幅広い検討の一環として、LWR(Light Water Reactor)とは異なりFBRでは低除染の燃料が許容されることから湿式再処理のみではなく乾式再処理の研究が始まり、溶融塩や液体金属を用いた電解・抽出、元素間の蒸気圧差を利用した揮発・凝縮等の様々な手法を組み合わせたプロセスが提案されている。乾式再処理は湿式再処理ほど実証プラントの経験が多くないため、工学規模のプラントを考える上ではプロセスフロー等に未だ多くの検討余地がある。そこで乾式再処理システムの設計を行う上で最も基本となる物質収支を解析・評価する時には、工程の追加等の変更に対して柔軟に対応する必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。
電解回収; UOと貴金属元素による模擬使用済燃料を用いた基礎試験岡村 信生; 小泉 務; 福嶋 峰夫; 倉田 正輝; 坂村 義治*
no journal, ,
本研究は、酸化物燃料を対象とした乾式再処理(金属電解法)プロセスにおける使用済燃料解体後から電解精錬工程までの事前処理に適用される技術の開発である。ここでは、UOペレットを粉砕して得た顆粒と模擬貴金属FPを混合させたものを模擬使用済燃料として陽極に使用し、LiCl-KCl溶融塩中で電解試験を実施した。この試験より、UO先行回収工程における電極の電流効率と模擬貴金属FPの挙動について確認した。
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。
