検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 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

Purification of uranium products in crystallization system for nuclear fuel reprocessing

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:19.85(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.

報告書

プルトニウム・ウラン同位体分析における日常管理データに基づく分析誤差の評価(1998年9月$$sim$$2000年12月)

小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*

JNC TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02

JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB

プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。

報告書

「常陽」MK-2炉心燃料集合体(PFD115)の照射後試験; 集合体及び燃料要素の非破壊試験

長谷川 正泰; 平沢 久夫*

PNC TN9410 89-178, 54 Pages, 1989/02

PNC-TN9410-89-178.pdf:2.2MB

「常陽」MK-2炉心燃料集合体「PFD115」の照射後試験を実施した。本集合体はMK-2炉心出力100MW定格第4サイクルから第8サイクルまで照射されたもので、燃焼度は集合体平均43,440MWd/tである。照射後試験の目的は、「常陽」第6回定期検査受検のためのデータ取得と、MK-2運転のモニタリングである。本試験の結果は下記のとおりである。(1)集合体及び燃料ピンに損傷はなく、変形等も認められず、健全であった。(2)被覆管表面にウェアマークは認められなかった。

報告書

「常陽」MK-II B型特殊燃料集合体(PFB010)の照射後試験(1); 集合体及び燃料要素の非破壊試験

浅賀 健男*; 長谷川 正泰; 平沢 久夫*

PNC TN9410 86-141, 68 Pages, 1986/02

PNC-TN9410-86-141.pdf:10.25MB

「常陽」MK-2B型特殊燃料集合体の2体目の照射後試験供試体として製造No.PFB010(集合体平均燃焼度;19,400MWD/MTM)を受け入れ、集合体試験、コンパートメント試験、及び燃料ピンに関する非破壊試験を実施した。本集合体の照射後試験の目的は、MK-2炉心燃料ピンの製造パラメータ(燃料-被覆管初期ギャップ巾)及び内圧パラメータ(プレナム有効容積)の照射挙動への影響調査とB型特殊燃料集合体の使用中の健全性を確認することである。試験結果の概要は下記の通りである。集合体試験、コンパートメント試験、燃料ピン試験の結果からB型特殊燃料集合体は平均燃焼度19,400MWD/MTMまで構造体としての健全性を維持していることを確認した。燃焼度19,400MWD/MTMにおける各パラメータの燃料ピン照射挙動への影響について次のことがわかった。1)パラメータの内、燃料-被覆管初期ギャップ巾は燃料長変化に影響を与える。燃料長は全て製造時より減少しているが初期ギャップ巾が小さいものほど燃料長減少量が大きい。2)同じく初期ギャップ巾はF.P.ガス放出挙動に影響を与える。測定された放出率は34$$sim$$45%の範囲にあるが、初期ギャップ巾が大きいものほど放出率は高目の値を示す。3)被覆管外径及びピン軸方向F.P.分布には各パラメータの影響は認められない。4)上記1)、2)は燃料の組織変化、燃料温度の違いを反映しているものと考えられるため、破壊試験結果も含めた詳細な評価解析を今後実施する必要がある。

報告書

「軽水炉用」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(II)IFA-514燃料集合体の製作

小泉 益通; 本田 裕*; 湯本 鐐三; 落合 洋治*; 堀井 信一*; 山本 純太*; 平沢 正義; 八木 隆雄

PNC TN841 79-38, 250 Pages, 1979/06

PNC-TN841-79-38.pdf:16.67MB

BWR型商業炉でのプルトニウム燃料実証試験の先行試験として当照射試験が計画された。試験では製造上の健全性を確認すると共に,燃料の照射挙動を知る上から各種の燃料棒計装を採用した。また炉の運転上および燃料破損検出の面から集合体にも各種の計装が取付けられる。燃料の特色としては中実ペレットの他に中空ペレットも採用したこと,および表面研削ペレットと未研削ペレットの採用などがある。中空ペレットの製造と燃料棒の計装は初めての試みであり,中空ペレットの製造試験より計装燃料棒加工終了まで約1年を要した。集合体組立およびそれへの計装取付はハルデン・サイトで行われる。集合体部材については2体分を製作し,設計・製作上のミス確認のためプル燃において1体を組立て健全性を確認した。これら燃料は52年11月頃出荷予定であったが,核物質の輸送に係わる法律改正,および核物質の第三国移転手続き等のために大巾にスケジュールが遅れた。本報告は,燃料および各種部材等の製造・加工における諸データを整理収録したものである。

報告書

「ふげん」プルトニウム富化燃料のHBWR照射試験(IV) IFA-423燃料集合体の照射履歴

湯本 鐐三; 梶山 登司*; 平沢 正義; 清永 芳治*

PNC TN841 78-59, 363 Pages, 1978/11

PNC-TN841-78-59.pdf:7.62MB

「ふげん」プルトニウム富化燃料の製作に関連して,プルトニウム燃料部で製作される同燃料要素の炉内における健全性を実証するため,ハルデン沸騰重水減速・炉却炉(HBWR)における7本組のIFA-423燃料集合体の照射試験が計画された。本報告書は,この計画の主として照射履歴に関する事項についてまとめたものである。本集合体の照射は昭和50年6月8日から約17ケ月間順調に続けられ,昭和51年10月31日に終了した。この照射期間中に記録した照射特性は以下のようであった。最大集合体出力 385kW最大線出力 518W/cm最大燃焼度 6,128MWD/TMO稼動率(稼動日数/照射日数) 50.2%燃焼度および線出力は当初の目標に達成するに到らなかったが,この期間中にIFA-423燃料集合体は約60回の運転サイクルを経験したにもかかわらず,照射中において燃料要素の異常は認められず,健全に照射されたことが確認された。本集合体は照射終了後,約5ケ月間冷却され,同国のシェラー研究所で照射後試験が実施された。

報告書

ラッパ管耐衝撃試験 常陽燃料集合体

青木 利昌*; 水田 浩; 大竹 俊英*; 工藤 祐幸*; 平沢 正義; 高橋 三郎*; 宇留鷲 真一*

PNC TN841 75-03, 203 Pages, 1975/01

PNC-TN841-75-03.pdf:8.62MB

溶融燃料と冷却材との熱的作用によって発生する機械的エネルギを火薬によって模擬し,常陽燃料集合体を模擬したラッパ管の変形量を単体,7体について調べた。本試験は原子力安全研究協会を通して,高速実験が耐衝撃構造試験の一連の試験の一つとして1971年9月30日からl0月15日まで大分市の旭化成板ノ市工場久土作業場で行ったものである。

報告書

新型転換炉初装荷プルトニウム燃料集合体製造の品質保証計画に係るNUSコンサルティション

青木 利昌*; 湯本 鐐三; 鈴木 征雄*; 平沢 正義; 金田 健一郎

PNC TN841 75-01, 79 Pages, 1975/01

PNC-TN841-75-01.pdf:2.12MB

本報告書は,核燃料開発本部側が担当する新型転換炉原型炉「ふげん」初装荷プルトニウム燃料集合体の製造に当って,その品質保証システムを確立するために,核燃料開発本部,プルトニウム燃料部,技術部の関係者が日本エヌ・ユー・エス(JANUS)を通じて米国エヌ・ユー・エス社(NUS)の「ふげん」燃料品質保証に関するコンサルティションを受けた経過および内容を本コンサルティションの窓口となった事務局でまとめて記述したものである。NUSのコンサルティションは,William L. Fauthによって行なわれたが,その内容は2段階にわかれており,第1段階ではInitial Reportが提出され,第2段階では相互の討論とFinal Reportの提出が行なわれた。コンサルティションの結果指摘された事項は,核燃料開発本部側および新型転換炉開発本部内に品質保証に関する部門を設置すること,両本部の品質保証部門が品質保証計画書を作成すること,品質保証および品質管理の要領書を作成すること,要員の教育・訓練計画を確立することなどであった。

報告書

過剰酸素を含む酸化ウランの弾性率と破壊強度

宮脇 良夫; 堂本 一成; 平沢 正義

PNC TN841 72-06, 47 Pages, 1972/04

PNC-TN841-72-06.pdf:1.22MB

燃料要素内の酸化ウランが膨張による内部応力,熱応力および被覆管と燃料の相互作用による応力を受けたときの燃料の挙動を解明するのに必要な資料とする。室温でのUO2単結晶の弾性定数を測定してC11=37.73C12=10.61,C44=5.85$$times$$1011dynes/cm2の値を得た。焼結ペレットについては気孔率,粒径および過剰酸素がヤング率および破壊強度に及ぼす影響を調べた。弾性定数は超音波法でまた破壊強度は圧縮試験により測定した。測定結果は数式で表わされ,著者等の理論および他の研究者の理論によって説明することができた。

口頭

次世代湿式再処理技術における晶析システムの開発

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。

口頭

晶析工程における結晶精製技術に関する研究開発,7; UNH結晶への模擬FPの同伴挙動試験,2

鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 長田 正信*; 菊池 俊明*; 平沢 泉*

no journal, , 

先進湿式再処理法のウラン晶析工程においては、溶解液濃度等の晶析条件の設定により、FP成分の中で特に硝酸溶液中で溶解度の低いアルカル土類金属(ストロンチウム,バリウム)が、回収されるウラン結晶に同伴するケースがある。そのため、アルカル土類金属について硝酸ウラニル共存系の溶解度データを取得し、その結果からウラン晶析操作における不純物同伴挙動を考察した。

口頭

トリカルボニル錯体を用いた放射性レニウム($$^{186}$$Re)標識ビオチンの作製

平沢 真*; 河嶋 秀和*; 小川 数馬*; 木村 寛之*; 小野 正博*; 橋本 和幸; 佐治 英郎*

no journal, , 

放射免疫療法では、抗体の血中クリアランスが遅いため、放射能の腫瘍血液比が低くなり、放射線感受性の高い骨髄の被曝量が増すことが問題となっている。そこで、ビオチン-ストレプトアビジン(SA)の特異的結合システムを用いたプレターゲティングの概念による新規RI-DDS治療薬剤の開発を目指し、放射性レニウムをSA化抗体へ効率的に導入するため、$$^{186}$$Reトリカルボニル錯体によるヒスチジン化ビオチン(His-biotin)の標識を試みた。$$^{186}$$Re-His-biotinは放射化学的収率7.1%、純度90%以上で合成できた。次に、得られた$$^{186}$$Re-His-biotinのマウス血漿中での安定性を評価するとともに、SAへの結合性を測定した結果、本標識体は37$$^{circ}$$Cの血漿中において、24時間経過後も95%以上が未変化体として存在し、安定であった。また、SAに$$^{186}$$Re-His-biotinを添加したところ、85.4%がSAと結合し、この結合はビオチンを共存させることで98%が阻害された。以上の結果、$$^{186}$$Re-His-biotinはSA化抗体の標識試薬として有用であることが示唆された。本研究は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ「先進的ながん診断・治療を実現するRI-DDS開発研究」の成果である。

口頭

Pretargeted radioimmunotherapy of tumor using a novel radiorhenium-labeled biotin derivative and streptavidin conjugated anti-cytokeratin 19 monoclonal antibody

河嶋 秀和*; 平沢 真*; 木村 寛之*; 小野 正博*; 橋本 和幸; 佐治 英郎*

no journal, , 

RI内用放射線療法による腫瘍の治療において、RI標識抗体は、その腫瘍特異性を利用して腫瘍への放射能送達が期待できるため注目されているが、抗体の血液中からの消失が遅いために骨髄被ばく量が増大することが問題となっている。そこで、骨髄被ばくを低減させる放射性レニウム標識内用放射線治療薬剤の開発を行った。「ストレプトアビジン化抗腫瘍抗体」を投与し、その後血中からの抗体の消失を促進する薬剤を投与し、最後に「ストレプトアビジン化抗腫瘍抗体」に特異的に結合する「放射性レニウム標識ビオチン誘導体」を投与して腫瘍部位への選択的な放射能送達を達成するという、プレターゲティング法を開発し、その有効性を評価した。まず、放射性レニウム標識ビオチン誘導体を新規に設計・合成し、内用放射線治療を行ううえで有用な基本的性質を有していることを明らかにした。そこで、担がんマウスに対して内用放射線治療を行ったところ、非治療群を比較して有意な腫瘍増殖抑制効果が認められた。一方、白血球数と血小板数はいずれも一過性に減少したが、治療開始3週間後には全個体で回復し、重篤な骨髄抑制は確認されず、今回考案した方法の有効性を認めた。

口頭

反応晶析過程におけるモリブデン酸ジルコニウムの形状及び粒径評価

竹内 正行; 小泉 務; 池田 匠輝*; Cho, R.*; 平沢 泉*

no journal, , 

再処理工程で発生する不溶解残渣の成分としてモリブデン酸ジルコニウム(以下、ZMh)の存在が知られている。この化学種は使用済燃料溶解液中に溶解したモリブデンやジルコニウムが化合して生成する難溶性物質であり、再処理機器や配管類の閉塞など、再処理工程の運転に対する影響が懸念されている。本研究では、このZMhを再処理工程中で除去するための技術開発の一環として、析出形状や析出粒径に関する研究を実施した成果である。本研究では、析出温度や溶液中の過飽和度をパラメータとして、析出形状や析出粒径への影響を評価した。その結果、反応析出するZMh結晶は温度の増加とともに析出粒径は大きくなり、過飽和度を小さく維持することによっても、析出粒径は大きくなることがわかった。また、析出粒径の増大により凝集しにくい傾向が認められた。

口頭

Preventing zirconium molybdate accumulation based on crystallization

竹内 正行; 小泉 務; Cho, R.*; 平沢 泉*

no journal, , 

核燃料再処理分野における溶解工程等において、モリブデン酸ジルコニウムの析出が報告されている。この化学種は析出物として機器や配管等の閉塞に影響する他、伝熱機器の内面に付着し、伝熱効率を低下するなどの悪影響をもたらす。そのため本研究では、構造容器内におけるモリブデン酸ジルコニウムの付着要因について検討を行うとともに、溶液温度や種結晶添加による影響について評価した。その結果、それぞれの因子をコントロールすることにより、モリブデン酸ジルコニウムの壁面付着を低減できる可能性があることがわかった。

口頭

反応晶析法によるZr-Te析出物組成に関する検討

下端 健吾*; 荒井 貴大*; 伊藤 大雄*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

わが国では原子力の利用にあたって、燃料サイクル政策を進めており、使用済核燃料の再処理プロセスが導入されている。このプロセスの導入により、ウラン資源の有効利用や放射性廃棄物の削減が可能となる。現状では硝酸溶液を使用したPUREX法が採用されているが、燃料溶解等の過程で生じる不溶解性残渣が配管内に沈積・付着し、配管閉塞を引き起こす点がプラントの安全運転における課題となっている。不溶解性残渣の主成分であるモリブデン酸ジルコニウム2水和物(ZMH)が付着した際の対応として、高圧水による物理的洗浄や酸・アルカリによる化学的洗浄が考えられるが、これらは汚染水の増加や配管の腐食を引き起こす。このことから、晶析的な見地に基づいたZMH析出・付着抑止が求められる。本研究では、ZMHに同伴した析出が知られているテルル(Te)に対し、Zr-Teの二成分系の析出物を調査した。その結果、Zr-Te系は高温になるほど溶解度が下がる傾向にあり、ZMHと共通した析出挙動が示された。また、析出物のZrとTeの比は1:1であった。構造解析に用いられるXRDスペクトルは析出物の焼成前後で大きく変化し、焼成後はZrTe3O8と一致するスペクトルが得られた。今後は焼成による影響を調べ、Zr-Mo-Teの三成分における析出物について詳しく調べていく予定である。

口頭

MoO$$_{3}$$結晶添加によるZMH壁面付着抑制

下端 健吾*; 伊藤 大雄*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

わが国では原子力の利用にあたって燃料サイクル政策を進めており、使用済核燃料の再処理によって、ウラン資源の有効活用を目指している。しかし、燃料溶解工程等で生じる不溶解性残渣の機器への付着・沈積が、伝熱効率の低下および配管閉塞の原因になることから、安全上の課題が残されている。中でも、核分裂生成物であるジルコニウム(Zr)とモリブデン(Mo)の反応で生成するモリブデン酸ジルコニウム2水和物(ZMH)は不溶解性残渣の主成分であり、プラントの長期安定運転には、再処理機器や配管等へのZMHの析出・付着を防がなくてはならない。現在、ZMHを除去するには二次廃棄物が生じるため、それらを低減させる方策が求められている。本研究で、ZMHの壁面析出を防ぐには、MoO$$_{3}$$結晶の添加が効果的であることを明らかにした。最も抑制効果が見られたのは半水和物であり、特に針状結晶の場合で顕著であった。これは、表面で溶けだしたMoが溶液中のZrと反応してZMHを形成し、溶液中のZrを消費することで、壁面への付着が抑制されていると考えられる。今後は、再処理プロセスを模擬した溶液でMoO$$_{3}$$結晶の効果的な添加方法を検討する。

口頭

三酸化モリブデン半水和物結晶の懸濁液添加によるZMH付着抑制効果の検討

阿部 りさこ*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

再処理技術開発において、不溶解性残渣の除去が課題となっている。それは、不溶解性残渣の主成分であるモリブデン酸ジルコニウム2水和物(ZMH)が、燃料溶解工程以降の再処理機器に付着または沈積し、安定なプラント運転を阻害するためである。これまでの共同研究で、ZMHの析出が溶解液の液性(硝酸濃度, 液温, MoとZrの濃度比等)や付着材料に依存すること、そして、ZMHの付着を抑制するには3酸化モリブデン(MoO$$_{3}$$)結晶の添加が有効であることを明らかにしている。本研究では、実系プロセスへの導入手法および適用性の検討を目的に、MoO$$_{3}$$結晶生成直後の懸濁液を添加し、ZMHの付着抑制効果を評価した。MoO$$_{3}$$の結晶懸濁液の添加量に応じてZMHの付着抑制効果を示すデータが得られ、ZMHの核化反応がMoO$$_{3}$$の結晶表面で起きていることを再確認した。今後は模擬廃液を用いて、MoO$$_{3}$$(結晶および混濁液)の添加に伴うZMHの付着抑制効果を評価する。

口頭

Teイオン添加によるZMH析出・付着抑制効果の検討

下端 健吾*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

溶解槽で使用済燃料を溶かした硝酸溶液は核分裂生成物等を含んでおり、溶解性元素と難溶解性元素が混在することになる。難溶解性であるMoやZrは、高温酸性溶液中でモリブデン酸ジルコニウム・2水和物(ZMH)を形成し、配管やパイプに強く付着するため、再処理機器周辺の熱伝導率の低下や閉塞等を引き起こす。付着したZMHの物理的・化学的な洗浄では2次廃棄物の発生が懸念されることから、添加物による抑制策を考える必要がある。我々は、早稲田大学との共同研究で、ZMHと同伴した析出が示唆されているTe添加の影響を評価した。Zr, Mo, Teの混合溶液で得られた実験データをもとに考察した内容を以下に示す。(1)実液の相対濃度比に合わせたTe添加量では、溶液中の[Mo]と[Zr]に与える影響は小さい。得られた析出物のXRDスペクトルはベースラインが上昇しており、これはZr-Te錯体を形成したためと考えられる。(平成29年度の成果から、TeはMoよりもZrと反応しやすいことが分かっている。)(2)実液の相対濃度比よりも過剰量のTe添加によって、ZMHがSUS板に付着しなくなった。これは、Zr-Te錯体が優先的に形成されて、ZMHの析出に必要なZrが消費されたためと考えられる。よって、過剰量のTeを添加することで、ZMHの析出および壁面付着を抑制できる可能性を見出した。今後は、溶液中のZr-Te錯体の挙動評価や模擬廃液を用いたZMH析出の抑制評価を行う。

口頭

ZMHの付着に温度変化が及ぼす影響

諏江 霞純*; 平沢 泉*; 宮崎 康典; 竹内 正行

no journal, , 

再処理プロセスにおける課題の1つとして、不溶解性残渣の付着による定期的なプラントの内部洗浄やそれによって発生する廃液の処理が挙げられる。本研究では、不溶解性残渣の代表であるZMHに注目し、その付着メカニズムを解明するため、温度条件による析出物の挙動調査を行った。50$$^{circ}$$Cから100$$^{circ}$$Cまでの液温で得られた析出物はそれぞれ構造が異なり、攪拌時間に応じた構造が変化した。これは、析出物の構造制御によって、ZMHの付着抑制が可能であることを示唆している。

25 件中 1件目~20件目を表示