Evaluation of the remaining spent extraction solvent in vermiculite after leaching tests via PIXE analysis

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

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.07.003

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.

Investigation of adsorption mechanism of Mo(VI) by baker's yeast and applicability to the uranium liquid waste treatment process

荒井 陽一; 長谷川 健太; 渡部 創; 渡部 雅之; 箕輪 一希*; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 勝木 健太*; 新井 剛*; 小西 康裕*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 9 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1007/s10967-023-09278-5

Radioactive aqueous and organic liquid wastes contaminated by U are generated by solvent extraction of nuclear fuel materials in experiments of reprocessing technologies. Although incineration and denitrification/conversion processes are promising for treating such liquid waste, the installation of large equipment is essential. To give appropriate treatment procedures for radioactive liquid waste generated in nuclear facilities, STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project was started by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) with several organizations. We are focusing on baker's yeasts for their excellent metal ions adsorption characteristics, easy handling and low prices. In order to optimize adsorption performance and operation procedures as the liquid waste treatment technology, adsorption performance of U has to be precisely investigated. In this study, adsorption performance of U and anion from nitric acid solution was investigated by batch-wise adsorption experiments.

Development of a GEM-TPC for H-dibaryon search experiment at J-PARC

佐甲 博之; Ahn, J. K.*; Baek, K. H.*; Bassalleck, B.*; Fujioka, H.*; Guo, L.*; 長谷川 勝一; Hicks, K.*; Honda, R.*; Hwang, S. H.*; et al.

Journal of Instrumentation (Internet), 9(4), p.C04009_1 - C04009_10, 2014/04

https://doi.org/10.1088/1748-0221/9/04/C04009

(,)反応によるHダイバリオン探索実験(J-PARC E42)のためのTPCの開発を行っている。TPCにおいてHが2個のと2個のに崩壊する事象を測定する。TPCのドリフト体積は50cm直径、55cmドリフト長を持つ8角柱構造をしておりAr-CHガスを使用する。増幅部には3層のGEMを使用する。荷電粒子の運動量測定のためTPCにはドリフト電場と平行に鉛直方向の1Tの双極磁場を超伝導ヘルムホルツ型磁石によりかける。H崩壊のアクセプタンスを最大にするためダイアモンド標的がTPC内部の筒状の穴に設置される。さらに、超高レートのビームをTPCに直接照射するため陽イオンフィードバックを極力抑制必要がある。このためTPCにGEMとgating gridを採用した。

Advanced Creep-Fatigue Evaluatin Rules for FBR Components-Generalization of Elastic Follow-up Model

笠原 直人; 永田 敬; 岩田 耕司; 谷川 雅之; 根岸 仁

11th SMiRT Post Seminar No.11, 0 Pages, 1991/00

高速炉のクリープ疲労強度はしばしば構造設計の限定要因となることがある。また、高速炉機器の繰り返し熱応力下での非弾性挙動はクリープ疲労損傷を増大させる。よって"もんじゅ"の構造設計基準では弾性追従モデルを用いて非弾性挙動を評価できるようにした。しかし、弾性追従モデルはそのままでは、適用範囲が限定されているため、保守的仮定に基づく適用を行った。そこで一般的弾性追従モデルを開発することにより"もんじゅ"の方法を高度化し、より合理的な設計を可能とするクリープ疲労設計評価法を提案した。提案手法を大洗で実施した構造物熱過渡強度試験データと比較したところ"もんじゅ"の方法に比較し、亀裂発生状況との対応がよいことが分かった。また、提案手法により設計試験評価を行ったところ、"もんんじゅ"の方法より設計許容応力が約10Kg増えるという結果が得られた。

クリープ疲労損傷評価に用いる設計係数の策定に係わる解析,1; 切欠付き丸棒・フィレット付き帯板の解析

根岸 仁; 谷川 雅之*; 霜越 穣*; 永田 敬*; 岩田 耕司

PNC TN9410 89-164, 172 Pages, 1989/06

PNC-TN9410-89-164.pdf:3.2MB

高速炉主要機器の構造設計ではクリープ疲労損傷の制限が主たる設計支配因子となるため、信頼性及び経済性に優れた構造設計を行うには、合理的なクリープ疲労損傷評価法の策定が重要となる。しかし、局部的構造不連続と系全体の総体的構造不連続が重畳した場合の応力・ひずみ挙動に関する知見の蓄積は乏しく、また総体的構造不連続効果の評価に使用する弾性追従パラメータについて、現行規定値(q=3)を、構造・負荷に応じた合理的な値に変更することが期待されているが、その具体的方法(合理的かつ保守的な評価方法)が見出されていないことなどにより評価法又は設計係数の高度化が妨げられている。ここでは、基本的な形状,材料持性及び負荷に関するパラメータ解析を行うことにより、合理的クリープ疲労強度評価法の策定に必要な解析データベースの拡充を図った。検討の結果以下の知見を得た。切欠き付き丸棒の場合(タイプ1)とフィレット付き帯板又はフィレット付き変断面丸棒の場合(タイプ2)とでは応力集中部のひずみ挙動が異なる。すなわち、弾塑性変形について、断面全体が降伏した場合、タイプ1ではひずみ集中が一層著しくなる(局所的構造不連続と総体的構造不連続の重畳が乗算型)のに対して、タイプ2ではひずみ集中が低減する傾向が示される(重畳効果が両者の最大値の使用で包絡できる。)。応力緩和挙動について、系の総体的構造不連続効果を表す弾性追従パラメータをq,弾性応力集中係数をKとするとタイプ1での応力緩和時のひずみ増大挙動は等価弾性追従パラメータqK3/4で包絡できる。タイプ2の場合はqをそのまま使用可能。合理的且つ保守的な弾性追従パラメータは、材料特性として弾完全塑性体を想定することにより算出される見通しを得た。今後は、上記の結果が実機についても適用できるかどうかを確認するため、簡易モデルと実機との対応を図る必要がある。

放射性プラスチック廃棄物減容化技術調査研究; 再処理施設における使用済みプラスチック分析試料ビンの減容処理技術の調査研究

武田 維博; 井上 公雄*; 岩永 雅之; 北川 一男*; 上村 順一; 原田 稔*; 長谷川 泊己*

PNC TN841 80-25, 169 Pages, 1980/04

PNC-TN841-80-25.pdf:6.79MB

再処理施設の運転、保守等に伴ない発生する汚染プラスチック廃棄物は使用用途に応じ、その性状も種々であり、したがってその処理法も様々なものが考えられている。これら廃棄物の中でも分析サンプルを採取する試料ビンは定常的に相当量が発生し、サンプル溶液の付着残留を考慮し、高放射性固体廃棄物貯蔵庫へ併設された汚染機器貯蔵庫へ投棄貯蔵されているが、貯蔵容量を有効に利用する上で、また、施設用途からも占有率の高い現在の投棄形態は得策ではない。この様な観点から、一般産業廃棄物処理に用いられるプラスチック廃棄物の処理技術の検討て減容化技術の検討を、文献調査を中心に、一部簡単な実験をまじえ実施した。種々、得失、問題点の比較検討評価から、基本的な処理法として、圧縮、破砕の2法を選び、現施設への適用を考慮した設備概念をまとめるとともに開発実用化のための問題点も摘出した。

合理的なMA回収工程の構築に向けた溶媒抽出/低圧損抽出クロマトグラフィを組み合わせたハイブリッド型プロセスの開発,5; 凍結乾燥法による吸着材担体シリカ粒子の造粒

長谷川 健太; 宮崎 康典; 安倍 弘; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之

no journal, , 

従来のMA(III)分離のための抽出クロマトグラフィでは、平均粒子径約50m,平均細孔径約0.05mの多孔質シリカ粒子を担体とした吸着材を利用してきた。この吸着材は十分な理論段数を有し、緻密なクロマト分離を可能とする一方で、充填層への送液は加圧によらなければならず、特別な安全対策等を必要とした。本研究では、液柱切断を用いた凍結乾燥による造粒法を採用し、従来よりも大きい粒子径、細孔径を有し、重力流によるクロマト分離が可能となる程度まで圧力損失を低下させた吸着材の造粒条件について検討した。

放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究,99; 抽出クロマトグラフィによるMA分離システムの機器耐久性向上のための放射線照射によるゴム材料の機械的性質への影響評価

長谷川 健太; 安倍 弘; 渡部 創; 岡村 信生; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行

no journal, , 

マイナーアクチノイド(MA)を分離する再処理技術の確立は放射性廃棄物の減容化における重要な課題である。これまでの技術開発において、分離フローの開発や安全評価、工学規模装置の開発等が進められてきたが、実用化のためにはプラントでの長期耐久性が求められ、システムを構成する機器の放射線及び酸に対する耐久性が課題となっている。我々は高レベル放射性廃液(HLLW)に接液する送液ポンプのゴム材料であるダイヤフラムに着目し、送液ポンプの耐久性向上を図るための検討を実施している。本研究では、ダイヤフラムの候補材料に対して、酸や応力負荷を加えた条件で線の照射試験を実施し、材料の劣化による機械的性質の変化について調べたので報告する。