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長谷川 健太; 安倍 弘; 高畠 容子; 渡部 創; 中村 雅弘; 佐野 雄一; 竹内 正行
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.248 - 251, 2025/09
Japan Atomic Energy Agency has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive liquid waste generated in reprocessing of spent nuclear fuel. In this project, a diaphragm pump with radiation resistant is being developed for use in feeding the liquid on the recovery system. In this study, the degradation behavior of ethylene-propylene-diene (EPDM) rubber, selected as a candidate diaphragm material for diaphragm pumps, was quantitatively evaluated by irradiation tests. The rubber samples were immersed in nitric acid solution under tensile load, and irradiated with gamma rays. After irradiation tests, tensile testing and dynamic mechanical analysis, and so on, were conducted to the rubber samples.
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Mechanical Engineering Journal (Internet), 11(2), p.23-00407_1 - 23-00407_8, 2024/04
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III)) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle. Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, we applied a granulation technique using a spray dryer that is widely used in industry, and conducted experiments to find the optimal specifications for silica support particles and conditions for the granulation operation. A basic characterization of the adsorbent prepared from the produced particles was carried out by an adsorption test of simulated high level liquid waste.
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. The particles are coated by styrene-divinylbenzene copolymer, and an extractant for MA recovery is impregnated into the polymer. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle (diameter, uniformity and pore size). Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, spray drying granulation experiments and fundamental characterization of the product particle were carried out to find optimal specs of the particle and conditions of the granulation operation.
安倍 弘; 西塚 雄介*; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香; 塩飽 秀啓; 矢板 毅
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.193 - 200, 2019/02
被引用回数：2 パーセンタイル：15.70(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済核燃料プールに多量の海水が冷却剤として投入された。当該使用済燃料が再処理される場合、海水成分が核燃料再処理工程における金属イオンを含む硝酸溶液に混入することが予想される。本研究においては、高レベル放射性廃液(HAW)貯槽に典型的に使用されるSUS316Lの腐食挙動に関して、海水成分の影響を評価した。人工海水と金属イオンを含む模擬HAWを使用し、腐食試験を実施した。HAWを含む硝酸溶液においては、人工海水の有無に関わらず、Ruが腐食電位を過不働態まで貴化させたために生じる粒界腐食が観察された。海水成分濃度の増加は腐食速度を低下させ、粒界腐食を抑制した。広域X線吸収微細構造やサイクリックボルタンメトリーといった分析により、Ru-塩化物イオン間の反応と腐食機構との関与が示されている。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10
事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60
C, 80C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。
佐野 雄一; 安倍 弘; 高畠 容子
あいちシンクロトロン光センター2017年度公共等利用成果報告書(インターネット), 1 Pages, 2018/00
再処理工程での腐食機構の解明及び腐食抑制方法の提案を目的として、海水成分を含む硝酸溶液中におけるRuの存在形態に共存物質が及ぼす影響について評価を行った。Ruを対象としたXAFS測定の結果、塩化物イオンとの相互作用に起因すると推定されるRu近傍の構造変化が観測され、硝酸溶液中におけるRuの腐食促進作用に何らかの影響を及ぼすことが示唆された。
-ray irradiation佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 飯嶋 静香; 内田 直樹
Journal of Nuclear Materials, 493, p.200 - 206, 2017/09
被引用回数：10 パーセンタイル：61.70(Materials Science, Multidisciplinary)福島第一原子力発電所事故に関連し、再処理に用いられる機器の代表的な材料であるSUS316Lについて、海水成分を含むHNO
溶液中の腐食挙動に及ぼす塩化物イオンの影響を、線照射条件下を含め、調査した。HNOと人工海水(ASW)の混合物を用いて電気化学試験及び浸漬試験を実施し、高濃度のASWを含むHNO溶液では、カソード電流密度が増加し、均一な腐食が進行することを確認した。これは、HNOとCl
イオンとの反応で生成されるCl
やNOCl等の強い酸化剤によって引き起こされたものと考えられる。腐食速度は、HNO濃度が低い条件では浸漬時間とともに減少し、高い条件では増加した。線照射条件下では、上記酸化剤と放射線分解により生成したHNOとの反応によるカソード反応の抑制により腐食速度が低下した。
安倍 弘; 佐野 雄一; 西塚 雄介*; 飯嶋 静香; 内田 直樹
材料と環境, 66(5), p.169 - 172, 2017/05
高放射性廃液貯槽環境における腐食挙動について、海水成分やコンクリート成分の1成分である硫酸イオンに着目した評価を実施した。SUS316Lを対象に、各種金属元素と硝酸からなる模擬高放射性廃液を用いて腐食試験を行った結果、硫酸イオンにより腐食速度が緩和されることを確認した。これは、XPSによる分析から、硫酸イオンが材料表面に吸着することでアノード反応が抑制されたためと考えられる。
-ray irradiation安倍 弘; 西塚 雄介*; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 90, 2017/03
東京電力福島第一原子力発電所に貯槽されている使用済み燃料は、海水注入により、海水環境に曝されている。このため、当該燃料を再処理する場合には、海水成分が工程に同伴することが予想され、その影響について調査する必要がある。我々は、高放射性廃液貯槽材料に対する線照射環境における腐食評価を実施し、海水が腐食に大きな影響を及ぼさないことを明らかにした。
佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 飯嶋 静香; 内田 直樹
Proceedings of European Corrosion Congress 2016 (EUROCORR 2016) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/09
東京電力福島第一原子力発電所の事故では、使用済燃料プール内に冷却用として多量の海水が注入された。本研究では、再処理工程において使用される機器材料の一つであるSUS316Lの硝酸溶液中での腐食挙動について、硝酸/人工海水(ASW)混合溶液を用いた浸漬試験及び電気化学試験により、海水成分が与える影響を調査した。ASWを多く含む条件では、塩化物イオンと硝酸との反応により生成する塩素や塩化ニトロシル等の酸化種に起因すると思われるカソード反応の活性化及び全面腐食の進展が観察された。さらに硝酸濃度が低い条件では、孔食の発生が認められた。腐食速度については、低硝酸濃度では経時的に低下したのに対し、高硝酸濃度では逆に増加した。硝酸濃度が低い系では、カソード反応の活性化による影響(腐食促進)に対して酸化皮膜の成長に伴うアノード反応の不活性化による影響(腐食抑制)が徐々に大きくなるため、経時的に腐食速度が低下するものと考えられる。これに対し、硝酸濃度が高い系では、カソード反応の活性化による影響がアノード反応の不活性化による影響を上回るため、経時的に腐食速度が上昇するものと推定される。
木部 智; 藤咲 和彦*; 安倍 弘; 坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 松村 達郎
JAEA-Research 2015-021, 40 Pages, 2016/02
JAEA-Research-2015-021.pdf:2.3MB
PUREXプロセスの抽出ラフィネートからMAを回収するプロセス開発の一環として、抽出剤にTDdDGAを用いたフローシートの開発を進めている。これまでに、小型ミキサセトラを用いたMA回収試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価しているが、油水間の不十分な相分離に起因するものと考えられる各元素の回収率の低下等の問題が確認されている。そのため本試験では次世代センターと基礎工センターの連携の下、油水間の相分離性に優れる遠心抽出器を用いて、模擬ラフィネートを対象とした向流多段抽出/逆抽出試験を実施し、各元素の抽出・逆抽出挙動を評価するとともに、ミキサセトラを用いた際の同挙動との違いについて、比較・検討した。本試験を通して、エントレイメントやオーバーフロー等の異常は認められず、相分離性も良好であった。MAと同様の挙動を示す希土類元素では、ミキサセトラを用いた際と同等の抽出挙動が得られ、相分離性の違いにもとづく影響は認められなかった。逆抽出効率は若干低下する傾向が認められたが、これは遠心抽出器特有の二相混合時間の短縮が一因として示唆される。
佐野 雄一; 渡部 創; 宮崎 康典; 安倍 弘; 長谷川 健太
後藤 一郎*
特願 2022-032647 公開特許公報
【課題】粒子径が従来よりも大きく、粒子径の均一性が比較的高い粒子を製造することができる粒子製造方法を提供する。 【解決手段】本発明に係る粒子製造方法は、組成物を、振動するノズルから、撹拌機により撹拌された溶媒中に滴下し、組成物が含まれる粒子を造粒する造粒工程(ステップS1)と、前記造粒工程(ステップS1)で得られた溶媒を含む粒子から、溶媒を除去し、粒子を得る溶媒除去工程(ステップS2)と、を含むことを特徴とする。
安倍 弘; 西塚 雄介; 佐野 雄一; 内田 直樹; 田口 克也; 竹内 正行
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料貯蔵プールに保管されている使用済燃料について、再処理施設での取扱時における課題評価の一環として、海水成分が高放射性廃液貯槽材料の腐食に与える影響を評価した。模擬高放射性廃液を用いた腐食試験を実施した結果、海水成分により腐食が抑制されることを確認した。
安倍 弘; 西塚 雄介*; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに冷却水として多量の海水が投入された。当該燃料を再処理する場合には、再処理工程で使用される硝酸溶液に海水成分が混入することが予想される。本研究では、高放射性廃液(HAW)におけるSUS316Lステンレス鋼の腐食に対する海水成分の影響を評価した。人工海水(ASW)と模擬HAW溶液の混合溶液を調製し、材料浸漬試験と電気化学試験による腐食評価を行った。ASWを含む硝酸溶液(HAW中の金属イオンを含まない)においては、孔食もしくは全面腐食が観察された。一方、ASWを含むHAW溶液においては、Ruが腐食電位を過不働態まで貴化することによって、粒界腐食が生じた。ASWの濃度の増加に伴い、腐食速度は低下し、粒界腐食は抑制された。
安倍 弘
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所(以下、1F)の事故において発生した燃料デブリは格納容器内に水没しており、核種の水中への溶出特性を把握することは重要と考えられる。燃料デブリは溶融・凝固の過程で複合相を成すことがTMI-2において採取された実デブリや1F事故を模した研究から報告されている。複合相を有する模擬デブリを対象に溶出試験を行う場合、通常の手法では各相の総和のデータしか得ることはできない。相固有の情報を得ることが可能であれば、溶出反応の機構について理解を深められると期待される。本研究においては、局所的な電気化学特性の評価が可能な走査型電気化学顕微鏡を用い、各相それぞれの電気化学特性を得ることで、燃料デブリの溶出反応の評価を試みた。
安倍 弘; 佐野 雄一; 渡部 雅之
no journal, ,
東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の事故を踏まえた評価の一つとして、海水成分が湿式再処理工程における高レベル放射性廃液中のRuの化学形態に与える影響をXAFSにより評価した。Ruは化学形態により腐食性が異なり、4量体を成している場合、単量体よりも腐食効果が高いことが明らかとなった。Ruの4量体を含む模擬高レベル放射性廃液に海水成分や線照射が加えられた場合、腐食速度が抑制される試験結果が得られているが、化学形態としてはRu-OがRu-Clに置換される、Ru-Ruの結合が分断されるといった変化が生じており、腐食反応と化学形態の関連性が推察される。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 渡部 雅之; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
燃料溶解工程を対象としたFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価として、線照射下にて浸漬試験と電気化学試験を行った。FeCrAl-ODS鋼の腐食速度は平均0.78mm/yとSUS304ULC等従来のステンレス鋼と同程度であり、FeCrAl-ODS鋼被覆管の腐食は再処理工程に影響を与えないと考えられた。
安倍 弘; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 佐野 雄一; 竹内 正行; 渡部 雅之; 根本 源太郎*
no journal, ,
経済産業省から受託した「平成31年度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事業(ガラス固化技術の基盤整備)」における成果の一部を発表する。放射性廃棄物の減容化及び有害度低減に向けて、マイナーアクチノイドの回収に抽出クロマトグラフィの技術開発を行っている。このうち、充填相に用いる吸着担体を従来の50
mよりも大きくすることで、分離操作における圧力損失の抑制、並びに安全性の向上を目指している。本研究では、大川原化工機が所有する回転ディスク搭載の噴霧乾燥装置で粒子製造方法を検討した。原料液の粘度やスノーテックス含有量だけではなく、ディスク回転数を適切に設定することで、100m程度の粒子製造を達成した。また、本粒子を用いることで圧力損失の低下傾向が認められ、大粒径化の効果を確認した。ただし、中空粒子となる傾向が見られており、今後、原料液の組成等を見直すことで改善を図る。
安倍 弘; 鷲谷 忠博; 吉田 幸正; 尾形 孝成*; 杉原 英幸; 山田 美一; 坂村 義治*; 村上 毅*
no journal, ,
国内におけるFS設計の検討結果、米国における工学規模施設(Fuel Conditioning Facility, FCF)の計量管理技術およびMPACTプロジェクトの研究開発等を踏まえ、現在、概念検討が進められる金属燃料製造施設及び乾式再処理施設に適用する保障措置方法を検討した。保障措置の手段は、計量管理と封じ込め/監視から構成される。FS設計をベースに、米国の新規計量技術を導入した計量管理システムを検討し、
MUFの試算を試みた。加えて、米国において実績のあるMTG(Mass tracking system)等の監視技術を踏まえ、プロセスモニタリングシステムを検討した。
杉原 英幸; 鷲谷 忠博; 安倍 弘; 吉田 幸正; 尾形 孝成*; 山田 美一; 坂村 義治*; 村上 毅*
no journal, ,
金属燃料サイクル施設は既存のMOX燃料加工施設や湿式再処理施設と異なる安全設計が要求される。米国では照射済金属燃料を処理する工学規模施設(Fuel Conditioning Facility: FCF)においてアルゴンセル等の基盤的安全設計が確立された。しかし、検討中の施設概念はFCFと規模や立地条件等が異なるほか、重大事故対処等の追加の規制要求も想定される。本研究ではFCFの設計に基づき実用金属燃料サイクル施設における安全設計方針を検討すると共に、新規制基準を想定した仮想的な重大事故の予備的評価を実施した。検討の結果、概ねFCFと同様の安全設計が成立し、仮想重大事故時の放出量も基準値を下回る見通しが得られた。以上から、金属燃料サイクル施設においても国内既存施設と同等の安全性確保が可能と示唆される。
