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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：16.32(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：62.64(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; 佐野 雄一; 竹内 正行; 星 真之; 坂内 信行; 青瀬 晋一; 荻野 英樹
no journal, ,
塩化物を含む溶液において、線照射下での炭素鋼の浸漬試験を実施した結果、10%
60%程度の腐食速度の増加が認められた。また、高pH条件及び窒素脱気条件では腐食速度が抑制される傾向を示した。
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50
m,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。
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。
林 直輝*; 宮川 晃尚*; 長友 重紀*; 中谷 清治*; 佐藤 清盛*; 新井 剛*; 安倍 弘; 長谷川 健太; 渡部 創; 佐野 雄一
no journal, ,
顕微分光装置を用いて単一の抽出剤含浸シリカ粒子内のランタノイドイオンの蛍光を取得することで、粒子内部への分配挙動を評価した。
鷲谷 忠博; 尾形 孝成*; 杉原 英幸; 安倍 弘; 吉田 幸正; 山田 美一; 坂村 義治*; 村上 毅*; 蓮沼 俊勝*; 加藤 太郎*; et al.
no journal, ,
実証炉用(10tHM/y)の金属燃料製造施設及び乾式再処理施設の概念を検討した。本施設では金属燃料を取扱うため主要な機器をAr雰囲気のホットセル内に設置し、金属ウラン等の製品の酸化を抑えるためにAr循環精製系を設置し、Ar雰囲気中の酸素量、水分量等を制御している。また、火災時の安全対策として安全排気系を設けている。セル内の機器の保守には、クレーン、パワーマニピュレータ等の遠隔保守機器が用いられる。ホットセルへの機材の搬出入方法としては雰囲気置換が可能な搬送用ポートを用いる。大型機器の搬出入の際は地下に設定したトランスファー・トンネルを経由することで、雰囲気置換を行いつつ隣接する空気セル(保守セル)へ移送できる構造としている。
尾形 孝成*; 鷲谷 忠博; 杉原 英幸; 安倍 弘; 吉田 幸正; 山田 美一; 坂村 義治*; 村上 毅*; 佐藤 聡*; 蓮沼 俊勝*; et al.
no journal, ,
2022年12月に改訂された高速炉開発のロードマップで示された2026年の燃料技術の具体化な検討に向けて、高速炉用金属燃料サイクル施設の概念検討に着手した。現時点までの国内技術開発成果を踏まえた金属燃料製造施設及び乾式再処理施設の処理工程と物質収支を示した。
佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 内田 直樹; 田口 克也
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、海水成分が非加熱機器材料の腐食に与える影響を各種試験により評価した。海水成分の上昇に伴い、条件により、孔食の発生や腐食速度の顕著な増加が生ずることを確認した。
