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吉田 啓之; 堀口 直樹; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of the BT. The occurrence conditions of the BT can be changed by devising the spacer shapes because it will affect to entrainment and deposition behaviors of droplets. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more challenging than in the current BWR. Then, the effect of the spacer on the BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer only by large-scale tests but also by local effect on droplet entrainment and deposition. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of the spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of the BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of the spacer on annular dispersed flow in the RBWR subchannels. We performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of the RBWR. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In addition, we performed data analysis of numerical data and identified the occurrence and disappearance points of each droplet. We evaluate entrainment and deposition rate distribution in and around the spacer based on these data.
吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.
堀口 賢一
技術士, 30(4), p.8 - 11, 2018/04
福島第一原子力発電所の廃止措置では、事前検証や操作訓練が他の原子力発電所の廃止措置に比べ、重要である。日本原子力研究開発機構楢葉遠隔技術開発センターでは、実測データを基に事故後の建屋内部状況を模擬したVRシステムや各種実規模大のモックアップ設備を応用して廃止措置に適用するための技術開発が行われている。これらを活用することにより確実かつ効率的な現地での作業への貢献が期待できる。本報では、これまでの原子力発電所での廃止措置におけるVRシステムの活用例を紹介し、VRシステムを活用することで廃止措置を進めるうえでどのような利点が得られたかをまとめる。また、福島第一原子力発電所の廃止措置に貢献することが期待されている楢葉遠隔技術開発センターのVRシステムについて、2017年1月に日本技術士会原子力・放射線部会での視察を踏まえ、その概要について報告する。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 齋藤 恭央; 田中 憲治; 圷 茂; 平田 利明
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9411_1 - 9411_9, 2009/05
使用済燃料の再処理により発生する低放射性廃棄物を安全,効率的かつ経済的に処理することを目的に東海再処理施設内に低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)が建設され、現在試運転が実施されている。LWTFにおける処理対象廃棄物は、可燃/難燃性固体廃棄物と低放射性廃液である。難燃性固体廃棄物には材料腐食の原因となる塩素を含んでいる。また、低放射性廃液としては、放射能レベル,化学組成の異なる数区分の廃液が発生し、環境汚染の原因となる硝酸根やセメント固化処理法の妨害物質となる炭酸塩,リン酸などを含んでいる。この施設では可燃/難燃性固体廃棄物に対しては高減容が期待できる焼却処理法を採用し、液体廃棄物の新しい処理法として最終処分費用の大幅な低減化が期待できる核種分離技術を採用した。また、低放射性廃液に大量に含まれる硝酸根の触媒-還元による硝酸根分解法と、廃棄物の高充填を可能としたセメント固化法の開発に取り組んでいる。この技術開発の成果は、近い将来LWTFに導入する予定である。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 田中 憲治; 小林 健太郎
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1107, p.173 - 179, 2008/00
核燃料再処理施設では、大量に発生する硝酸塩を主成分とした低放射性廃液を安全かつ経済的に処理処分する必要がある。東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を行った。低放射性廃液は処分費用低減の観点からセメント固化前に核種分離を行い放射能濃度の高い廃液の量を低減する。今回の固化試験は、核種分離で発生する放射能濃度が低く硝酸塩を主成分とした廃液(以下硝酸塩廃液)及び放射能濃度が高く数種類の塩を含む廃液(以下、スラリ廃液)を模擬し、特殊なスラグセメントを用いて、ビーカースケール及び200リットル容器の実規模で行った。その結果、硝酸塩廃液では、所定の濃度まで蒸発濃縮した塩を50wt%充填して作製した固化体が、廃棄体要求条件を満足することを確認した。スラリ廃液では、含有する炭酸塩濃度が高くなると、強度が低下するなどの問題が見られたが、含有する炭酸塩濃度を約10g/L以下に減量することで、塩充填率50wt%の固化体が要求条件を満足することを確認した。
岩田 将幸*; 下川 鉱資*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
東海再処理施設で発生する廃溶媒は、廃TBPとドデカンに分離する工程においてリン酸を主成分とする低放射性廃液が発生する。本廃液は、水酸化ナトリウムによるpH調整後、セメント固化処理に資することが想定されている。これまでの試験においてリン酸イオンを含む廃液は、含水塩化やセメント成分へのリン酸イオンの収着によりセメント硬化反応を大きく阻害することが示唆された。そこで、本研究では低放射性廃液中のリン酸イオンの不溶化について基礎的な検討を行ったので報告する。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 田中 憲治; 圷 茂; 山口 貴志*
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液には、セメント固化に影響を及ぼす恐れのある化学種が、主成分又は夾雑物として含まれている。本件では、硝酸塩ナトリウムを主成分とするスラリ廃液中に含まれる夾雑物の影響及びリン酸廃液中に含まれるリン酸二水素ナトリウムの影響を確認するために実施した200
規模での混練試験結果を報告する。
高野 雅人; 堀口 賢一
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液は廃液中の放射性核種を分離した硝酸塩廃液に処理された後、セメントによる廃棄体化処理を検討している。しかし、硝酸塩廃液には環境規制物質の硝酸性窒素が多量に含まれているため、埋設処分時に受け入れが制限される可能性がある。そのため、硝酸根を分解するための触媒還元法による適用試験を実施した。さらに、分解後に得られる炭酸塩に対して最適な固化条件を得るためにビーカスケールでのセメント固化試験を実施し、得られた条件をもとに実規模サイズ(200L)の固化体を製作し物性評価を行ったので報告する。
岩田 将幸*; 岡留 善裕*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液は、高濃度の硝酸ナトリウムを含有している。硝酸ナトリウムは、廃棄体埋設時の環境規制物質となる硝酸性窒素に該当するため、硝酸根を分解する技術開発が進められている。本研究では、廃棄物を高充填できる特徴を持つ、鉄リン酸ガラス固化法が、硝酸ナトリウムを含む低放射性廃液固化へ適用できるか確認するため、鉄リン酸ガラスの作製条件及び硝酸ナトリウムの最大充填量などの基礎的な検討を行ったので報告する。
岡留 善裕*; 小林 篤史*; 新井 剛*; 岩田 将幸*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液のうちアルカリ性廃液では、多含されるNaが、廃液中の非放射性金属元素の分析を妨害する。そこで本研究では、Naを無機イオン交換体によって吸着除去し、吸着させた無機イオン交換体をセラミックス化する技術について基礎的な検討を行った。Naの吸着材として、無機陽イオン交換体であるIXE-100(Zr系), IXE-300(Sb系)を用いた。静的吸着試験は、所定濃度のNaを含む溶液下でバッチ式吸着試験を行った。溶液中のNa濃度は、原子吸光光度計により定量分析に資した。また、セラミックス固化体は、Naを吸着させた吸着材を焼結することで作製した。Naの吸着試験の結果、いずれの吸着材でもNaの吸着はLangmuir吸着等温式において良好な相関が得られた。また、IXE-100の方が大きな最大吸着量となった。セラミックス試験の結果、IXE-300にNaを吸着させて焼結したものは、無水アンチモン酸ナトリウムとしてナトリウムが安定化されることが確認された。本会では、無機イオン交換体によるNaの詳細な吸着挙動,焼結で生成した化合物の同定について検討したので報告する。
岡留 善裕*; 岩田 将幸*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液のうちアルカリ性廃液では、多含されるナトリウムが、廃液中の非放射性金属元素の分析を妨害し分析精度を悪化させる原因となる。そこで本研究では、ナトリウムを無機イオン交換体により吸着除去することを目的とした基礎試験を実施した。無機イオン交換体は、東亜合成製無機陽イオン交換体(IXE-100, IXE-300)を用いた。各イオン交換体についてバッチ式の吸着試験を実施し、試験結果から、ナトリウム吸着の依存性,吸着経時変化を確認し、さらに吸着等温曲線を作成した。以上の結果からIXE-300を用いることで、廃液中からナトリウムを選択的に吸着除去できる可能性が示唆された。吸着後のイオン交換体は、焼結することで吸着したナトリウムを骨格内に取り込めることを確認した。これにより、無機イオン交換体に吸着したナトリウムを安定に固定し環境への浸出を抑制できる可能性が示唆された。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 佐々木 忠志*
no journal, ,
再処理施設から発生する硝酸Naを主成分とした低放射性廃液は、硝酸性窒素の環境基準の観点から廃棄体に含まれる硝酸イオンの低減化が検討されており、廃液中の硝酸イオンを触媒還元法によって分解した後、セメント固化法で廃棄体化する技術の適用を検討している。本件では、硝酸根分解後に発生する炭酸塩廃液を廃棄体化できることを確認するために実施した、200規模での試験結果を報告する。
岩田 将幸*; 岡留 善裕*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液は、高濃度の硝酸ナトリウムを含有している。硝酸ナトリウムは、廃棄体埋設時の環境規制物質となる硝酸性窒素に該当するため、硝酸根を分解する技術開発が進められている。本件級では、廃棄物を高充填できる特徴を持つ、鉄リン酸ガラス固化法が硝酸ナトリウムを含む低放射性廃液固化へ適用できるか確認するため、鉄リン酸ガラスの作製条件及び硝酸ナトリウムの最大充填量などの基礎的な検討を行ったので報告する。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂
no journal, ,
再処理施設から発生する硝酸Naを主成分とした低放射性廃液は、硝酸性窒素の環境基準の観点から廃棄体に含まれる硝酸イオンの低減化が検討されており、廃液中の硝酸イオンをギ酸・ヒドラジンを用いた触媒還元法によって分解する技術開発を行っている。さらに処分適合性を検討するうえでpHの確認が必要である。硝酸イオンを分解した結果発生する炭酸塩廃液は、pH約11.5のアルカリ廃液であり、さらにセメント材中のカルシウムと反応することで炭酸カルシウムと水酸化ナトリウムが生じpH12.5を超える高アルカリとなる。今回、pH低減効果が期待できるシリカフューム(SF)を添加材として利用し固化体の浸出液pHの低下が可能な固化条件を調査した。小規模試験の結果、SFの添加量上昇に伴い混練物pHが低下することを確認した。実規模試験ではSFを添加することで流動性の改善,pHの低下が確認されるとともに、自主基準値である10MPaを上回る強度が得られることが確認された。固形化材にSFを添加することで、良好な固化体を作製し浸漬液のpHを低下できることを確認した。ただし、本固化体の一部は可溶性であり、今後処分に向けての適合性検討が必要となる。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 田中 憲治; 小林 健太郎; 佐々木 忠志*
no journal, ,
核燃料再処理施設では、大量に発生する硝酸塩を主成分とした低放射性廃液を安全かつ経済的に処理処分する必要がある。東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を行った。低放射性廃液は処分費用低減の観点からセメント固化前に核種分離を行い放射能濃度の高い廃液の量を低減する。今回の固化試験は、核種分離で発生する放射能濃度が低く硝酸塩を主成分とした廃液(以下硝酸塩廃液)及び放射能濃度が高く数種類の塩を含む廃液(以下スラリ廃液)を模擬し、特殊なスラグセメントを用いて、ビーカースケール及び200リットル容器の実規模で行った。その結果、硝酸塩廃液では、所定の濃度まで蒸発濃縮した塩を50wt%充填して作製した固化体が、廃棄体要求条件を満足することを確認した。スラリ廃液では、含有する炭酸塩濃度が高くなると、強度が低下するなどの問題が見られたが、含有する炭酸塩濃度を約10g/L以下に減量することで、塩充填率50wt%の固化体が要求条件を満足することを確認した。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 岡留 善裕*; 齋藤 照仁*; 新井 剛*; 鈴木 達也*
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低レベル放射性廃液は多く含まれるナトリウムの影響により、微量金属元素の定量分析が困難である。そのため、イミノ二酢酸樹脂により、ナトリウムとその他の金属元素に分離する検討を実施している。本発表では、市販のイミノ二酢酸樹脂及び自製したイミノ二酢酸樹脂を用いた吸着特性確認試験について報告する。イミノ二酢酸樹脂を用いることで、ナトリウム以外の金属元素を選択的に吸着でき、その吸着性はpHに依存することを確認した。さらに、シリカ製担持体表面にイミノ二酢酸基を合成し作製した自製樹脂では、市販の樹脂と比較して吸着速度を大幅改善できるため、迅速な吸脱着を行えることが示唆された。
齋藤 照仁*; 岩田 将幸*; 佐藤 隼人*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
再処理施設から発生する硝酸ナトリウムを含む廃液の固化方法として、鉄リン酸ガラス固化に関する基礎試験を実施した。本報告では、固化体作製時の温度条件,夾雑元素が固化体に与える影響、長時間の浸漬試験による固化体性能評価について報告する。鉄リン酸ガラスを作製するためには、980
C以上の溶融温度で3.0h以上の保持時間が必要である。共雑元素の影響評価試験では、特にCrの影響が大きく、ガラス転移温度の上昇により、溶融温度を1100Cまで上げなければならないことを確認した。鉄リン酸ガラス固化体の浸出特性は、セメント固化体と比較すると極めて良好であり、約1年間の浸漬試験結果では、安定な保持性能を有することを確認した。
岩田 将幸*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液は、高濃度の硝酸ナトリウムを含有している。硝酸ナトリウムは、廃棄体埋設時の環境規制物質となる硝酸性窒素に該当するため、硝酸根を分解する技術開発が進められている。本研究では、廃棄物を高充填できる特徴を持つ、鉄リン酸ガラス固化法が、硝酸ナトリウムを含む低放射性廃液固化へ適用できるか確認するため、鉄リン酸ガラスの作製条件及び硝酸ナトリウムの最大充填量などの基礎的な検討を行ったので報告する。
菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 佐藤 淳也; 中山 卓也; 川戸 喜実; 目黒 義弘
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理によって発生したスラッジを、セメント材を用いて固化する技術について検討した。模擬スラッジを用いて、セメント硬化性に及ぼす水セメント比やスラッジの充填率、混在する成分の影響を調べた。汚染水処理で発生した沈殿物(スラッジ)の長期保管方策の検討において十分な保管性能が担保されないケースに対応し、処分を見据えた廃棄体化にかかわる処理技術の基礎的検討としてセメント固化法を用いた廃棄体化技術開発を行い、固化特性の評価を行った。当該スラッジは、一般的なセメント材を用い固化可能であることを確認した。今後は、スラッジ成分や性状の変動に対する冗長性の確認、含有する有害成分や放射性セシウムの固化体からの溶出挙動について調査を行う予定である。
齋藤 照仁*; 岡留 善裕*; 岩田 将幸*; 永山 勝久*; 新井 剛*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志
no journal, ,
低レベル放射性廃液であるリン酸廃液に多含するリン酸イオンは、セメント固化反応を阻害し充填率の低下を引き起こす。そのため、現在リン酸イオンの不溶化処理が検討されている。本研究では、リン酸イオン不溶化の反応機構の解明及びセメント固化法の適用を可能にするための沈殿物の生成条件の検討を行った。本試験では、模擬リン酸廃液は、NaH
PO
を400g・dm-3に溶解したものを用いた。沈殿剤は、水酸化カルシウムを用いた。試験は、反応槽温度を25C, 40C, 80Cとし、撹拌速度を600rpmに設定した撹拌槽中の模擬リン酸廃液に、沈殿剤を10分ごとに所定量添加し実施した。各試験温度の全沈殿時の沈殿物の結晶構造解析の結果から、いずれの試験温度においても沈殿物は、ハイドロキシアパタイト(HAp)と残存した水酸化カルシウムであった。また、試験を高温で行うほどHApのピークが強く現れた。これは、高温であるほど結晶化が促進し、安定な構造を有する結晶が生成したためと考える。よって、水酸化カルシウムによるリン酸イオン不溶化反応は、安定物質であるHApが生成する反応であり、より高温で行うことが望ましいと考える。
