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論文

Numerical simulation of annular dispersed flow in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

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.

論文

VR技術を応用した福島第一原子力発電所の廃止措置への挑戦

堀口 賢一

技術士, 30(4), p.8 - 11, 2018/04

AA2017-0669.pdf:1.0MB

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。

論文

Development of new treatment process for low level radioactive waste at Tokai Reprocessing Plant

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。

論文

Cement based encapsulation trials for low-level radioactive effluent containing nitrate salts

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。

口頭

低放射性リン酸廃液安定化処理に関する基礎研究; リン酸塩の不溶化に関する試験

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実施している。廃溶媒処理技術開発施設から発生するリン酸廃液は、リン酸二水素ナトリウムを主成分とするpH4程度の酸性である。セメント固化を行うためには中性からpH14程度に中和する必要があり中和の結果生成する塩の形態によっては、含水塩による混練水不足やカルシウム成分への結合の影響でセメント固化不良の原因となる。今回は、不溶化剤注入によるリン酸の固定化について検討したので報告する。

口頭

Development of new treatment process for low level radioactive waste at Tokai Reprocessing Plant

菅谷 篤志; 堀口 賢一; 齋藤 恭央; 田中 憲治; 圷 茂; 平田 利明

no journal, , 

低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性廃棄物を安全かつ効率よく経済的に処理することを目的に建設され、2006年より試運転を実施している。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。難燃物を焼却する際の課題は金属の腐食を引き起こす塩素ガスの発生であり、腐食対策として耐腐食性素材及びウォータージャケットを焼却炉に採用した。液体廃棄物を処理する新しい方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、廃液中に含まれる環境汚染の原因となる硝酸根を処分できるように硝酸根分解法及び液体廃棄物のセメント固化技術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。

口頭

低放射性廃液の安定化処理に関する基礎研究; 鉄リン酸ガラス固化に関する試験

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。

口頭

鉄リン酸マトリックスによる低放射性廃液の処理プロセスに関する研究

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。

口頭

無機イオン交換体を用いた低放射性廃液からのナトリウムの分離及び安定化に関する研究

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。

口頭

鉄リン酸ガラスによる低放射性廃液固化に関する基礎研究

岩田 将幸*; 齋藤 照仁*; 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。本会では、鉄リン酸ガラスの最適組成,ナトリウム最大充填率などの固化体の基本特性について報告する。鉄リン酸ガラスの最適組成確認として、Fe:Pを変化させて溶融試験に資した。その結果、Fe:P=1.0:1.5の試料でXRD回折ピークからアモルファス化していることが確認された。この結果から、Fe:P=1.0:1.5の付近が最適な組成であることが示唆された。この組成を用いて硝酸ナトリウム添加試験を実施した。硝酸ナトリウム添加量は、Fe:Pに対しNaモル比Fe:P:Na=1.0:1.5:xとした。Fe:P:Na=1.0:1.5:1.0の試料はXRD回折ピークからアモルファス化していることが確認された。Naは、マトリックス骨格の一部となっている、もしくは骨格の隙間に進入していると考えられる。当該試料をEDXによる元素マッピングを行ったところ、Fe, P, Naに同様の分布傾向があり、局所的な結晶の析出は確認されなかった。

口頭

イミノ二酢酸樹脂を用いた低レベル放射性廃液の分析精度向上技術に関する研究

岡留 善裕*; 齋藤 照仁*; 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イオン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、イミノ二酢酸樹脂を用いてナトリウムイオンと分析対象である金属元素を分離し、分析を可能とする前処理技術について基礎的な検討を行った。吸着剤には、市販のイミノ二酢酸樹脂であるMuromacOT-71を用いた。試験は、バッチ式吸着試験及びカラム試験を実施した。その結果から各金属元素の飽和吸着量,吸着種の溶離挙動及び回収率を検討した。ナトリウムイオンは、pH3$$sim$$13の範囲では吸着しないことを確認した。また、アルミニウムイオン,カルシウムイオン,マグネシウムイオンはpH4で吸着したことから、廃液からナトリウムイオンと他の金属元素を良好に群分離可能であると考える。ついでMuromacOT-71に吸着種の溶離試験を実施した。0.1M硝酸水溶液を通液することで、直ちにいずれの元素も溶離した。本試験結果より、MuromacOT-71を用いた前処理を行うことで実廃液の分析が可能になることが示唆された。

口頭

リン酸イオン不溶化による低レベル放射性廃液処理に関する研究

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$$_{2}$$PO$$_{4}$$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25$$^{circ}$$C, 40$$^{circ}$$C, 80$$^{circ}$$C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。

口頭

ホウ酸マトリックスによるNa高含有放射性廃液固定化の基礎研究

齋藤 照仁*; 安藤 万純*; 新井 剛*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

現在、福島第一原子力発電所では、海水成分及びホウ酸を含む放射性廃液が大量に滞留している。これらの廃液を廃棄体化し埋設処分する場合、Naの溶出による処分環境への影響が懸念される。そのため、Naを固定化できる固化マトリックスの研究開発が必要である。本研究では、浸出特性に優れるアモルファス構造を有するホウ酸マトリックスに着目し、ホウ酸系マトリックスの作製条件及び固化体性能評価を実施した。本試験では、溶融時間による固化体性状の変化、及びNa含有ホウ酸マトリックスからのNaの浸出挙動を調査した。また、浸出傾向を明らかにするため比表面積を大きく取った粒状試料を用いて浸漬試験を行った。まず、B:Na=1:0.5(mol比)となるよう試薬(H$$_{3}$$BO$$_{3}$$, NaCl)を混合し、混合試薬をマッフル炉により1100$$^{circ}$$Cで2 or 3h溶融後、急冷することでアモルファス状の固化体試料を得た。SEMによる表面観察より、2h溶融試料では直径1.2$$sim$$2.5$$mu$$mの斑点が確認されたが、3h溶融試料では平滑な面が確認された。また浸漬試験の結果から、2h溶融試料は3h溶融試料と比較し、Naの保持性能が低いことを確認した。

口頭

鉄リン酸ガラスによるNaの固定化及び浸出挙動の検討

新井 剛*; 佐藤 隼人*; 齋藤 照仁*; 岩田 将幸*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

東海再処理施設由来の低レベル放射性廃液には、廃溶媒処理工程由来のリン酸ナトリウムが多含しているリン酸廃液がある。本研究では、リン酸廃液に含まれるリン酸イオンを固型化材料として活用できる固化方法として鉄リン酸ガラスに着目した。鉄リン酸ガラスは、鉄,リン,酸素で構成されており、廃液成分がマトリックス骨格を形成するため廃棄物を大量に減容することが可能である。さらには、これまでの研究成果から鉄リン酸ガラスは、Naの固定化にも優れた性能を有することが示された。今回は、リン酸廃液に含有する夾雑物元素の混入が鉄リン酸ガラスに及ぼす影響、さらには長期間に及ぶ浸漬試験による骨格元素の浸出挙動について報告する。夾雑元素(Cr, Mg, Si, Zn)添加、1100$$^{circ}$$Cで溶融した試料の結晶構造解析結果では、ピークが観察されなかった。一方980$$^{circ}$$Cで溶融した試料では、結晶ピークが確認された。夾雑物元素を添加したことにより融点が上昇し結晶化が進行したものと考える。また浸漬試験の結果、鉄リン酸ガラスについてFe, P, Naの各元素について全容出に要する期間を推算すると、いずれの元素もおよそ170万年以上であることが示唆された。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討,1; 除染装置スラッジのセメント固化の検討

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。

口頭

低レベル放射性廃液の分析前処理に用いる複合型イミノニ酢酸樹脂の合成及び吸着性能評価

國井 和明*; 角田 あやか*; 飯島 寛大*; 新井 剛*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

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、微量金属元素の高精度な定量分析が困難である。そのため、定量分析の前にイミノニ酢酸樹脂を用い、ナトリウムとその他の金属元素に群分離する前処理方法を検討している。本発表では、イミノニ酢酸基(IDA)を多孔性シリカポリマー複合体(SiO$$_{2}$$-P)に導入した複合型イミノニ酢酸樹脂(SIDAR)について、最適合成条件の確認及び吸着性能評価について報告する。合成時間を変化させ合成を実施したところ、時間に比例し吸着分配係数も増大するが、合成時間の短縮についても考慮する必要があることから、合成時間は24時間とした。また純水と1,4-ジオキサンを6対4の比率で混合した溶媒を用いることで吸着分配係数が4倍程度向上した。吸着性能評価試験から、1,4-ジオキサンを添加した溶媒を用い、90$$^{circ}$$Cで24時間合成したSIDARが最も大きな吸着分配係数を示した。また、いずれの方法で合成したSIDARでも、30分以内に吸着平衡達することを確認した。

口頭

A Basic study for immobilization of radioactive polluted water derived from the Accident at Fukushima Nuclear Power Stations of Tokyo Electric Power Company using borate glass

松島 怜達*; 新井 剛*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故により大量の汚染水が発生しているが、現在は貯蔵されているだけの状態である。汚染水には海水由来の塩化ナトリウム及びほう酸を含有していると考えられ、これら化学物質を安定に固定できる新しいマトリックスの開発が求められている。本研究では、汚染水に含まれるホウ酸を固型化材に活用できるホウ酸ガラス固化法に着目した。これまでの研究において、ホウ酸と塩化ナトリウムを試薬でモル比1:0.5に混合し、1100$$^{circ}$$Cで3時間溶融し冷却することでホウ酸ガラスが作製できる事を確認した。ホウ酸ガラスの形成には、ガラス相から塩素が揮発することが重要である。今回は、ガラス相から塩素が揮発することを確認するため、ホウ酸ガラス作製中の温度挙動を調査した。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術検討,3; 模擬スラッジ固化体の性能評価

佐藤 淳也; 中山 卓也; 鈴木 眞司; 富岡 修; 川戸 喜実; 菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 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で発生した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係る処理技術の基礎的検討を行っている。本件では無機固型化材(セメント2種(OPC, BB), 水ガラス(CG), ジオポリマー(GP))を用いてスラッジ模擬物を対象とした固化体を作製し、水浸漬による固化体からのCN$$^{-}$$の溶出濃度及び$$^{60}$$Coを線源とした$$gamma$$線照射時における水素発生量への固型化材の影響を調べた。水浸漬試験では、充填率40%のBB固化体を除きすべての試料で廃棄物処理法上の基準値を超過した。いずれもpH10以上であるため、難溶性フェロシアン化合物中からCN$$^{-}$$が溶離してきたと推察される。照射試験では、CGは他固型化材よりG値が高く、含有成分による水素発生促進や発生した水素の再吸収が少ない等の可能性が示唆された。以上から、スラッジをセメント等で固化する場合、固化体からのシアン成分の溶出が処分上の課題となる可能性がある。将来的な処理処分に向けて、シアン化合物の処理等の方策の検討が必要である。

口頭

汚染水処理二次廃棄物の廃棄体化技術の検討,2; 無機固型化材による模擬スラッジの固化試験

中山 卓也; 佐藤 淳也; 鈴木 眞司; 富岡 修; 川戸 喜実; 菅谷 篤志; 堀口 賢一; 圷 茂; 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の模擬試料を、無機固型化材(セメント2種,ジオポリマー,水ガラス)を用いて固化した。硬化性に及ぼすスラッジの充填率、スラッジ中の海水塩濃度、固型化材の種類の影響を調査した。スラッジに含まれる海水塩がセメント及び水ガラス固化法では混練時の流動性を低下させるが、ジオポリマー固化法では影響が小さいことを明らかにした。

口頭

東海再処理施設から発生する低レベル放射性廃液の安定固化

堀口 賢一

no journal, , 

東海再処理施設から発生する低レベル放射性廃液に対して、現在技術開発を実施している硝酸根分解技術、セメント固化技術および基礎研究として試験を実施しているリン酸セラミックス固化技術、鉄リン酸ガラス固化技術について各技術の要点、問題点について整理し報告する。

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