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論文

Levelized cost of electricity evaluation of SFR system considering safety measures

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/05

均等化発電原価はエネルギーシステムの経済的競合性を測る上で重要な指標である。本報は、G4-ECONS及び発電コスト検証ワーキンググループが開発した解析ツール(CEWG-tool)を用い、福島第一原子力発電所事故後に特定された追加的な安全対策、及び社会的コストを考慮したナトリウム冷却高速炉(SFR)システムの均等化発電原価を推定した。安全性を強化したSFR(150万級ツインループ)にかかるG4-ECONSによる計算の結果、追加的な安全対策は約160%均等化発電原価を上昇させることが示された。また、CEWG-toolを用いた社会的コスト及び割引率(3%)を考慮した安全性強化SFR(120万級シングルループ)の計算の結果、均等化発電原価は84mills/kWhと評価された。この結果は同規模の軽水炉システムの均等化発電原価とほぼ同等であり、将来のSFRシステムの経済的競合性が示された。

論文

高速炉サイクルの経済性評価; 炉の建設コストと燃料サイクルコスト

向井田 恭子; 加藤 篤志; 紙谷 正仁; 石井 克典

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 61(1), p.40 - 47, 2019/01

原子力機構は高速炉サイクルの開発当初から、軽水炉サイクルに対し経済的競合性を持つシステムとすることを開発目標の一つとして掲げその研究開発を進めてきた。本稿では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)フェーズIにおけるナトリウム冷却高速炉及び燃料サイクル施設の設計をベースに、追加的な安全対策費や社会的費用を考慮し、高速炉サイクルの発電コストを試算した結果を紹介する。

論文

Study of treatment scenarios for fuel debris removed from Fukushima Daiichi NPS

鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 山田 誠也*; 紙谷 正仁

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し後の処置については、燃料デブリ取出し開始時までにデブリの処置の選択決定に係る一定の議論が必要になるものと想定し、それまでに各シナリオの比較評価に用いる情報や比較評価の進め方を決める必要がある。そのため、本検討では燃料デブリの取出し後の処置シナリオの検討に向けた技術的要件の整理として、各処置シナリオ案の得失評価を行った。評価の結果、総合すると技術課題は有するものの経済性、廃棄物発生量の面で有利なシナリオは長期保管及び直接処分と推定された。一方、安定化処理、湿式処理、乾式処理は経済性、廃棄物発生量の面で不利と推定された。

論文

先進湿式法再処理の晶析工程におけるCs挙動把握のための模擬溶解液を用いた基礎試験

柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*

日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.245 - 253, 2009/09

U晶析工程におけるCsの挙動を調べるため、模擬溶解液を用いたU晶析バッチ試験及びU(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験を実施した。使用済燃料の溶解液中のCs濃度では、先進湿式法再処理のU晶析工程の条件においてCsNO$$_{3}$$やCs$$_{2}$$UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{4}$$は生成せず、他のFP元素との相互作用によるCs塩も生成する可能性は小さいことを確認した。また、U(IV)溶液を用いたCs複塩生成基礎試験の結果から、酸濃度が5mol/dm$$^{3}$$以上の場合にはCsとPu(IV)の複塩が生成する可能性が示唆された。

論文

Dissolution of powdered spent fuel and U crystallization from actual dissolver solution for "NEXT" process development

野村 和則; 比内 浩; 中原 将海; 鍛治 直也; 紙谷 正仁; 大山 孝一; 佐野 雄一; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

U crystallization process from the dissolver solution of the spent nuclear fuel has been developed as one of the key essential technologies for the "NEXT" process development. Since several tens % of U is supposed to be recovered at the crystallization process, it is expected to reduce the total mass of nuclear material to be treated in the solvent extraction process. For the U crystallization, it is desirable to prepare the dissolver solution of relatively high U concentration. Although the conventional dissolution method needs significantly long dissolution time in order to obtain the dissolver solution of high U concentration with high dissolution ratio, it is expected the effective dissolution is achieved by powderizing the spent fuel. The beaker-scale experiments on the effective powdered fuel dissolution and the U crystallization from dissolver solution with the irradiated MOX fuel from the experimental fast reactor "JOYO" were carried out at the Chemical Processing Facility (CPF) in Tokai Research and Development Center. The powdered fuel was effectively dissolved into the nitric acid solution and the results were compared with the calculation results of the simulation model. In the U crystallization trials, U crystal was obtained from the actual dissolver solution without any addition of reagent.

論文

Separation of actinide elements by solvent extraction using centrifugal contactors in the NEXT process

中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.373 - 381, 2007/03

 被引用回数:27 パーセンタイル:85.12(Nuclear Science & Technology)

NEXTプロセスと名付けられた先進湿式再処理プロセスに関連して、環境負荷低減の観点から簡素化溶媒抽出法によりU, Pu及びNpの共回収、SETFICS法によりAm及びCmの回収が試みられている。単サイクルフローシートを用いたU, Pu及びNpの共回収は、フィード溶液又は洗浄液の高硝酸濃度条件下にて実施した。このうち、フィード溶液を高硝酸濃度に調整した条件においては、フィード溶液中だけでなく、抽出段においてもNp(VI)への酸化を促進することができた。これにより、NpはTBPにより抽出され、U, Pu及びNpを共回収することができた。SETFICS法においては、金属装荷度を増加させるため、TRUEX溶媒を0.2M CMPO/1.0M TBPから0.2M CMPO/1.4M TBPへ変更した。また、「ソルトフリー」の観点から、硝酸ナトリウムに代えて硝酸ヒドロキシルアミンを適用した。この結果、Am及びCmをプロダクト溶液へと回収することができた。高装荷フローシートにおいては、以前のフローシートを比べ、水相廃液及び廃溶媒の流量は、それぞれ47%及び54%ほど減少が見込まれた。本研究では、NEXTプロセスにおける簡素化溶媒抽出法及びSETFICS法のフローシートの有用性を実証することができた。

論文

Edge pedestal physics and its implications for ITER

鎌田 裕; Leonard, A. W.*; Bateman, G.*; Becoulet, M.*; Chang, C. S.*; Eich, T.*; Evans, T. E.*; Groebner, R. J.*; Guzdar, P. N.*; Horton, L. D.*; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

周辺ペデスタル研究の進展とITERへ向けた予測について、最近の世界の研究をレビューする。周辺ペデスタル構造を決めるパラメータリンケージを明らかにするとともに、プラズマ過程と原子分子過程の両方がペデスタル幅を決定すること,周辺圧力勾配がピーリングバルーニング理論で系統的に説明できること,計測機器の進展によってELMの発展が明らかとなり非線形理論で説明可能であること,小振幅ELMの系統的同定がすすんだことなど、大きな発展があった。これらに基づいて、ITERのプラズマ性能の予測,ELMの小規模化等の検討が大きく進んだ。

論文

Actinides recovery by solvent extraction in NEXT process

中原 将海; 佐野 雄一; 駒 義和; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 小泉 務; 小山 智造

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 5 Pages, 2005/10

NEXTプロセスに関連し、本プロセスの主抽出工程である簡素化PUREX工程及びSETFIC工程におけるアクチニド元素の抽出挙動について、ホット試験の結果をもとに評価を行った。

論文

Present Status of Advanced Aqueous Separation Process Technology Development

小山 智造; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 柴田 淳広

International Symposium NUCEF2005, P. 50, 2005/02

先進再処理技術開発の現状を紹介する。高速実験炉「常陽」照射済燃料等を用いた小規模ホット試験を実施してきている。有望な候補概念であるNEXTプロセスの技術的な実用性の見通しが得られた。また、直接抽出法に関しても照射済燃料を用いた試験を実施し、PUREX法の代替技術としての基本的な実用性を確認した。

論文

Direct Extraction of Uranium and Plutonium from Oxide Fuel using TBP-HNO$$_{3}$$Complex for Super-DIREX Process

紙谷 正仁; 三浦 幸子; 野村 和則; 小山 智造; 小雲 信哉*; 森 行秀*; 榎田 洋一*

2nd International Conference ATALANTE 2004, 4 Pages, 2004/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため,照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。ウラン及びプルトニウムの抽出及び核分裂生成物との除染について実験データを取得した。

論文

Conceptual Design Study on Advanced Aqueous Reprocessing System for Fast Reactor Fuel Cycle

高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則; 荻野 英樹; 小山 智造; 青瀬 晋一

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(3), 307 Pages, 2004/00

 被引用回数:28 パーセンタイル:85.28(Nuclear Science & Technology)

米国機会学会、日本機械学会共催の国際会議「The 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11)」へ投稿・口頭発表した標記論文を日本原子力学会の英文論文誌「Journal of Nuclear Science and Technology (JNST)」に転載する。(JNST編集部より転載の推薦を受けたことに伴う措置)

報告書

再処理システム技術検討書, - 湿式再処理システムの候補技術に関する検討 -

駒 義和; 高田 岳; 紙谷 正仁; 佐藤 浩司

JNC TN9410 2003-010, 112 Pages, 2003/12

JNC-TN9410-2003-010.pdf:4.73MB

本報告書は、平成14年度に再処理システムグループで実施した湿式再処理システム設計の成果をまとめたものである。主要な項目は次の通りである。(1)}先進湿式法 (2)}代替技術である超臨界直接抽出法 (3)}Am 及び Cm 回収プロセス (4)}FP 回収プロセス

論文

High performance tokamak experiments with a ferritic steel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 木村 晴行; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 神谷 健作; 篠原 孝司; 小川 宏明; 星野 克道; Bakhtiari, M.; 河西 敏; et al.

Nuclear Fusion, 43(10), p.1288 - 1293, 2003/10

 被引用回数:39 パーセンタイル:74.34(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは、原型炉のブランケット構造材料の候補である低放射化フェライト鋼とプラズマとの適合性を調べる実験を進めてきている。昨年度にはフェライト鋼内壁を真空容器内に全面的に設置する作業を行い、今年度より実験を開始している。プラズマ生成,制御は問題なく行われ、金属不純物の放出も検出限界以下であった。改善閉じ込め(Hモード)も実現され、そのしきいパワーもこれまでと同等であった。プラズマ安定性に関してもこれまでの所悪影響は観測されておらず、規格化$$beta$$が3を超える放電との共存性も示された。高速イオンのリップル損失に関しても顕著な低減が実証された。以上のように、フェライト鋼の悪影響は小さく、有望な結果を得ている。JFT-2Mでは、その他にも先進的、基礎的な研究を行っている。先進的粒子供給手法であるコンパクトトロイド(CT)入射実験においては、再現性よくプラズマ中へ入射が行われ、CT入射に伴う密度の急上昇が初めて明確に観測された。

論文

Extraction of Uranium and Plutonium from Irradiated Fuel in Super-DIREX Reprocessing Method

三浦 幸子; 紙谷 正仁; 野村 和則; 宮地 茂彦; 小山 智造; 小雲 信哉*; 島田 隆*

Super Green 2003:The 2nd Int. Symp. on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment App, 30 Pages, 2003/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため、照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP硝酸錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。直接抽出プロセスにおけるウラン及びプルトニウム回収の可能性が示唆される。

論文

Conceptual Design Study on Advaanced Aqueous Reprocessing Sysrwm for FR Fuel Cycle

高田 岳; 駒 義和; 佐藤 浩司; 紙谷 正仁; 柴田 淳広; 野村 和則

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), P. P380, 2003/00

「実用化戦略調査研究」に基づき検討している湿式再処理プラントの設計研究の現状について、米国機械学会、日本機械学会共催の国際会議「ICONE11 (The 11th International Conference On Nuclear Engineering)」において口頭発表する。

報告書

先進湿式プラント設計研究(3)

紙谷 正仁; 小島 久雄; 篠田 佳彦

PNC TN8410 98-050, 157 Pages, 1998/03

PNC-TN8410-98-050.pdf:7.3MB

先進湿式MOXプラントは、動燃事業団が、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指して検討を進めているプラントである。本プラントは、晶析法と改良型PUREX法を中心とした高速炉MOX燃料の再処理工程と、ゲル化転換・振動充填法による燃料加工工程を合わせ持つ一体型のプラントを想定している。本設計研究は、1996年の「先進的湿式プラントの設計研究」の成果をもとに、更に詳細な検討を行うことを目的としてメーカーの協力を得て実施した「先進的湿式プラントの設計研究(II)」を事業団にて再整理、再検討を加えてまとめたものである。再検討の結果の要点を以下にまとめる。(1)前処理工程について・剪断機のみ2系列化が最も妥当との評価結果を得た。・炉心燃料のみと炉心燃料とブランケットの混合処理の2モードを考慮すべきとの考察結果を得た。(2)主分離工程について・除染係数について諸工場のフローシートとともに整理した。・精製系の有無を考慮し、各ケースを比較整理した。(3)燃料製造工程について・燃料粒子を3成分系とした製造工程設備を検討した。・3成分系は2成分系と比較すると粒子製造個数から滴下ノズル数を低減できるが、粒径の篩分機や振動充填装置への粒子供給装置の構造が肥大化するなどの正負の要因が絡み決定できなかった。・異なる粒径のものを一括して製造し、かつ加熱工程を1台のロータリキルン式の密閉式過熱炉を採用したことにより、設備規模を小さくすることができた。・ブランケット燃料を粉末による充填燃料方式と簡素化ペレット方式の2とおりについて検討し、簡素化ペレットで工程規模を抑えることができる可能性を示した。(4)廃液・廃棄物処理工程について・ゲル化転換に付随するアンモニア廃液の処理工程の他、各種廃液処理法について比較評価した。(5)再処理・燃料製造施設一体化の得失評価について・全体としては一体化により経済性の向上が期待できる。・試薬供給設備、ユーティリティについては一体化の効果は小さい。

論文

System Study on the Advanced Fuel Recycle

小島 久雄; 遠藤 秀男*; 篠田 佳彦*; 紙谷 正仁*

Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00

将来のFBR及びその燃料サイクルの最適化に向け、炉・再処理・燃料・及び廃棄物処理の各境界条件を見直し、経済性・環境保全及び核不拡散性に優れたシステムを構築すべく進めてきている「先進的核燃料リサイクル」の設計研究成果について報告する。Purex法をベースにした単サイクル抽出及びゲル化・振動充てんによる燃料製造の組合せによる新しい施設概念を提案した。

口頭

Plutonium and other actinides behaviour in NEXT process

三浦 幸子; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 野村 和則; 小巻 順

no journal, , 

NEXTプロセスの晶析工程及びU-Pu-Np共回収工程におけるPuを中心としたアクチニド元素の挙動について、検討を行った。晶析工程におけるPuの挙動はその原子価により異なること、さらにPuはFPとして存在するCsとの間で複塩を作り、これがCsの除染性を低下させる可能性があること等を確認した。また、抽出工程においては、逆抽出時の温度管理やNpの原子価を考慮した抽出条件設定等を考慮する必要があるが、適切なプロセス条件設定により、U, Pu及びNpを製品中にほぼ全量移行させる(共回収する)ことが可能であること等を確認した。

口頭

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発; システム概要及び計画

紙谷 正仁; 小山 智造; 青木 和夫*; 澤田 佳代*

no journal, , 

文部科学省の競争的研究資金制度である「原子力システム研究開発事業」として、2005年より「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」を行っている。目的及び実施計画について報告する。

口頭

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発,2; U/Pu/Am系におけるAmの分配係数

紙谷 正仁; 小山 智造; 三浦 幸子; 青木 和夫*; 澤田 佳代*

no journal, , 

本件は、文部科学省の競争的研究資金制度である「原子力システム研究開発事業」として実施している「超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発」として実施した。U/Pu/Am混合硝酸溶液系においてTBPを抽出剤に用いた試験により高塩濃度,高酸濃度領域でのAmの分配係数の測定を実施し、Amについて硝酸根濃度と分配係数の関係について整理を行った。

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