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永沼 正行; 生澤 佳久; 周治 愛之; 鈴木 紀一; 山田 美一; 紙谷 正仁
JAEA-Research 2025-006, 165 Pages, 2025/09
JAEA-Research-2025-006.pdf:5.93MB
軽水炉MOX燃料の高度化に向けた研究として、既存炉で効果的なプルトニウム利用(例:プルサーマルプラントの必要基数の削減)や使用済燃料(中間貯蔵量)の削減に貢献できる燃料概念の検討を行った。具体的には、上記の目的にはPu装荷量増加が有効であることから、PWRを対象に現行のMOX燃料指針の範囲(Pu含有率:
13wt%、燃焼度:45GWd/t、MOX燃料装荷:1/3)でPu装荷量増加の可能性を有する燃料の候補概念を抽出し、「炉心・燃料」、「フロントエンド」、「バックエンド」の観点で比較を行い有望な燃料概念の選定を行った。検討の結果、Pu装荷量増加の方策として、可燃性毒物などを集合体の外周部(主にコーナー部)に配置し、集合体内の出力ピーキングを調整することで、外周部の燃料要素のPu含有率を現行MOX燃料より増加でき、Pu装荷量の増加に有効であることが分かった。この方策に基づき、Pu装荷量の増加が期待できる燃料候補概念を幾つか考案し、現行MOX燃料炉心と同等の臨界性・出力ピーキングを維持する燃料仕様の評価を行った。各候補の特性比較の結果、集合体のコーナー部付近にUO
-Gd燃料を装荷する燃料概念では、現行MOX燃料炉心より15%程度Pu装荷量を増加でき、かつ、開発負荷も少ないことが示され、最も有望な概念として選定された。この燃料概念について、核燃料サイクル諸量解析コードを用いた概略評価を行い、上記のPu装荷量の増加が、実際にプルサーマルプラントの必要基数や核燃料サイクル諸量にどの程度影響するか、定量的な見通しの確認を行った。
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。
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
, 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。
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。
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
やCsUO(NO)
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
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。
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.
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：31 パーセンタイル：86.40(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。
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。
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。
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。
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
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。
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：30 パーセンタイル：84.53(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)
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
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：40 パーセンタイル：72.95(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
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。
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。
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。
紙谷 正仁; 小島 久雄; 篠田 佳彦
PNC TN8410 98-050, 157 Pages, 1998/03
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。
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。
小山 智造; 紙谷 正仁; 青木 和夫*; 澤田 佳代*
no journal, ,
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においてU, Puに加えてNp, Am, Cmを含めた全アクチニドを一括して使用済燃料から分離回収するプロセス技術を開発している。このプロセスの特長,開発の計画と2006年度末までの進捗状況について報告する。
野村 和則; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 宮地 茂彦; 小泉 務
no journal, ,
核燃料サイクル工学研究所(NCL)では、高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高速実験炉「常陽」等で照射されたMOX燃料を用いた高速増殖炉燃料の先進的な再処理技術の開発を行っている。溶媒抽出法に関するCPFの所期の目的は、実際の照射済高速炉燃料を用いた向流多段抽出試験を実施し、軽水炉に利用されている技術(PUREX法)の高速炉再処理への適用性を評価することであった。U/Puの溶解液からの分離特性データを取得し、高速炉燃料であっても、高い除染係数と回収率でU, Puを回収できることを示した。現在は先進湿式再処理技術開発として、簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNpの共回収のための溶媒抽出試験をCPF用の小型遠心抽出器を用いて実施してきている。1990年代には、供給液に含まれるPuの一部をPu(VI)に調整することによりU-Pu-Np混合製品を得る向流連続試験を実施し、Pu(VI)が存在する場合にはほとんどのNpが期待通りにU-Pu製品流に回収されることを確認し、21世紀となってからは、FaCTプロジェクトにおける先進的湿式再処理技術の一環として、U晶析後の母液を対象としたU-Pu-Np一括回収プロセスの開発を行っており、抽出段の高酸濃度化により90%以上のNp回収率が得られ、U-Pu-Npの共回収を行える見通しを得ている。
