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論文

Mechanistic elucidation of platinum group metal separation by aluminum hexacyanoferrate in nitric acid systems

中瀬 正彦*; 中沢 亮太*; 三島 理愛

Next Chemical Engineering (Internet), 2, p.100051_1 - 100051_14, 2026/06

The separation of Platinum Group Metals (PGMs) is critical across various fields, including industrial metal recovery and nuclear waste management. This study rigorously examines the separation mechanisms of PGMs using Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) by employing some analytical techniques. The mechanism involves not only simple adsorption but also the dissolution of AlHCF, leading to PGM ion precipitation and elution of components, as well as adsorption onto the AlHCF surface. We conducted X-ray diffraction (XRD), scanning electron microscopy (SEM), Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (EDS), X-ray absorption fine structure (XAFS), and pair distribution function (PDF) to thoroughly investigate the structural and chemical changes in AlHCF and FeHCF before and after PGM adsorption. Our findings reveal that Pd$$^{2+}$$ ions replace Fe$$^{2+}$$ in AlHCF, preserving the ferrocyanide framework and the adsorption of Ru and Rh. In contrast, Ru and Rh adsorption results in broadened XRD pattern without initial AlHCF structure, suggesting the formation of amorphous precipitates through complexation with dissolved ions. By detailing these mechanisms, this study highlights the efficacy of AlHCF as a PGM separation agent and offers valuable insights for the improvement of useful metal recovery processes.

論文

Evaluation of Aluminum Hexacyanoferrate utilization for PGM and Mo removal from simulated high-level-raffinates in reprocessing for repository area minimization

中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*

Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:41.98(Nuclear Science & Technology)

Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.

論文

Sorption properties of aluminum hexacyanoferrate for platinum group elements

三島 理愛; 稲葉 優介*; 立岡 壮太郎*; 針貝 美樹*; 渡邊 真太*; 尾上 順*; 中瀬 正彦*; 松村 達郎; 竹下 健二*

Chemistry Letters, 49(1), p.83 - 86, 2020/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:23.17(Chemistry, Multidisciplinary)

使用済燃料の再処理で生じる高レベル放射性廃液を最終処分するにあたり質の良いガラス固化体に成型するためには、白金族元素(PGM)を分離することが重要である。新たな収着材としてフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)を合成し、濃硝酸中におけるPGM収着挙動を調べた。その結果、硝酸によりAlHCFが顕著な溶出をすることがわかった。同様にPGMであるRhの単成分溶液においてもAlHCFが溶出しRh収着が確認されなかった。しかしPd単成分溶液においてはPd収着が確認でき、AlHCFは大きく溶出せず構造が安定化した。そこでPdとRhが共在する二成分系溶液での収着試験を行ったところPd収着によりAlHCFの構造が保たれRhは収着された。また、Pd収着量とAlとFeの溶出量について、AlとFeの溶出比はAlHCF中の元素比と一致しなかったがその理由としてFeの再収着が考えられ新しい構造の形成が示唆された。AlHCFによるPGMの収着メカニズムは、単純なイオン交換だけでなく酸化還元反応と収着速度論も重要な法則である。この収着と溶出の挙動を理解することがAlHCFのPGM収着性能向上に役立つ。

論文

Development of advanced loop-type fast reactor in Japan

小竹 庄司; 阪本 善彦; 三原 隆嗣; 久保 重信*; 宇都 成昭; 神島 吉郎*; 青砥 紀身; 戸田 幹雄*

Nuclear Technology, 170(1), p.133 - 147, 2010/04

 被引用回数:37 パーセンタイル:89.61(Nuclear Science & Technology)

原子力機構は、電力会社と協力して「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」プロジェクトを実施している。FaCTプロジェクトでは、JSFRの概念設計検討とJSFRに取り入れる革新技術の開発を、両者の整合性に留意しつつ実施している。2015年頃までに開発を行うことが現時点での目標であり、その後、JSFR実証炉の許認可手続きに入っていくこととなる。本論文は、設計要求,JSFR設計の特徴及び経済性に関する評価結果について記述したものである。さらに、JSFRの主要な革新技術について開発状況を簡潔に紹介した。

報告書

HTTR原子炉格納容器の全体漏えい率試験

近藤 雅明; 関田 健司; 江森 恒一; 坂場 成昭; 君島 悟; 黒羽 操; 野地 喜吉; 青野 哲也; 早川 雅人

JAEA-Testing 2006-002, 55 Pages, 2006/07

JAEA-Testing-2006-002.pdf:6.36MB

原子力機構では、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉格納容器(CV)バウンダリの気密性の確認を目的として、JEAC4203-2004「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」に準拠し、CV全体漏えい率試験(A種試験)を実施している。A種試験は、一般に、原子炉冷却材圧力バウンダリをCV内雰囲気に開放して実施する。しかしヘリウムガスを原子炉冷却材とするHTTRでは、圧力バウンダリを開放できないため、これを閉鎖したままA種試験を実施するという方法を確立し、採用している。また、HTTRでは、CV漏えい率試験データ収録処理装置を開発したが、近年、より高精度,高信頼度の計測$$cdot$$処理能力をもたせ、試験状態の監視機能の強化を図るなどの改良を加えて、本試験をより確実に実施できるようにした。この他、平成16年にJEAC4203が改定されたことを受けて、試験時に適用するCVバウンダリ構成の見直しを行い、さらには、CV内温度測定用検出器の校正方法を改善するなど、試験方法の改善に努めている。本報では、HTTRのCV全体漏えい率試験について、漏えい率の評価方法,試験の実施体系及び実施手順等を中心に記述するとともに、これまでの試験経験を踏まえて、今後、さらに効率的に試験を実施していくうえで有効と考えられる課題についてまとめている。

論文

シビアアクシデントに関する熱流動研究の最近の動向

成合 英樹*; 杉山 憲一郎*; 片岡 勲*; 三島 嘉一郎*; 菊地 義弘*; 門出 政則*; 杉本 純; 山野 憲洋; 日高 昭秀; 長坂 秀雄*; et al.

日本原子力学会誌, 39(9), p.739 - 752, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:8.11(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント時の熱流動は、冷却材喪失事故(LOCA)などに見られる蒸気・水二相流現象に比べ、炉心の大幅な損傷や溶融が伴うことから、溶融炉心と冷却材の相互作用、溶融炉心とコンクリートの反応、水蒸気雰囲気中での核分裂生成物(FP,Fission Product)ガスやエアロゾル、可燃性ガス(水素)の一次系や格納容器内での挙動など、一般に多成分・多相流が関与するとともに、現象として極めて複雑・多様であることに大きな特徴がある。本稿では、重要なシビアアクシデント過程、及び主要な熱流動挙動について概説するとともに、圧力容器内の蒸気爆発、格納容器内の蒸気爆発、エアロゾル挙動、及び解析コードについて、熱流動の観点から詳述している。

口頭

高レベル放射性廃液ガラス固化体の高品質・減容化のための白金族元素高収着能を有するシアノ基架橋型配位高分子材料の開発,10; フェロシアン化アルミニウムの白金族元素に対する収着性能評価

三島 理愛; 立岡 壮太郎*; 稲葉 優介*; 針貝 美樹*; 松村 達郎; 渡邊 真太*; 尾上 順*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

no journal, , 

日本では高レベル放射性廃液(HLLW)をガラス固化し地下深部に最終処分する方針であるが、ガラス固化処理中に発生する、HLLW中の白金族元素の析出とMoのイエローフェーズ形成が問題になっており、さらにそれら解決のための洗浄運転による発生ガラス固化体量と必要な最終処分場面積の増大も問題となる。本研究では吸着材としてフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目し、AlHCFの各種金属イオンに対する吸着挙動を解明し溶出と吸着の関係を理解することを目的に、AlHCFの合成と処理条件による吸着性能への影響と、金属イオンの吸着とAlHCFの溶出との関係を調査した。合成したAlHCFは模擬HLLWにおいて白金族元素とMoに対し吸着性能を示すことが分かった。各元素に対する吸着機構を調べるためPd単成分溶液での吸着試験を行った結果、Pd吸着過程で溶出したFeとAlの元素比は1:4となり、本来のAlHCF内のFeとAlの元素比3:4と異なることから、Pdの吸着だけでなく再吸着と安定化のメカニズムの存在が示唆された。

口頭

次世代核燃料サイクルの再処理工程におけるフェロシアン化アルミニウムを用いたPGM、Mo分離の導入による高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減に関する研究

三島 理愛; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 中瀬 正彦*

no journal, , 

高レベル放射性廃液(HLLW)に含まれる白金族元素(PGM; Ru、Rh、Pd)とMoはガラス溶融炉の運転安定性低下、ガラス固化体の品質低下、ガラス固化体発生本数および処分場面積の増大の原因となる。今後の高燃焼度燃料やMOX燃料の再処理においてよりPGM、Moが多く含まれるHLLWの発生が予測されており、PGM、Mo分離技術が必要となる可能性がある。そこで本研究ではバックエンドプロセス合理化を目的とし、PGM、Moを選択的に除去するための収着材として、シアノ基架橋型配位高分子材料であるフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目した。再処理工程への適用を見据え、AlHCFによる模擬HLLWの収着実験データを取得し、その実験データを反映して再処理プロセス計算、NMB4.0を用いた発熱・伝熱計算を実施して処分場負荷低減効果を定量的に評価した。プロセス諸量評価の結果からAlHCFが有効に処分負荷低減に寄与するAlHCF使用条件を明らかにした。AlHCF利用とプロセス合理化により、ガラス固化体発生本数は最大で1/5程度に削減でき、処分場面積は約4%の大きさに低減可能となる見込みが示された。

口頭

Adsorption study on PGM elements by AlHCF from nitric acid solution

三島 理愛; 立岡 壮太郎*; 稲葉 優介*; 針貝 美樹*; 松村 達郎; 渡邊 真太*; 尾上 順*; 中瀬 正彦*; 竹下 健二*

no journal, , 

日本では高レベル放射性廃液(HLLW)をガラス固化し地下深部に最終処分する方針であるが、ガラス固化処理中に発生する、HLLW中の白金族元素の析出とMoのイエローフェーズ形成が問題になっており、さらにそれら解決のための洗浄運転による発生ガラス固化体量と必要な最終処分場面積の増大も問題となる。本研究では吸着材としてフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目し、AlHCFの各種金属イオンに対する吸着挙動を解明し溶出と吸着の関係を理解することを目的に、AlHCFの合成と処理条件による吸着性能への影響と、金属イオンの吸着とAlHCFの溶出との関係を調査した。合成したAlHCFは模擬HLLWにおいて白金族元素とMoに対し吸着性能を示すことが分かった。各元素に対する吸着機構を調べるためPd単成分溶液での吸着試験を行った結果、Pd吸着過程で溶出したFeとAlの元素比は1:4となり、本来のAlHCF内のFeとAlの元素比3:4と異なることから、Pdの吸着だけでなく再吸着と安定化のメカニズムの存在が示唆された。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験

三島 理愛; 柴田 裕樹; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の燃焼により生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物に関する知見を得るため、単相固溶体型MA窒化物燃料の模擬物質であるGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を実施した。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPd金属を混合成型し、Ar気流中1323Kで加熱して得られた反応後試料について、SEM-EDS測定より、Gd, Zr, Pdからなる反応生成物と、未反応で残存したGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$Nが確認された。XRD測定結果より、試料は未反応のGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$N,ZrN、及びGdPd$$_{3}$$と同じ結晶系で格子定数が小さい物質(a=0.40212 $$pm$$ 0.00004nm)からなることがわかった。これらの結果から、1323KでのGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの反応によって立方晶系(AuCu$$_{3}$$型)のGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$が生成することが示された。また、生成したGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$中のGdとZrのモル比はおよそ1:2で、反応前の窒化物固溶体中と比べてZrの比率が小さいことから、本実験条件ではZrよりもGdの方がPdと金属間化合物を生成しやすいことが示唆された。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験,2; 生成物組成の反応温度依存性

三島 理愛; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材としたMA核変換用窒化物燃料の燃焼で生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物の研究は、この燃料の再処理方法を検討する上で重要である。われわれはこれまでに、アクチノイド模擬物質Gdを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験(1323K)において立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$ (x=0.4)が生成することを報告した。一方でDy$$_{0.3}$$Zr$$_{0.7}$$NとMo-Ru-Rh-Pd合金の高温反応試験(1623K)ではZrを含まないDyPd$$_{3}$$が生成したという報告がある。本研究では生成物組成の反応温度依存性についての知見を得るため、Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を1418-1623Kにおいて行った。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdをモル比4:3.1で混合成型しAr気流中で加熱した試料のXRD及びSEM-EDS測定結果から、(1)本温度範囲においても立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$が生成し、(2)反応温度の上昇に伴いGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$のGd比は増加して1623Kでx=0.6となることがわかった。

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