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北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; 荻野 英樹; Haquet, J.-F.*; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Piluso, P.*; 鷲谷 忠博
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.217 - 220, 2018/11
Characterization of the fuel debris is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this study, the VULCANO MCCI test, VBS-U4, was selected as 1F similar conditions and the characteristics of the samples were examined. In the molten pool sample, the round-edged corium-rich oxides region, with diameters of 1-10 mm, is surrounded by a concrete-rich oxide region. It shows convection of the molten pool. Other samples also show the features of the MCCI progression. The main chemical forms of the samples are SiO
, (U,Zr)O, Fe and so on. The microstructure of the samples is heterogeneous structure composed of these phases. The difference in Vickers hardness between the metallic phases and the oxide phases is a distinctive characteristic. It can be noted that the heterogeneous distribution of metallic phases in 1F MCCI products interrupt with the removal operation such as by damaging the core-boring bit.
北垣 徹; 矢野 公彦; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Materials, 486, p.206 - 215, 2017/04
被引用回数：36 パーセンタイル：94.60(Materials Science, Multidisciplinary)The solidification phases of molten core-concrete under the estimated molten core-concrete interaction (MCCI) conditions in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 1 were predicted using the thermodynamic equilibrium calculation tool in order to contribute toward the 1F decommissioning work and to understand the accident progression via the analytical results for the 1F MCCI products. We showed that most of the U and Zr in the molten core-concrete forms (U,Zr)O and (Zr,U)SiO
, and the formation of other phases with these elements is limited. However, the formation of (Zr,U)SiO requires a relatively long time. Therefore, the formation of (Zr,U)SiO is limited under quenching conditions. The solidification phenomenon of the crust under quenching conditions and that of the molten pool under thermodynamic equilibrium conditions in the 1F MCCI progression are discussed.
駒 義和; 荻野 英樹; 坂本 淳志; 中林 弘樹; 柴田 淳広; 中原 将海; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12
Development on reprocessing technologies for FBR spent fuel including chemical flowsheet and centrifugal contactor was conducted. The flowsheet is based on single cycle extraction without Pu partitioning and products purification cycles, and confirmed that high recovery of U, Pu and Np as well as moderate decontamination of fission products. Durable contactor with magnetic bearings have established by tests of 4 years - continuous operation and of irradiation which dose corresponded to 10 years use. A design study showed a sketch of a future FBR fuel reprocessing plant.
荒井 陽一; 荻野 英樹; 竹内 正行; 加瀬 健; 中島 靖雄
Proceedings in Radiochemistry, 1(1), p.71 - 74, 2011/09
本研究では、活性アルミナを用いた溶媒洗浄法について調査した。劣化させた30%TBP/
-ドデカンのサンプルは
線照射(1.6MGy)により調製した。劣化物はガスクロマトグラフ質量分析により定性分析を実施した。このサンプルを活性アルミナと接触させ、3M HNO
との相分離試験によって溶媒劣化物の除去による洗浄効果について検討した。相分離試験は、分液ロート内に両相を加えて振とうし、分散相が界面から消失することにより行った。分析の結果、劣化物としてヘキサン,長鎖アルコール類等が生成することを確認し、また、活性アルミナとの接触により、TBP/-ドデカンの劣化物の約70%が除去され、相分離特性が改善することを確認した。
竹内 正行; 荻野 英樹; 中林 弘樹; 荒井 陽一; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 中島 靖雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(3), p.217 - 225, 2009/03
被引用回数：12 パーセンタイル：60.62(Nuclear Science & Technology)Japan Atomic Energy Agency has been developing centrifugal contactors for solvent extraction to apply to next generation reprocessing plant. We evaluated the extraction and stripping performances of engineering-scale centrifugal contactors cascade system by uranyl nitrate solution on 10 kg/h flowsheet. As results, the uranium concentration profiles from extraction and stripping tests were fairly consistent with ideal distribution equilibrium calculated by MIXSET-X code. The stage efficiencies for uranium extraction and stripping were quite high. It was estimated as nearly 100% for extraction and 97
98% for stripping. The contactors cascade system gave rapid equilibrium of distribution, and uranium concentration profiles became stable in 10 minutes on both extraction and stripping sections. No overflow and entrainment were observed under regular operation during extraction and stripping tests. From mal-operation test with the motor stop of one stage on contactors cascade system, it can keep running without emergency shutdown by the preparation of at least two spare stages.
岡村 信生; 竹内 正行; 荻野 英樹; 加瀬 健; 小泉 務
Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1070 - 1075, 2007/09
JAEAでは、20年に渡り遠心抽出器の開発を実施してきた。RETFに導入する第1世代遠心抽出器の開発は、10年前に終了している。現在は、実プラントへ適用するために、より高信頼性を有する遠心抽出器の開発を実施している。この第2世代遠心抽出器開発では、長寿命化,機械的信頼性が重要となる。本発表は、機械的信頼性の向上を目的とした転がり軸受けと磁気軸受けという2種類の駆動系の耐久試験結果について報告するものである。
鷲谷 忠博; 竹内 正行; 荻野 英樹; 青瀬 晋一
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究では、再処理システムの候補技術の1つに湿式再処理技術が挙げられその抽出工程機器に遠心抽出器の適用が想定されている。サイクル機構では溶媒劣化の軽減、機器稼働率の向上、機器配置のコンパクト化、臨界安全の優位性等の観点から、1980年代より遠心抽出器を開発してきた。これまでに単機開発をほぼ終了し抽出性能、流動性能、オーバーフロー及びエントレイメントの発生等の基礎特性を把握し、。また、高寿命化の検討として、耐久性試験を実施し硝酸ミスト対策の実施及び機器寿命の推定、高耐久性の磁気軸受型機の開発等を実施してきた。また、工学規模の遠心抽出器を用いた試験設備を整備しウラン試験を実施中である。本報では、サイクル機構における遠心抽出器の開発概要を報告する。
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：85.09(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)
鷲谷 忠博; 荻野 英樹; 竹内 正行; 菅沼 隆; 青瀬 晋一
サイクル機構技報, (21), p.23 - 32, 2003/00
高速炉使用済燃料の湿式再処理技術への適用を目指し、1985年より開発を行っている遠心抽出機の開発について、これ迄の開発の概要をまとめた。本報では過去の開発経緯に加えて、近年の遠心抽出器の耐久性評価、システム試験の結果等についても記載を行った。
星野 貴紀; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 加瀬 健; 中島 靖雄
no journal, ,
原子力機構では、遠心抽出器の開発を進めている。本報告では、小規模試験をターゲットとした小型遠心抽出器(ロータ内径13mm)の設計をし、その性能とロータ設計方法の検証のため実施した流動性能評価試験について報告する。
安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 坂内 信行; 星 真之; 荻野 英樹; 青瀬 晋一
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故の汚染水処理によって発生した廃スラッジを一時保管する貯槽材料(炭素鋼)の耐食性評価の一環として、静置系でスラッジとの接触や放射線等の因子を考慮した腐食試験等を実施した。その結果、いずれの条件においても腐食速度は0.1mm/y程度であり、局部腐食を含む顕著な腐食の進行は認められなかった。
星野 貴紀; 佐藤 隆志; 佐野 雄一; 荻野 英樹; 青瀬 晋一
no journal, ,
照射済燃料の溶解挙動に影響を及ぼす種々の因子の一つと考えられる溶解槽内の物質移動速度について評価を行った。具体的には、水-炭酸水素ナトリウム系において小規模(1kg/h, 4kg/h規模)の回転ドラム型連続溶解装置を用いた揺動効果の確認試験を実施した。本系における物質移動係数は、10kg/h超の同装置と同様に、ドラム半径と揺動速度により定量的に整理できることを確認した。
荒井 陽一; 荻野 英樹; 小野瀬 努*; 星野 貴紀; 加瀬 健; 中島 靖雄
no journal, ,
遠心抽出器のシャットダウン運転の一つとして、溶媒フラッシュアウト運転を予定している。溶媒フラッシュアウト運転とは、放射線による溶媒劣化を避けるため、溶媒を工程内から排除する操作である。本報告では、抽出器単段による溶媒フラッシュアウト試験を実施し、運転条件に関する調査を実施した。また、その結果をもとに、抽出器12段による工学規模試験を実施し、単段試験の結果と同等であることを確認した。
荻野 英樹; 荒井 陽一; 竹内 正行; 加瀬 健; 小泉 務
no journal, ,
PUREX再処理工程における2次溶媒洗浄技術として、活性アルミナの適用性を検討している。本研究では、n-ドデカンの劣化物をGC-MSによる定性分析により同定し、同定した劣化物から、相分離時間に影響を与える劣化物を推定した。
轟 慧*; 三角 隆太*; 仁志 和彦*; 上ノ山 周*; 平野 弘康; 荻野 英樹; 佐野 雄一; 坂本 淳志
no journal, ,
Particle Image Velocimetry(PIV)を用いて混合部内の流速分布を測定し、ロータ回転数や供給流量が流動状態に及ぼす影響を検討するとともに、装置スケールの影響についても検討した。ロータ回転数や供給流量の変化に伴う混合部の状態の変化は、装置スケールの違いによらず、同様の傾向を示すことを確認した。また、混合部の状態の変化は、供給流量等を無次元化したもので整理できることが明らかとなった。低回転数の場合においては、混合部は槽底からロータまで液が浸った状態にあり、このとき、無次元化した流速が回転数に比例することを確認した。
駒 義和; 柴田 淳広; 中原 将海; 荻野 英樹; 荒井 陽一; 大西 宏行*; 中島 靖雄; 平野 弘康; 鷲谷 忠博
no journal, ,
FBR使用済燃料の再処理技術に関し、U, Pu及びNpを共回収する溶媒抽出法の開発成果を概観する。低除染燃料が許容されることを前提として簡素化した化学プロセス,設備の稼働時間を長くできPuインベントリが小さい遠心抽出器の開発に取り組んだ。
佐野 雄一; 荻野 英樹; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝
no journal, ,
原子力機構では、FaCTプロジェクトの一環として、U-Pu-Np共回収に関する溶媒抽出技術開発を進めている。プロセス開発においては、適切なフローシート条件の設定によりU-Pu-Npの共抽出及び共逆抽出が可能であることを確認した。機器開発においては、工学規模の遠心抽出器を用いた試験において十分な抽出及び逆抽出性能を得た。また、磁気軸受を採用した遠心抽出器の高い耐久性を確認した。
國井 佳奈子*; 三角 隆太*; 仁志 和彦*; 上ノ山 周*; 平野 弘康; 荻野 英樹; 佐野 雄一
no journal, ,
Particle Image Velocimetry(PIV)を用いて混合部内の流速分布を測定し、ロータ回転数や供給流量が流動状態に及ぼす影響について検討した。低回転数の場合は槽底からロータ下部まで液に浸かった状態にあり、槽底近傍の液流速は供給流量にほぼ比例することを確認した。高回転数の場合、液は固定羽根近傍とロータ下部近傍の2領域に分かれて存在し、槽底近傍の液流速は供給流量に比例しないことが明らかとなった。
荒井 陽一; 藤咲 和彦*; 小泉 聡*; 荻野 英樹; 平野 弘康
no journal, ,
原子力機構では「高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCT)」の一環として、装置寿命の飛躍的向上が期待できる磁気軸受型遠心抽出器の開発を進めてきているが、磁気軸受は非接触であるため、停止原因,寿命等を予想するのが非常に難しい。そのため、これまでに約5000時間の連続運転試験,放射線等の環境因子の影響試験を実施し、停止原因等を調査してきた。本試験では、運転及び停止状況から停止時期を推測するためのモニタリングデータ,耐久性を向上させる改良点等を取得することを目的に、実機に近い運転した状態での線照射試験を実施するとともに、さらに運転時間を累積した長期連続運転を実施した。
荻野 英樹; 竹内 正行; 荒井 陽一; 岡村 信生; 鷲谷 忠博; 加瀬 健; 小泉 務
no journal, ,
遠心抽出器は、高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII最終報告書の中で、先進湿式法の簡素化溶媒抽出を実現する抽出器として選定されている。本報告では、核燃料サイクル工学研究所応用試験棟にて、ウラン試験により評価した遠心抽出器の流動性能及び抽出性能(逆抽出,溶媒洗浄含む)について報告する。具体的には、流動性能の観点から設計どおりの運転領域が得られるか確認した試験結果の報告と、抽出性能等を含めた総合的に性能把握するために製作した遠心抽出器システム試験装置(ACT)を使った試験結果の報告をするものである。
