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荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09
被引用回数：1 パーセンタイル：41.04(Instruments & Instrumentation)Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K
line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。
正木 信男*; 加藤 亨二*; 山本 智彦; 宮川 高行*; 藤田 聡*; 岡村 茂樹*
日本建築学会技術報告集, 28(68), p.81 - 84, 2022/02
高速炉等の新型炉では機器の耐震性を確保するため、厚肉積層ゴムの採用が検討されているが、厚肉積層ゴムのもつ柔らかな上下剛性は、経年によるゴム物性の変化とクリープに大きく影響されると考える。われわれはゴム物性の変化を考慮できるクリープ評価方法を検討しているが、参照すべき実大かつ実環境下の長期クリープ特性がない。本報告では、厚肉積層ゴムの新たなクリープ評価方法を検討するための第1段階として、この形式の初めての建物である1966年に竣工した厚肉積層ゴム支持の英国防振建物の測定データを集約し厚肉積層ゴムの約47年間のクリープ特性推定の試みについて述べる。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 江夏 昌志*
QST-M-29; QST Takasaki Annual Report 2019, P. 72, 2021/03
放射性廃棄物の減容化及び有害度低減に、使用済燃料再処理で発生する高レベル放射性廃液から長寿命のマイナーアクチノイドを分離回収する固相分離技術の開発を行っている。特に、大粒径の吸着材をカラム充填することで、分離性能を維持しつつ、分離操作の安全性向上を目指した低圧損抽出クロマトグラフィを進めている。本研究では、HONTA含浸吸着材を0.01M硝酸溶液に浸漬し、
線照射によるHONTAの劣化挙動を調査した。吸収線量0.51MGyの場合では劣化物が2種類であったが、吸収線量の増加によって、e.g. 2.09MGy、劣化物の種類が5種類となった。このうち、2種類は溶媒抽出では見られておらず、抽出クロマトグラフィに特有の劣化物であることが示唆された。今後、硝酸や水が関与する抽出剤の劣化機構を明らかにする。
仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10
被引用回数：2 パーセンタイル：19.49(Nuclear Science & Technology)Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al
O
, SiO, ZrO, UO and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000
C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.
北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07
Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.
深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 廣谷 勉*; 森泉 瑛里子*; 櫻井 祐*; 正木 信男*
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 10 Pages, 2016/07
ナトリウム冷却型高速炉で用いられる免震用厚肉積層ゴムの終局特性を1/2スケールモデルを用い取得した。厚肉積層ゴムの基礎復元特性は、既に取得されており、本検討では、ばらつき分布を含む復元特性及び終局特性に着目した試験を実施した。その結果、剛性と減衰率及び破断ひずみに関するデータが取得できた。
深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 山本 智彦; 川崎 信史; 杣木 孝裕*; 櫻井 祐*; 正木 信男*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 10 Pages, 2015/07
Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。この積層ゴムの水平及び上下方向の剛性及び減衰定数を把握するために、直径800mmのハーフスケールの積層ゴムを用いて、水平方向の線形限界や上下方向の降伏応力を上回る範囲で試験を実施することとし、その結果と考察を報告する。
山本 智彦; 川崎 信史; 深沢 剛司*; 岡村 茂樹*; 杣木 孝裕*; 鮫島 祐介*; 正木 信男*
Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07
Na冷却高速炉は薄肉構造であり地震力を低減するために、免震システムを採用している。SFRに適用する免震装置は、ゴム層を厚くした積層ゴムが用いられている。過去、1/8縮尺モデルで基本的な特性試験を実施しており、今回はハーフスケールの装置を用いた力学特性試験と熱劣化特性試験の計画について報告する。
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 岡村 信生; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05
The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing the centrifugal contactor for spent fuel reprocessing. In this study, we investigated the sludge behavior in centrifugal contactors at three different scales. The operational conditions (the flow rate and rotor speed) were varied. Most insoluble particles such as sludge remained in the rotor via centrifugal force. The capture ratio of sludge in the contactor was measured as a function of particle size at various flow rates, rotor speeds, and contactor scales. The sludge adhered and accumulated inside the rotor as the operational time increased, and the operational conditions influenced the capture ratio of the sludge; a lower flow rate and higher rotor speed increased the capture ratio. The results confirmed that Stokes' law can be applied to estimate the experimental result on the behavior of the capture ratio for centrifugal contactors with different scales.
星野 貴紀; 北垣 徹; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 浩史*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
In the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F), safe and steady defueling work is requested. Before the defueling in 1F, it is necessary to evaluate fuel debris for properties related to the defueling procedure and technology. It is speculated that uranium and zirconium oxide solid solution is one of the major materials of fuel debris in 1F, according to TMI-2 accident experience and the results of past severe accident studies. In this report, mechanical properties of uranium and zirconium oxide solid solution evaluated in the ZrO content range from 10% to 65%.
小藤 博英; 岡村 信生; 水口 浩司*; 明珍 宗孝
Journal of Nuclear Science and Technology, 45(9), p.942 - 950, 2008/09
被引用回数：2 パーセンタイル：16.65(Nuclear Science & Technology)酸化物電解法乾式再処理技術のMOX共析工程におけるパルス電解法の適用性を、U, Pu,模擬FP及びCPを用いた実験により評価した。実験により不純物やパルス波形が析出物に与える影響が明らかになった。特に電流を停止している間の析出物の溶解挙動が重要である。結果として、MOX中のPu富化度を向上させる波形が確認され、さらに析出物組成が均質化することが明らかとなった。これらの電解挙動を定性的にモデル化して検討を行った。
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。
岡村 信生; 小泉 健治; 鷲谷 忠博; 青瀬 晋一
Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 0 Pages, 2005/05
None
岡村 信生; 戸澤 克弘; 佐藤 浩司
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 0 Pages, 2003/00
主工程においてプラント内物質移送を配管ではなくマテリアルハンドリングシステムに強く依存する乾式再処理プラントについて、プラント処理量の評価や,処理量への影響の大きい因子を摘出するための評価システムを開発した。当システムを用いることにより、詳細な機器図面、セル内配置が決定していない概念設計段階レベルのプラントにおいても、その運用性について評価することが可能となった。具体的には、酸化物電解法プラントに対して評価を実施した。
岡村 信生; 佐藤 浩司
サイクル機構技報, (14), p.1 - 10, 2002/03
主プロセスにおいて工程の変更や追加等が行われる余地の大きい乾式再処理システムにおいて、設計で必要となる物質収支データを速やかに評価するためにオブジェクト指向型ソフトを用いた物質収支評価コードの開発を行った。本評価コードはプロセスフローの組み換えが容易であることから、工程の変更等に対応するだけでなく、様々な乾式再処理システムに対して幅広く適用できるものである。更に本件では、これを用いて酸化物電解法プロセスの物質収支評価を実施した。
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
MA-Ln回収フローシートへの適用を念頭とした際の遠心抽出器の運転性能を評価し、所定の有機相/水相条件下での運転が可能であることを確認した。また、模擬廃液を用いた向流多段抽出試験を行い、一定の抽出性能及び除染性能が得られることを確認した。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、冠水状態で存在する燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
長谷川 健太; 宮崎 康典; 安倍 弘; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
従来のMA(III)分離のための抽出クロマトグラフィでは、平均粒子径約50
m,平均細孔径約0.05mの多孔質シリカ粒子を担体とした吸着材を利用してきた。この吸着材は十分な理論段数を有し、緻密なクロマト分離を可能とする一方で、充填層への送液は加圧によらなければならず、特別な安全対策等を必要とした。本研究では、液柱切断を用いた凍結乾燥による造粒法を採用し、従来よりも大きい粒子径、細孔径を有し、重力流によるクロマト分離が可能となる程度まで圧力損失を低下させた吸着材の造粒条件について検討した。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 竹内 正行
no journal, ,
MA回収技術として開発している抽出クロマトグラフィの安全性評価の一環として、充填相に用いるTEHDGA含浸吸着材の硝酸溶液への浸漬及び線照射によって生成する分解物を調査した。質量分析で難溶性分解物と水溶性分解物の分子構造をそれぞれ推定し、酸濃度が高いほど、劣化生成物が多様化することを明らかにした。今後の計画として、酸がTEHDGAの分解に及ぼす影響を評価するとともに、ラジカルの発生量と比較することで、放射線分解機構を明らかにする。
