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大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
岡野 正紀; 秋山 和樹; 田口 克也; 永里 良彦; 大森 栄一
デコミッショニング技報, (57), p.53 - 64, 2018/03
東海再処理施設は1971年6月に建設が開始され、使用済燃料を用いたホット試験を1977年9月に開始した。電気事業者との再処理役務契約を無事完遂した。それ以来2007年5月までの約30年間にわたり約1,140トンの使用済燃料を再処理した。東海再処理施設については、2014年9月の「日本原子力研究開発機構改革報告書」において、費用対効果を勘案して廃止措置へ移行する方針を示した。これらを踏まえ、2017年6月に東海再処理施設の廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出した。本廃止措置計画では、廃止措置の進め方、リスク低減の取組み、廃止措置の実施区分等を含む廃止措置の基本方針、使用済燃料と放射性廃棄物の管理、廃止措置に要する資金、廃止措置の工程を定めている。そのうち、廃止措置工程として、約30施設の管理区域解除までの計画を取りまとめ、約70年の期間が必要となることを示している。
中原 将海; 鍛治 直也; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 竹内 正行; 岡野 正紀; 久野 剛彦
Journal of Chemical Engineering of Japan, 46(1), p.56 - 62, 2013/01
被引用回数：1 パーセンタイル：6.29(Engineering, Chemical)U晶析工程においてCs
Pu(NO
)
の生成挙動に及ぼすHNO濃度の依存性を調べた。硝酸ウラニル溶液に対するCsPu(NO)の溶解度は、HNO濃度が高くなるほど低下する傾向を示した。照射済高速炉燃料溶解液を用いた晶析実験では母液のHNO濃度が6.5mol/dm
の条件において、CsPu(NO)が析出し、硝酸ウラニル六水和物結晶に対するCsの除染係数は低下した。一方、母液のHNO濃度が4.0mol/dmのときは、CsPu(NO)が生成せず、硝酸ウラニル六水和物結晶とCsが良好に分離できることを示した。
Sr及び
Srの分析浅井 志保; 岡野 正紀; 亀尾 裕
放射化学ニュース, (25), p.25 - 28, 2012/03
東京電力福島第一原子力発電所(以下、「福島第一原発」と略す)の事故によって多量の放射性物質が原子炉から放出され、大きな問題となっている。放出された放射性物質のうち、
I, 
Cs、及び
Csについては、数多くのモニタリングデータが蓄積され、汚染の程度や範囲の評価などに利用されている。しかしながら、原子炉内で多量に生成する核種であるSr及びSrについては、事故後に公開されたモニタリングデータ数がCs等に比べて極端に少なく、2011年8月現在で数件程度に留まっている。このことは、ストロンチウムがセシウムに比べて飛散しにくい元素であることも関係するが、Sr及びSrの分析に長時間を要することが大きな要因となっている。本稿では、Sr及びSrの分析に関連する放射化学的性質について解説するとともに、福島第一原発1
4号機のタービン建屋内たまり水を試料として実際に行ったSr及びSr分析の概要と結果について紹介する。
中原 将海; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 竹内 正行; 岡野 正紀; 久野 剛彦
Procedia Chemistry, 7, p.282 - 287, 2012/00
被引用回数：1 パーセンタイル：56.47(Chemistry, Analytical)Uの冷却晶析法において生成するCsPu(NO)を除去するため、CsPu(NO)の硝酸ウラニル溶液に対する溶解度測定試験と照射済高速中性子炉燃料溶解液を用いた晶析試験を実施した。温度が低下するに従い、CsPu(NO)の溶解度は減少した。晶析試験では、原料液のCs濃度が高いほどCsPu(NO)の生成が促進し、Cs及びPuの除染係数が低下する傾向を示した。晶析工程におけるCsPu(NO)の生成挙動について基礎データを取得した。
岡野 正紀; 實方 秀*; 久野 剛彦; 山田 敬二
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
Isotopic compositions of fission products in spent nuclear fuel were a valuable data for the storage of spent fuel and the research and development of treatment/disposal of radioactive waste. The amount of neodymium-148 in spent nuclear fuel is reliable indication for evaluation of irradiation history. The isotopic compositions of samarium and gadolinium in high radioactive wastes are referred to the evaluation of environmental impact in geological repositories. However, pretreatment of analysis must be done with complicated chemical separation such as solvent extraction and ion exchange. The enough measurement data of isotopic compositions of lanthanides compared with actinides in spent fuel reprocessing process has not been obtained. In this study, rapid and high sensitive analytical technique based on high-performance liquid chromatography (HPLC) with inductively coupled plasma mass spectrometry (ICP-MS) has been developed for the measurement of isotopic compositions of lanthanides in spent fuel reprocessing solutions. HPLC and ICP-MS measurement systems were customized in glove-box for the applied to the radioactive solutions. As real samples, isotopic compositions of lanthanides in high radioactive liquid wastes of the Tokai Reprocessing Plant were measured.
岡野 正紀; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
東海再処理施設において、使用済燃料の溶解工程で生成する不溶解物質は、溶解液への同伴を防ぐため、パルスフィルターで除去される。不溶解物質を保持した使用済みのパルスフィルターは、高放射性固体廃棄物として処分されるが、パルスフィルターに捕集された不溶解物質中のPuを定量することは、より正確な計量管理を実行するうえで重要である。現在、燃料の被覆管(ハル)及びガラス固化体中のPuの定量には、Cmから生ずる中性子線を計測し、サンプルの測定データ及び燃焼計算コードから求めたPuとCmの比(Pu/Cm比)から、間接的にPu量を評価する非破壊分析法が適用されており、パルスフィルター中のPu量測定にも同様の手法が検討されている。本研究では、中性子線測定による使用済みパルスフィルター中のPu定量手法の確立に必要な分析データを取得するため、使用済燃料溶解液中に含まれる不溶解物質を対象とし、硫酸水素アンモニウム融解法により不溶解物質を溶解した後、Puを固相抽出法により分離、Cmを溶媒抽出法により精製し、
スペクトロメトリによる定量を試みた。この結果、不溶解物質中のPu量とCm量は、それぞれ、数数十mg/g, 数十数百ng/gオーダーであった。
岡野 正紀; 久野 剛彦; 高橋 一朗*; 白水 秀知; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*; 山田 敬二; 酒井 敏雄
JAEA-Technology 2006-055, 38 Pages, 2006/12
JAEA-Technology-2006-055.pdf:3.33MB
使用済燃料のせん断及び溶解時に発生するオフガス成分の1つであるXeの同位体比は、おもに原子炉内での核反応の進行度に依存し、燃料の特性と相関を持つことが知られている。ロスアラモス研究所では、再処理施設から大気中に放出されたオフガス中のXe同位体比を測定することにより、燃料特性(炉型,燃焼度,核種組成等)に関する情報を算出できる解析コード(NOVA)を開発してきた。Xe同位体比測定とNOVAにより、処理した使用済燃料の炉型,燃焼度及びPu量を評価する技術が確立できれば、再処理施設の遠隔監視等が可能となり、保障措置技術の一つのオプションとして期待できる。しかしながら、再処理工程内のオフガス中のXe同位体比の実測データによるNOVAの検証はなされていない。本件では、東海再処理施設の溶解オフガス中のXe同位体比を測定し、NOVAを用いて、使用済燃料の燃焼度及びPu量の評価手法としての可能性を確認した。この結果、BWR燃料であることが推定され、発電所側から示された燃焼度と-3.8%7.1%で一致した。Pu量は、燃焼度からORIGENコードを用いて計算した値と-0.9%4.7%の差で一致した。
久野 剛彦; 中村 芳信; 岡野 正紀; 佐藤 宗一; 綿引 優
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 3 Pages, 2005/10
再処理施設の高放射性廃液(HALW)中の不溶解性物質の組成については、長期間貯蔵されたHALWの実測データがほとんど得られていないことから、東海再処理工場のHALW貯蔵工程中の不溶解性物質の組成調査を行った。調査では、比較検討のため、貯蔵期間の異なるHALW2貯槽とHALW蒸発缶の3種類の試料を採取し、ろ過により不溶解性物質とろ液に分離後、不溶解性物質の重量測定及び不溶解性物質とろ液中のFP元素、U、Pu分析を実施した。得られた結果から、HALWの不溶解性物質及びろ液中の元素組成を把握するとともに、既報等からの知見を参照に不溶解性物質の化学形態を推定した。
岡野 正紀; 久野 剛彦; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*
46th Annual Meeting of the INMM, 0 Pages, 2005/07
再処理施設におけるプルトニウム量及び燃焼度評価技術として、オフガス中のキセノン同位体比相関法を検討した。今回は東海再処理施設の溶解オフガスを対象とし、プルトニウム量及び燃焼度との相関、計算値との比較を行い、本法の適用性を検討した。
岡野 正紀; 久野 剛彦; 高橋 一朗*; Charlton, W. S.*; Wells, C. A.*; Hemberger, P. H.*
46th Annual Meeting of the INMM, 0 Pages, 2005/07
再処理施設における使用済燃料中のプルトニウム量及び燃焼度をオフガス中のキセノン同位体組成比との相関から求める測定技術を検討した。東海再処理施設にてBWR使用済燃料処理時の溶解オフガス(6サンプル)を採取し、ガスクロマトグラフ質量分析計でキセノン同位体組成を求めた後、ロスアラモス国立研究所で開発された解析コード(NOVA)を用いて使用済燃料中のプルトニウム量及び燃焼度を算出した。溶解オフガス中の3つのキセノン同位体組成比(
Xe/Xe,
Xe,
Xe/Xe)から評価した処理燃料の燃焼度は、申告された燃焼度と94%の信頼度で一致していた。一方、プルトニウム量については、申告値と-0.9%4.7%の差で一致した。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
久野 剛彦; 岡野 正紀; 佐藤 宗一; 根本 和弘*; 実方 秀*
44th Annual Meeting of the INMM, 60 Pages, 2003/00
None
飛田 健次; 西尾 敏; 西谷 健夫; 小関 隆久; 荒木 政則; 岡野 邦彦*; 日渡 良爾*; 小川 雄一*
no journal, ,
原型炉設計活動の最初の3年間はワークショップ形式で日欧間の意見交換を行う計画である。これまでにワークショップを2回開催し(第1回:2007年7月,第2回:2008年1月)、原型炉の定義,開発計画上の役割・要件などの基本的考え方,原型炉の物理及び炉工学の課題に関する意見交換を行った。ワークショップでの議論をとおし、特定の原型炉概念に依存しない物理・炉工学の共通設計課題として、(1)ダイバータ,(2)保守,(3)超伝導コイル,(4)電流駆動(定常運転)などが指摘された。ダイバータについては中性子重照射環境下で利用可能なF82H等の構造材料による高熱流除去、保守については工学的成立性があり高稼働率を見通しうる保守方式、超伝導コイルについては高磁場(16T)の必要性、電流駆動については電流分布制御性・効率を見据えた駆動方式の選定が中心的な課題である。
久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 五十嵐 万人*; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
再処理施設におけるウラン(IV), (VI)及び酸濃度のインライン方式による分析技術開発として、光ファイバーで分光光度計に接続した液浸型分光プローブによる再処理工程内ウラン溶液(U濃度: 200g/L;, 酸濃度0.25mol/Lの吸光スペクトルを測定し、ウランの吸収波長におけるピーク高さと酸濃度による吸光スペクトル形状の変化から、ウラン(IV), (VI)及び酸濃度の同時分析を試みた。
須貝 英司; 照沼 宏隆; 大谷 武久; 疋田 敬一; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 岡野 正紀; 林 晋一郎
no journal, ,
東海再処理工場の溶解槽で生じるスラッジのうち、高圧水洗浄で除去できない配管内のスラッジを溶解除去するために、溶解槽内から回収したスラッジの再溶解試験を行った。その結果、溶解槽スラッジはモリブデン酸ジルコニウムが主成分であり、再処理工程で通常使用されるNaOHとHNOを用いることにより、常温において約80%のスラッジを溶解可能であることがわかった。本試験結果より再処理工程で通常使用されるNaOHとHNOが溶解槽内の配管等に堆積したスラッジの除去に有効な対策となるものと考える。
鈴木 豊; 根本 弘和*; 五十嵐 万人*; 岡野 正紀; 久野 剛彦; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
PUREX再処理プロセスにおけるウラン,プルトニウム及び酸濃度の分析は、工程管理分析件数の約6割を占めている。これらの分析は、分離精製施設で採取された試料を、気送管により分析施設へ送った後、試薬添加,希釈,定容等の前処理を経て行うこととなり、測定終了までに約1時間を要することから、リアルタイムな工程管理データを取得することが困難である。このため、再処理プロセス中のウラン、プルトニウム及び酸の分析をインライン化することにより、分析データ採取の迅速化,分析設備の簡素化,分析作業の省力化,作業員の被ばくの低減及び分析廃液の削減が期待できる。本研究では、再処理プロセスへのインライン分析を目的に、検出器に小型の分光プローブを用いた分光光度法による、硝酸溶液中の酸及びウラン(IV), (VI)の同時分析を試みた。
鈴木 豊; 久野 剛彦; 根本 弘和*; 岡野 正紀; 後藤 雄一; 五十嵐 万人*; 清水 靖之; 須田 静香; 山田 敬二; 綿引 優
no journal, ,
東海再処理施設では、使用済燃料集合体の端末(エンドピース)及び燃料被覆管のせん断片(ハル)に移行するPuを定量するため、ハルモニタによる非破壊測定のフィールド試験を行っている。ハルモニタは、中性子計測法により測定したキュリウム244量とORIGEN計算コードにより求めた当該使用済燃料のPu/キュリウム244比から、使用済燃料のハルに移行するPu量を間接的に求めている。このため、ハル中のPu及びキュリウム244量を破壊分析により測定し、ハル中のPu/キュリウム244比を求め、ハルモニタとの比較分析を行うことで、ハルモニタの信頼性の評価が可能となる。また、保障措置分析の観点から、ハル中のPu, Uの定量分析が求められている。本研究では、新型転換炉「ふげん」MOX燃料及びUO燃料のハルピース中のPu, Cm, U量を破壊分析により測定した。
久野 剛彦; 岡野 正紀; 舛井 健司; 鈴木 豊; 山田 敬二; 綿引 優; 檜山 敏明
no journal, ,
先進的な核物質検認に有効となる、ピューレックス再処理プロセスのリモート監視技術の開発として、運転管理パラメーターであるウラン,プルトニウム,酸の測定をインライン方式で行う2種類の分析技術、(1)微分パルスボルタンメトリーに音速度法又は導電率法を組合せたもの、(2)分光プローブ法、を東海再処理工場で試みた。両手法とも、小型のセンサーを直接溶液に浸漬させるだけで測定が可能であり、シンプルな装置構成・操作で分析を行える。微分パルスボルタンメトリーは、ウラン1200gL
、プルトニウム120gLの範囲でピーク電流値と濃度に直線性が認められた。音速度法及び導電率法による酸分析は、それぞれ16M, 3M以下の範囲に対して適用可能であった。分光プローブ法によるウラン定量の適用範囲は、ボルタンメトリーと同等となった。なお、8gL以上のウランの吸収ピーク比は、0.2Mから5M酸濃度と相関関係を有しており、ウランの吸収ピーク比から酸濃度が求められる。これらインライン分析手法の精度は、相対標準偏差として5%程度であった。
岡野 正紀; 後藤 雄一; 實方 秀*; 根本 弘和*; 久野 剛彦; 山田 敬二
no journal, ,
再処理プロセス液中に含まれるテクネチウム(
Tc)は、抽出工程において還元剤であるヒドラジンの酸化に寄与し、ウラン(U)及びプルトニウム(Pu)の分配効率に影響を及ぼすことから、分配挙動の把握が必要な核種である。また、長半減期の
核種であり、高放射性廃棄物の処理・処分の安全評価において、重要な評価対象核種である。このため、U, Pu及び核分裂生成物(FPs)を含む再処理プロセス液中の微量なTcの迅速かつ高感度な分析法の確立が求められている。これまで、再処理プロセス液中のTc分析は、希釈又はイオン交換等でTcを分離し、誘導結合プラズマ発光分光分析法(ICP-AES)又は液体シンチレーション計数法(LSC)により測定していた。しかし、多くの共存元素を含む廃液中のICP-AESによるTc分析では、試料を希釈するため感度不足が生じていた。また、LSCでは、有機溶媒を使用するため、U, Puを含む試料の廃液が発生していた。近年、環境試料中の極微量のTc定量に高感度な誘導結合プラズマ質量分析法(ICP-MS)が用いられている。本研究では、再処理プロセス液中のTcを固相抽出により分離し、ICP-MSで定量する方法を試みた。
