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山下 直輝; 入澤 恵理子; 加藤 千明; 佐野 成人; 田上 進
JAEA-Technology 2022-035, 29 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-035.pdf:2.54MB
現行の商用再処理プラント(六ヶ所再処理工場)の処理工程で、最も腐食が厳しいステンレス鋼製機器が高レベル廃液濃縮缶である。高レベル廃液濃縮缶では、ウランやプルトニウムを分離した後の抽出廃液を加熱、濃縮して減容する。そのため、硝酸濃度やネプツニウム-237(
Np)等の腐食性金属イオン種の濃度が再処理工程の中で最も高くなり、腐食量が大きいと予想される。本研究では、腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学的観点から明らかにするため、原子力科学研究所廃棄物安全試験施設の気密コンクリートセル内にある伝熱面腐食試験装置を、ガンマ線照射下でNpを含む硝酸水溶液を使った電気化学測定が行えるように改良した。そして、ステンレス鋼表面で起こっている腐食反応に与えるガンマ線の影響を電気化学試験結果から考察した。その結果、ガンマ線の放射線分解により生成したと考えられる化学種に起因するステンレス鋼の自然浸漬電位の変化や、分極曲線の変化を確認した。
佐野 成人; 山下 直輝; 星野 一豊*; 塚田 学*; 澤口 迪弥*; 大竹 良徳; 市瀬 健一; 田上 進
JAEA-Technology 2022-034, 47 Pages, 2023/03
JAEA-Technology-2022-034.pdf:2.81MB
廃棄物安全試験施設(WASTEF)は、使用済軽水炉燃料等の再処理で発生する高レベル放射性廃棄物固化体の長期貯蔵とその後の地層処分に関する安全性評価のための実験施設として、昭和57年12月に運転を開始した歴史ある施設である。本施設は、コンクリートセル5基、鉛セル1基、グローブボックス6基、フード7基から構成され、ウラン、プルトニウムを含む核燃料物質、TRUを含む放射性同位元素を使用できる大型施設である。本施設では、研究部門から依頼された研究開発をホット材料試験課において実施している。また保安規定に基づく保守管理として、巡視・点検、自主検査等を併せて実施している。本報告書は、WASTEFの設備概要、令和3年度における運転、保守及び管理業務の結果及び今後の展望についてまとめたものである。
Sr標準溶液の滴下がSUS 316Lの腐食電位に及ぼす影響の検討青山 高士; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 佐野 成人; 山下 直輝; 上野 文義
材料と環境, 71(4), p.110 - 115, 2022/04
溶存Srが炭素鋼およびSUS 316Lステンレス鋼の腐食電位に及ぼす影響を調査した。人工海水中で腐食電位を測定しながら、Sr溶存溶液を人工海水に滴下した。溶液の滴下は2回に分けて行い、滴下した溶液の放射能がそれぞれ0.15MBqおよび1.5MBqとなるように調整した。その結果、Sr溶存溶液の滴下によって、炭素鋼の電位はほとんど変化しないがSUS316Lステンレス鋼の電位は上昇することが分かった。
入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人
材料と環境, 71(3), p.70 - 74, 2022/03
使用済核燃料再処理溶液施設でのステンレス鋼の腐食評価として、放射性核種であるNpを含む硝酸水溶液中でのステンレス鋼R-SUS304ULC鋼の浸漬腐食試験と分極測定を行った。328K以上の温度では硝酸水溶液中よりも高い腐食電位を示し、過不動態域近傍となることがわかった。また、浸漬腐食試験により腐食量と分極抵抗との比較から換算係数として
=0.018V
0.025Vの値を取得し、電気化学測定からの腐食量算出が可能であるかを検討した。
平成21年度田上 進; 清水 修; 佐野 成人; 今泉 明子; 飛田 浩; 永崎 陽輔; 黒羽根 史朗
JAEA-Review 2010-079, 90 Pages, 2011/03
JAEA-Review-2010-079.pdf:3.02MB
バックエンド研究施設(BECKY)は、核燃料サイクルや放射性廃棄物に関する安全研究及び基礎・基盤研究を実施する研究施設として、平成6年から供用を開始している。本施設は、コンクリートセル3基,鉄セル3基,グローブボックス30基,フード20基から構成される汎用性のある大型施設である。本施設の運転・保守及び管理は、保安規定に基づいて実施され、巡視点検,施設定期自主検査,保守点検等を行っている。また、核燃料物質使用にかかわる許認可変更業務を執り行うことで、研究開発を支援している。本報告書は、第一期中期計画(平成17年度平成21年度)のバックエンド研究施設の運転管理についてまとめたものである。
田上 進; 佐野 成人; 音部 治幹; 赤堀 光雄; 黒羽根 史朗
JAEA-Technology 2010-034, 65 Pages, 2010/10
JAEA-Technology-2010-034.pdf:3.56MB
TRU高温化学モジュール(TRU-HITEC)は、乾式再処理プロセス及び酸化物燃料における超ウラン元素(TRU)の挙動に関する各種基礎データを取得するための試験設備として、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)のバックエンド研究施設(BECKY)に平成15年2月に設置完了し、平成16年12月からホット試験を開始している。本設備は、3基の
/
セルと1基のグローブボックスから構成されており、セル及びグローブボックス内を高純度アルゴン雰囲気に制御可能な大型設備としては国内唯一である。このため、本設備でこれまで実施してきた保守管理及び設備不具合の改善から得られた経験は、類似設備の保守管理においても役立つものである。本報告書はTRU高温化学モジュールの維持管理を目的に実施してきた保守点検及び経験に基づいて改善した事項についてまとめたものである。
照沼 宏隆; 田中 究; 株本 裕史; 萩野谷 仁; 佐野 成人; 高橋 政富; 星野 昌人; 青木 勲; 浅妻 新一郎
no journal, ,
原子力機構では、福島県をはじめとする行政機関の除染活動が円滑に推進するように技術的な支援を実施している。本報告では、各市町村主体で除染を進める汚染状況重点調査地域において、プロッタ及びホットスポットファインダ(略称HSF)を用いた歩行サーベイや、定点測定の機能を用いて実施した支援活動について紹介する。
入澤 恵理子; 山下 直輝; 加藤 千明; 佐野 成人
no journal, ,
使用済み核燃料の再処理施設では、使用済み核燃料に由来する金属成分を含む硝酸溶液を加熱・濃縮する。この処理液は、ステンレス鋼に対して腐食性が高い。これまでの研究によると、酸化性金属イオンの溶解により、純硝酸溶液に比べて高い電位域でカソード反応が起こることが示されている。そして、アノード反応は溶解した金属イオン種には影響されず、HNO
やHNO
などの酸性硝酸化学種の濃度で決まることが示唆されている。一方、燃料由来の放射性核種から放出される放射線は、再処理プロセス溶液の放射線分解を引き起こす。硝酸媒体の放射線分解や放射線分解生成物と硝酸の反応により、亜硝酸が生成されることが知られている。亜硝酸の生成は、ステンレス鋼表面の腐食反応のうち、アノード反応に影響を与えると考えられている。再処理プロセス溶液中のステンレス鋼の腐食反応を理解するためには、硝酸媒体中のステンレス鋼のアノード反応に対する線の影響を評価する必要がある。本研究では、硝酸媒体中のステンレス鋼の腐食電位及び分極曲線に及ぼす線の影響を調べた。その結果、腐食電位の上昇と分極曲線の変化が観察された。また、得られたアノード分極曲線の変化の原因を、亜硝酸添加と非照射下での浸漬時間の結果から検証した。
入澤 恵理子; 山下 直輝; 加藤 千明; 佐野 成人
no journal, ,
原子力発電後の使用済燃料再処理施設では、燃料由来の金属イオンを含む硝酸水溶液によるステンレス鋼製機器の粒界腐食が問題となる。放射性元素であるネプツニウムは腐食への寄与が高いとされるが、取り扱いが難しいために体系的に腐食評価が行われた事例が少ない。そこで、ネプツニウム237を含む硝酸水溶液中のステンレス鋼の腐食速度に与える溶液温度やネプツニウムイオン濃度の影響を浸漬試験や分極測定により評価した。
入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人; 田上 進
no journal, ,
原子力科学研究所廃棄物安全試験施設では、核燃料物質やRIを用いた原子力分野での様々な金属材料に関する試験研究・技術開発を行っている。オープンファシリティや働き方改革を目標にリモート化やオープンオフィスの整備等を検討しており、その取り組み内容について紹介する。
斎藤 滋; 涌井 隆; 塚田 学*; 山下 直輝; 佐野 成人; Dai, Y.*; 二川 正敏
no journal, ,
MEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)プロジェクトの照射後試験(PIE)が、原子力機構に割り当てられた試料について実施されている。本実験では、T91製ビーム窓(BW)などのMEGAPIEターゲットの構成機器から引張り試験片を採取した。照射温度は約250
C、はじき出し損傷レベルは0.75-1.74dpaであった。引張り試験後,試験済み試験片のグリップ部分からSP試験片を作製した。SP試験の試験温度は-150Cから250Cの範囲であった。SP試験の荷重-変位曲線(LDC)の面積から、延性-脆性遷移温度(DBTT)を評価した。これらのデータを過去のSTIP(SINQ Target Irradiation Programe)試料のPIEで得られたデータと比較したところ、同様の値を示した。また、SP試験結果から換算式を適用して降伏応力と最大引張強さを算出した。これらを引張り試験の結果と比較したところ、良く一致することがわかった。
青山 高士; 佐藤 智徳; 上野 文義; 加藤 千明; 佐野 成人; 山下 直輝; 五十嵐 誉廣
no journal, ,
溶存Sr-90及びCs-137がSUS 316Lステンレス鋼の腐食電位に及ぼす影響を調査した。10mM HCl中で腐食電位を測定しながら、Sr-90標準液及びCs-137標準液をそれぞれ10mM HClに滴下した。その結果、Sr-90標準液の滴下では滴下後約1800ksから腐食電位が上昇し始めたのに対して、Cs-137の滴下では腐食電位は変化しないことが分かった。
入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人; 田上 進
no journal, ,
This reprocessing solution is highly corrosive to stainless steel. It was shown that the dissolution of oxidizing metal ions causes the cathodic reaction to occur in a higher potential range than in pure nitric acid solutions. And, it has been suggested that the anodic reaction is not sensitive to dissolved metal ion species, but is determined by the concentration of nitric acid and pH. On the other hand, the radiation released from the fuel-derived radionuclides can cause radiolysis of the reprocessing process solution. It is known that nitrous acid is produced by radiolysis of nitric acid media and reaction of nitric acid with radiolysis products. The formation of nitrite is thought to affect the cathodic reaction among the corrosion reactions on the surface of stainless steels. In this study, the effect of gamma-ray on corrosion rate of stainless steel in the nitric acid solution with and without the oxidizing cation was investigated by the immersion corrosion tests and polarization behaviors. And in our previous results, the differences in anodic localization curves of stainless steels in the nitric acid solution with and without gamma irradiation were confirmed. Therefore, in this study the constant potential polarizations of stainless steel in nitric acid solution under gamma irradiation were performed, and the current efficiency was calculated from the weight loss and electric quantity before and after the polarization. The difference in the current efficiency was discussed to determine the difference in anodic reactivity with and without gamma irradiation.
