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鈴木 康文; 前多 厚; 杉川 進; 竹下 功
Proceedings of International Conference on Scientific Research on the Back-end of the Fuel Cycle for the 21st Century (ATALANTE 2000) (Internet), 8 Pages, 2000/10
NUCEFで発生する放射性廃棄物の管理について紹介する。NUCEFでは、STACY,TRACY,セル等を用いた研究活動からさまざまな廃棄物が発生する。特に、プルトニウム硝酸溶液を用いたSTACYでの臨界実験準備で生ずるアメリシウム廃棄物の管理が課題のひとつである。これらの廃棄物の処理及び管理等について概説する。また、廃棄物の安定化、減容等を目的としてNUCEFで実施されているタンニンゲルを用いたアメリシウム廃液処理、銀電解酸化法を応用した有機廃液の無機化等にかかわる技術開発の現状を報告する。
竹下 功; 大野 秋男; 井澤 直樹*; 三好 慶典; 前多 厚; 杉川 進; 宮内 正勝
Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), p.1512 - 1576, 1999/09
NUCEFにおける臨界実験は初臨界達成(1995)以降STACYは約240回、TRACYは約120回をそれぞれ特段のトラブルもなく行われ、低濃縮ウランの溶液燃料の臨界量、臨界事故挙動に関する有益なデータを生み出してきた。本報では、これらの運転実験状況に加えて、実験で用いる溶液燃料の調整、サンプル試料化学分析の概要を述べる。また、STACYでのプルトニウム実験に必要なプルトニウム取扱設備、MOX溶解槽、アルファ廃棄物処理設備等の設計や整備状況も述べ、このための準備が実験と並行して着実に進められており、数年のうちにプルトニウム臨界実験が開始できることを報告する。
津幡 靖宏; 前多 厚; 大野 秋男; 杉川 進; 高柳 政二; 竹下 功
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL '99) (CD-ROM), 7 Pages, 1999/08
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では核燃料サイクルバックエンドに関連した安全研究と基盤技術開発を行っており、1994年のホット運転開始以来、さまざまな研究テーマが着実に進行している。臨界実験施設においては溶液燃料の基礎的な臨界データ取得を目的としたウラン実験が進む一方で、将来のプルトニウム実験に向けた施設拡張及び技術開発が進められている。またバックエンド研究施設では新たな再処理・廃棄物管理技術開発のための実験が行われている。本発表ではNUCEFにおける研究開発の現状と将来に向けた計画について報告する。
村上 清信; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 曽野 浩樹; 高月 幸男*; 安田 直充*; 桜庭 耕一; 小川 和彦; 會澤 栄寿; 有嶋 秀昭*; et al.
JAERI-Tech 98-033, 70 Pages, 1998/08
核燃料サイクル技術の臨界安全性に関する研究を行うために燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が建設され、2つの臨界実験装置(定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY))が設置された。STACYは、ウラン硝酸水溶液、プルトニウム硝酸水溶液及びウランとプルトニウムの混合硝酸水溶液を燃料とする臨界実験装置で、溶液燃料体系のベンチマークデータの提供及び再処理施設の溶液取り扱い系における臨界安全裕度の確認を目的とし、燃料の濃度及び種類、炉心タンクの形状及び寸法、反射体の種類及び大きさ等をパラメーターとする臨界データを取得することのできる装置である。STACYは平成7年2月に初臨界を達成、平成7年5月に科学技術庁の使用前検査に合格し、その後
U濃縮度10w/oのウラン硝酸水溶液燃料を用いた実験が行われている。
外池 幸太郎; 中島 健; 三好 慶典; 井沢 直樹; 大野 秋男; 岡崎 修二; 竹下 功
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.54 - 61, 1998/00
日本原子力研究所の燃料サイクル安全工学研究施設NUCEFに設置された定常臨界実験装置STACYが1995年2月23日に初臨界を達成した後、約3年半が経過した。この間に、過渡臨界実験装置TRACYでも実験が開始され、現在、両装置ともに順調に運転されている。STACYでは低濃縮硝酸ウラニル溶液の臨界データが取得されており、TRACYは過渡臨界事象を解明する研究活動に供されている。本報告では、STACYとTRACYの実験計画について概要を述べる。また、現在までに実施された実験について、STACYにおける600
円筒炉心及び280T平板炉心の実験結果とTRACYにおける過渡実験の結果を示しつつ、実験の結果がどのように利用されるか説明する。さらに、将来計画と併せて、STACYとTRACYの運転に関連する技術的課題についても紹介する。
杉川 進; 白鶯 秀明; 竹下 功; 矢野 肇*; 木村 邦彦*; 田中 昇一*; P.Bretault*; R.Vialard*; M.Lecomte*
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 3, p.931 - 938, 1998/00
NUCEF臨界実験で使用するプルトニウム溶液の調製のため、MOX燃料スクラップの溶解として難溶性のMOXの溶解等に優れた銀電解溶解法を選定した。この溶解槽の設計のため、実規模(2.5kgMOX/バッチ)のアクリル製の試験装置を用いた各種試験を行った。試験は、(1)MOX粉末供給テスト、(2)溶解槽内流体ダイナミックステスト、(3)銀(II)電解生成テスト、(4)U
O
粉末の電解溶解テスト、(5)小規模ガラス製電解セルによる有機物(バインダー等)分解テストについて行い、粉末の溶解槽への供給特性、溶解槽内の流体の循環特性、銀(II)イオンの生成特性、UO粉末の溶解率、有機物の分解率等の設計データ等を十分に取得することができた。
竹下 功; 前田 充; 三好 慶典; 大野 秋男; 岡崎 修二; 中島 健; 藤根 幸雄; 久保田 益充; 村岡 進; 荒 克之; et al.
原子力工業, 43(9), p.1 - 37, 1997/09
燃料サイクルバックエンドにおける安全性確保、技術の高度化を図ることを目的として進めているNUCEF計画は、施設の完成から4年目を迎えた。本特集は、NUCEFにおける臨界安全性研究、高度化再処理研究、TRU廃棄物管理研究のこれまでの研究成果及び今後の展開を概説するものである。1.NUCEF計画の概要、2.STACYによる実験、その研究成果、3.TRACYによる実験、その研究成果、4.BECKYによる実験、その研究成果と今後の計画、5.研究協力の現状と今後の計画、6.今後のNUCEF計画の展開
黒崎 明*; 口屋 正夫*; 安田 直充*; 北中 勉*; 小川 和彦; 桜庭 耕一; 井沢 直樹; 竹下 功
JAERI-Tech 97-010, 276 Pages, 1997/03
NUCEF原子炉施設の重要な内装設備についての耐震設計の基本方針、耐震強度計算の方針、特に考慮した要件等について、強度計算の具体例を挙げながらまとめた。また、設計及び工事の方法の認可申請書の添付計算書には記載していない背景としての考え方、関係するデータをできるだけ盛り込み、今後の設計及び設工認業務に利用できるように配慮した。
竹下 功
原子力システムニュース, 7(4), p.30 - 36, 1997/03
平成7年初めより行ってきたNUCEFのホット試験における主な成果と今後の計画を概説した。STACYによる臨界実験では、10%濃縮ウラン硝酸溶液を用いた円筒炉心での一連のシリーズを完了し、解析コードの検証作業も並行して行われ、着実に成果があがっている。TRACYでも世界的にも初めての低濃縮ウラン硝酸溶液燃料による過渡臨界試験が開始され、臨界事故時の放射性物質の閉じ込めに係わるエアロゾル測定にも着手した。群分離を含む高度化再処理プロセス等、バックエンド研究施設による実験は、ウラン、RI等を用いた予備的試験が行われ、平成9年度後半から実際の使用済燃料等を用いた本格的な試験に入っていく計画である。
峯尾 英章; 松村 達郎; 竹下 功; 西沢 市王; 杉川 進; 辻野 毅*
Nuclear Technology, 117(3), p.329 - 339, 1997/03
被引用回数：1 パーセンタイル：14.69(Nuclear Science & Technology)NUCEFは、TRU(超ウラン)元素を用いた実験を行う大型の複合研究施設である。施設で発生するTRU廃棄物に対する合理的な管理は非常に重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体廃棄物は、主として臨界実験のための核燃料調製設備及びホットセル(
セル)やグローブボックスで行われる再処理やTRU廃棄物管理の実験から発生する。NUCEFにおけるTRU廃棄物管理は区分管理を基としており、廃棄物の減容及び液体廃棄物に含まれるTRU元素の再利用を最大限に行おうとするものである。廃棄物管理システムの確立には、固体廃棄物の区分管理のための測定技術、濃縮廃液からのアメリシウム回収及び安定化技術、並びに有機廃液及びその他の廃液の減容技術の開発が必要である。これらの技術は、NUCEFで行われる研究開発の成果を応用して開発される。
松村 達郎; 臼田 重和; 峯尾 英章; 西沢 市王; 竹下 功
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (Global'97), 1, p.835 - 839, 1997/00
NUCEFでは核燃料サイクルバックエンドに関する実験研究が行われ、TRUを含む廃棄物が発生する。この処理の過程で生じる二次廃棄物を低減化することは施設の管理上重要な課題である。不溶性タンニン吸着剤はC,H,Oしか含まないため容易に焼却でき、吸着した元素の酸化物しか残さないという優れた特徴を持つが、TRUの吸着データはほとんど存在しなかった。そこでトレーサ量のAm-241を含む硝酸溶液を用いてバッチ実験を行い分配係数K
[ml/g]を求めた結果、室温では硝酸濃度0.02MにおいてKが約4000であり、0.02-0.10Mではイオン交換的な挙動を示すことがわかった。また、平衡には3時間で到達した。この結果はAmを含む廃液の処理への適用の可能性を示しており、今後実験を継続してNUCEFにおける廃液処理に用いる計画である。本発表ではNUCEFのTRU廃棄物処理の特徴と本吸着剤の適用について述べる。
峯尾 英章; 松村 達郎; 西沢 市王; 三井 武志; 植木 浩行; 和田 淳*; 坂井 一太*; 西村 建二*; 竹下 功
JAERI-Tech 96-050, 29 Pages, 1996/11
本報は、アルファ廃液処理設備の基本設計について、プロセス設計を中心に述べたものである。NUCEFではTRUを用いた実験が行われ、TRU廃棄物が発生する。NUCEFの液体廃棄物は3種類に分類され、最も放射能濃度の低い回収水等の発生量が大きいことから、減容処理する設備の必要性を示した。アルファ廃液処理設備は、これを放出できる非常に低いレベルの放射能濃度にまで除染する目的で整備するものである。前提条件となる対象廃液の性状と発生量、建屋スペース及び許認可上の制約等を整理し、必要とされる高い除染係数を考慮して、蒸発法を基礎にこれを補完するプロセスを検討した。その結果、蒸発缶を中心として、限外ろ過、吸着カラム及び逆浸透工程を備えた構成とし、廃液の性状によって、吸着剤と蒸発缶の運転方法を変えて対応することとした。
峯尾 英章; 岡本 久人; 宮内 正勝; 岡崎 修二; 星 勝哉*; 竹下 功; S.-T.Hsue*
JAERI-Tech 96-033, 36 Pages, 1996/07
ハイブリッドK吸収端濃度計(HKED)は、K吸収端濃度計と蛍光X線分析計を組み合わせた非破壊分析計で、UとPuを含む溶液中の両方の元素濃度を1000秒程度の短時間で同時に正確に測定する。NUCEFでは臨界実験用のU及びPuを含む溶液燃料の計量管理及び工程管理に用いるため、HKEDをDOE/原研保障措置技術研究協力協定の下で設置した。本機器は、国及びIAEAによる査察にも使用される予定である。U溶液による校正試験及び長期測定試験を行った。校正結果はDavies&Gray法による結果と0.3%以内で一致した。約1年の長期測定試験では安定した測定結果を得た。またU溶液をセルに密封した校正試料濃度の長期安定性を測定したところ、安定した結果が得られ、この方法を用いた通常査察におけるHKEDの校正が十分可能であることが示された。
峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功
JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm
と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。
柳澤 宏司; 峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功
第16回核物質管理学会日本支部年次大会論文集, 0, p.117 - 124, 1996/00
核物質溶液を取扱う施設の計量管理のために、計量槽校正データを簡便に解析するためのプログラム:VESCALを開発した。VESCALは一つの計量槽を最大5つの区画に分割し、校正関数を決定するためのフィッティング計算を一度に実行することができる。VESCAL内蔵の校正関数モデルは最大5次までの多項式と円環及び平板槽の非線形領域のための平方根関数であり、この内1次式と平方根関数については逆関数を計算する機能を備えている。また、計算結果の統計的有意性を検定するための機能を有するとともに誤差評価に必要な校正関数パラメータの分散・共分散を算出することができる。VESCALは、原研の燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の初期校正データ解析に利用され、解析作業の効率化に寄与してきた。本発表では、プログラムVESCALの紹介を行うとともに、NUCEFのデータ解析へ適用した結果についてもあわせて報告する。
竹下 功; 板橋 隆之; 小川 和彦; 外池 幸太郎; 松村 達郎; 三好 慶典; 中島 健; 井沢 直樹
3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 4, p.1881 - 1886, 1995/00
本書は、核燃料サイクル分野での臨界実験安全性を研究するSTACYとTRACYの2つの臨界実験装置及びその燃料を調製する設備について行われた設計・モックアップ試験及びコールド試験の結果をまとめたものである。STACYでは、低濃縮ウラン溶液及びプルトニウム溶液の臨界量について、炉心形状、炉心直径及び溶液濃度等をパラメータとして系統的な臨界データが取得される。TRACYでは、急激に反応度を添加し、臨界事故時の過渡特性の解明及び放射性物質の環境への移行機構を解明するための基礎データが取得される。各々の臨界実験装置は、モックアップ試験、コールドでの機能試験により、所定の機能を有することが確認された。会議では、来年当初行う予定のホット試験の結果も一部加えて報告する。
竹下 功
エネルギー, 28(10), p.63 - 66, 1995/00
核燃料サイクル関係でアクチニドリサイクル、乾式再処理と並んでNUCEFの紹介である。内容は、現行再処理の安全性実証と次世紀に向けた高度化研究がNUCEFのねらいであること、この為の種々の実験設備の概要をSTACY、TRACY、BECKYについてそれぞれ紹介する。さらに、ホット試験を開始した現在の状況を説明した後、NUCEFの利用に関して内外協力を積極的に推進していくことを述べている。
峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功; 辻野 毅; 松村 達郎; 西沢 市王; 杉川 進
Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.708 - 715, 1995/00
NUCEFはTRU元素を用いる研究施設であり、1995年初めにホット運転を開始した。施設で発生するTRU廃棄物の管理は重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体の放射性廃棄物の発生源は、主に臨界実験のための核燃料調整設備及び再処理プロセスや再処理に係るTRU廃棄物管理の研究を行うセル及びグローブボックスである。NUCEFのTRU廃棄物管理は、分別管理を基本とし、試薬類のリサイクル及びTRU元素の再利用を最大限に行い、さらに高度な分離法や固化法により廃棄物の減容や廃棄物の有するリスクの減少を図ろうとするものである。将来、貯槽に貯蔵されている液体廃棄物からのTRU元素の分離及び固化、さらに固体廃棄物の弁別区分をNUCEFで行われる研究開発の成果を応用して行う予定である。
外池 幸太郎; 井沢 直樹; 岡崎 修二; 杉川 進; 竹下 功; 鎌田 滋*
ICNC 95: 5th Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. II, 0, p.10.25 - 10.32, 1995/00
定常臨界実験装置(STACY)と過渡臨界実験装置(TRACY)が日本原子力研究所(JAERI)東海研究所の核燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に完成し、STACYが1995年2月より運転を開始した。STACYは、低濃縮ウランやプルトニウムを含む硝酸溶液の臨界量を、様々な幾何形状、化学組成等の条件の下で測定する装置である。TRACYは、低濃縮ウランの硝酸水溶液を用いて臨界を超える現象を実現することができる。STACYを用いた実験では、核燃料再処理工場の臨界安全設計に必要な臨界データを取得する。STACYの各種機器の寸法誤差及び溶液燃料の分析精度を考慮して、取得データの精度を予備的に評価したところ、データが計算機コードのベンチマークテストに適用可能である見通しが得られた。
柳澤 宏司; 峯尾 英章; 外池 幸太郎; 竹下 功; 星 勝哉*
Journal of Nuclear Materials Management, 23, p.959 - 964, 1995/00
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の核物質計量管理のため、施設のホット運転に先立ち溶液燃料計量槽の初期校正を実施した。測定生データは、ディップチューブ式液位計によって観測された差圧、計量槽内に投入した校正液(脱イオン水)の重量、槽内の温度等であり、これらに密度補正及び浮力補正を加えて槽内校正液の体積と液位のデータ対として整理した。このデータ対に対して回帰分析を行い、多項式モデルによる校正関数(液位と体積の関係式)を得た。結果の一例として、最大容量のPu計量槽の定格容量近傍で、校正関数の体積推定誤差は0.05lit(0.01%)以下と十分小さいものであった。本発表は、これらの校正データの測定方法、解析結果についてまとめたものである。
