Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
,Pu
)O
in 
-controlled atmosphere加藤 正人; 村上 龍敏; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K.*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.852 - 856, 2013/09
MOX燃料は、不定比性酸化物である。不定比性は、MOXの物性値に大きく影響する。そのため、酸素ポテンシャルとO/M比の関係がこれまで調べられてきた。その測定結果は、高温においてO/M比を一定に保つためには酸素分圧をコントロールすることが不可欠であることを示している。本研究では、酸素分圧をコントロールした雰囲気において、焼結特性, O/M変化,熱膨張率などの測定を行った。
久野 祐輔; 田崎 真樹子; 秋葉 光徳*; 安達 武雄*; 高嶋 隆太*; 和泉 圭紀*; 田中 知*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.965 - 974, 2013/09
多国間管理は、平和利用の権利を侵害することなく核不拡散を堅持しつつ、燃料サイクルのフロントエンド、バックエンドサービスを実施できるものである。近年の検討はウラン濃縮にかかわるフロントエンドに焦点が置かれているが、使用済み燃料にかかわるサービスはより重要な課題と考えられる。本研究では、このようなニーズに合致したMNA枠組について取り扱った。
中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.539 - 542, 2013/09
高速炉燃料再処理法として、還元剤として硝酸ヒドロキシルアミンを用いたPu還元分配法とUとPuの分離係数を利用したPu無還元分配法の向流多段抽出試験を行った。Pu還元分配法においてもU再抽出部を省略することにより、U及びPuを共回収できた。一方、Pu無還元分配法においてもPu分配工程において低濃度のHNO
溶液を供給することにより、ほとんどのPuをUとともに回収することができた。Pu還元分配法のみならずPu無還元分配法についても高速炉燃料再処理への適用性を確認できた。
池内 宏知; 近藤 賀計*; 野口 芳宏*; 矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1349 - 1356, 2013/09
For the decommissioning of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station (1F), characterization of fuel-debris in cores of Unit 1-3 is necessary. In this study, typical phases of fuel-debris generated in reactor pressure vessel were suggested by means of thermodynamic calculation using compositions of core materials and core temperatures. At low ogygen potential where metallic zirconium remains, (U,Zr)O
, UO, and ZrO were formed as oxides, and oxygen-dispersed Zr, Fe(Zr,U), and FeUZr were formed as metals. With an increase in zirconium oxidation, the mass of those metals, especially FeUZr, were decreased, but the other phases of metals hardly changed qualitatively. Consequently, (U,Zr)O is suggested as a typical phase of oxide, and Fe(Zr,U) is suggested as that of metal. This result can contribute to the characterization of debris in 1F, which will be also revised by considering the effect of iron content in RPV.
外池 幸太郎; 曽野 浩樹; 梅田 幹; 山根 祐一; 久語 輝彦; 須山 賢也
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.729 - 735, 2013/09
原子力機構では福島第一発電所事故で生じた燃料デブリの臨界管理について研究開発を行っている。既存施設の管理方針を参考に、また、燃料デブリの臨界特性に基づき、新しい臨界管理方針を定めなければならない。この方針に沿って、現状で性状が不確かな燃料デブリについて、安全かつ合理的な管理を実現しなければならない。本報告では燃料デブリと発電所の現状を概観し、臨界特性の解析結果を例示し、臨界管理方針について議論する。また、臨界管理の実現に必要な研究開発課題を提示する。
矢野 公彦; 北垣 徹; 池内 宏知; 涌井 遼平; 樋口 英俊; 鍛治 直也; 小泉 健治; 鷲谷 忠博
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1554 - 1559, 2013/09
For the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), defueling work for the fuel debris in the reactor core of Unit 1-3 is planned to be started within 10 years. Preferential items in the characterization of the fuel debris were identified for the defueling work at 1F, in which the procedure and handling tools were assumed from information of 1F and experience of Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) accident. The candidates of defueling tools for 1F were selected from TMI-2 defueling tools. It was found out that they were categorized as 6 groups by their working principles. Important properties on the fuel debris for the defueling were picked up from considering influence of objective materials on their performance. The selected properties are shape, size, density, thermal conductivity, heat capacity, melting point, hardness, elastic modulus, and fracture toughness. In these properties, mechanical properties, i.e. hardness, elastic modulus, fracture toughness were identified as preferential items, because there are few data on that of fuel debris in the past severe accident studies.
永瀬 文久; 石川 淳; 倉田 正輝; 吉田 啓之; 加治 芳行; 柴本 泰照; 天谷 政樹; 奥村 啓介; 勝山 仁哉
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.711 - 720, 2013/09
福島第一原子力発電所の廃止措置を適切に信頼性をもって進めるためには事故の進展と炉内の現状の評価が求められている。そのためには実験データの取得やモデルの改良を行い、計算コードを用いた評価の精度を高めることが必要である。原子力機構は、従来知見、福島第一の特異な状況、及び最近の実験及び解析技術の進歩を考慮し、炉内熱水力挙動、燃料集合体損傷進展、圧力容器下部ヘッド破損、事故解析に関して再検討あるいは技術開発の対象とする現象を抽出した。本論文では、再検討及び技術開発の対象とした現象、及びそれに対応する原子力機構の研究計画で得た最近の成果について紹介する。
天野 祐希; 田代 信介; 内山 軍蔵; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1411 - 1417, 2013/09
The release and transport characteristics of radioactive materials at a boiling accident of the high active liquid waste (HALW) in a reprocessing plant have been studied for improving experimental data of source terms of the boiling accident. In the study, a heating test and a thermogravimetry and differential thermal analysis (TG-DTA) test were conducted. In the heating test using a simulated HALW, it was found that ruthenium was mainly released into the air in the form of gas and that non-volatile elements were released into the air in the form of mist. In the TG-DTA test, the rate constants and reaction heat of thermal decomposition of ruthenium nitrosyl nitrate were obtained from TG and DTA curves.
駒 義和; 芦田 敬; 目黒 義弘; 宮本 泰明; 佐々木 紀樹; 山岸 功; 亀尾 裕; 寺田 敦彦; 檜山 敏明; 小山 智造; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.736 - 743, 2013/09
東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い発生した廃棄物の管理に関して、原子力機構が進めている研究開発の成果を概観する。
-MOX system内田 哲平; 廣岡 瞬; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 佐藤 大介*; 加藤 正人; 森本 恭一
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1549 - 1553, 2013/09
Severe accidents occurred at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant of Unit 1-3 on March 11, 2011, where the MOX fuels were loaded in the Unit 3. For thermal analysis of the severe accident, melting temperature and phase state of MOX corium were investigated. The simulated coria were prepared from 4%Pu-containing MOX, 8%Pu-containing MOX and ZrO. Then X-ray diffraction, density and melting temperature measurements were carried out as a function of zirconium and plutonium contents. The cubic phase was observed in the 25%Zr-containing corium and the tetragonal phase was observed in the 50% and 75%Zr-containing coria. The lattice parameter and density monotonically changed with Pu content. Melting temperature increased with increasing Pu content; melting temperature were estimated to be 2932K for 4%Pu MOX corium and 3012K for 8%Pu MOX corium in the 25%ZrO-MOX system. The lowest melting temperature was observed for 50%Zr-containing corium.
前田 宏治; 佐々木 新治; 熊井 美咲; 佐藤 勇; 逢坂 正彦; 福嶋 峰夫; 川妻 伸二; 後藤 哲夫*; 酒井 仁志*; 千金良 貴之*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.272 - 277, 2013/09
Due to the earthquake and tsunami, and the following severe accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, concrete surfaces within the reactor buildings were exposed to radioactive liquid and vapor phase contaminants. In order to clarify the situation of this contamination in the buildings of Units 1-3, selected samples were transported to the FMF of JAEA-Oarai where they were subjected to analyses to determine the surface radionuclide concentrations and to characterize the radionuclide distributions. In particular, penetration of radio-Cs in the surface coatings layer and sub-surface concrete was evaluated. The analysis results indicate that the situation of contamination in the building of Unit 2 was different, and the protective coatings on the concrete floors provided significant protection against radionuclide penetration. The localized penetration of contamination was found to be confined within 1 mm of the surface of the coating layer of some mm.
小山 真一; 須藤 光雄; 大林 弘; 緒明 博*; 竹下 健二*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.549 - 553, 2013/09
照射済燃料からMAの回収を実証するため、TPEN(分離錯体)誘導体を化学的に高分子ゲルに固定したゲルで作成したカラム(TPPENゲル)により、照射済燃料を用いた抽出クロマト分離試験を行った。Amの吸着係数向上と、溶離液の温度効果を確認するため、10モル%のTPPENゲルを用い、温度をスイングさせた試験を実施した。その結果、5
Cの0.01M NaNOH(pH3.5)溶液により90%のEuが溶離した。その後、溶離液温度を32Cに変化させたところ、Amが溶離された。さらに溶離液のpHを2.0に変え、ゲルに残った全てのAmを回収することができた。
佐々木 祐二; 津幡 靖宏; 北辻 章浩; 須郷 由美; 白数 訓子; 森田 泰治
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.1079 - 1082, 2013/09
高レベル廃液中のAm/Cm/Ln相互分離はその後燃料製造、核変換することで、資源有効利用や環境負荷低減を導く。しかしながらこれら元素は化学的挙動が酷似し、相互分離は困難とされる。我々はAn/Ln分離に有効なソフト配位原子の窒素を包含するNTAアミドを開発し、その分離性能を明らかにした。また、これと水溶性のTEDGAを溶媒抽出に同時に利用することで、Am/Cmに高い分離比を示すことも明らかにした。ここでは、これらの結果についての詳細を報告する。
田川 明広; 中山 真一; 宮原 要
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference; Nuclear Energy at a Crossroads (GLOBAL 2013) (CD-ROM), p.944 - 951, 2013/03
東京電力福島第一原子力発電所事故によって放出された放射能により、福島県の広大な面積が汚染された。原子力機構は指定公共機関として、被災地の放射線モニタリング等を行い、除染についてもさまざまな実証試験を研究開発した。特に、除染関連の活動は、原子力機構の主要な貢献の一つで、前例のない除染の技術サポートを行い、モデル実証事業等を行った。本論文は、原子力機構が実施した事業のうち、除染モデル実証事業に焦点を当ててその知見や経験を紹介している。
渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*
no journal, ,
(U, Pu)Oについて、等温状態での酸化及び還元熱処理時にO/M比と試料寸法を測定し、酸化・還元時のO/M変化速度と寸法変化速度の間に違いがあることを明らかにした。また、酸化及び還元の各時間での組織観察を実施し、前述の結果とあわせて考察を行った。
山本 弘平; 柳橋 太; 藤本 郁夫; 佐藤 武彦; 大部 智行; 滝 清隆; 林 晋一郎
no journal, ,
U, Pu共回収法(コプロセッシング法)は、プルトニウムを常にウランと混合した状態で存在させて回収することにより、核拡散抵抗性を高めたものである。本報では、コプロセッシング法のフローシート概念及びこれまでの試験結果等について報告するものである。
杉山 顕寿; 菖蒲 順子; 高下 浩文; 山本 隆一
no journal, ,
福島原子力発電所事故の影響により、茨城県,福島県において幼稚園,小学校,中学校の保護者を主な対象として、放射線に関する勉強会(講演会)を実施している。これらの活動はリスクコミュニケーション室がこれまでに培ってきた活動の経験をもとに、双方向性に重視して行っている。講演会実施後においてはアンケートを収集しており、その解析結果から、参加者の理解度がおおむね理解できており、不安が解消されていることがわかった。
中島 正義; 大山 孝一; 守川 洋; 宮内 厚志; 山下 照雄; 駒嶺 哲*; 越智 英治*
no journal, ,
高放射性液体廃棄物に含まれる白金族元素はガラス溶融炉内に分散して存在している。それらの一部は沈殿を生じ、溶融炉の安定的な運転に対し悪影響を及ぼす。沈殿の形成過程や性質に関する情報はそれらを除去したり排出したりする方法を検討するのに有用である。そこで、模擬ガラスを用いて沈降観察試験を行った。1.1wt%(酸化物換算値)の白金族粒子を含む試料を1100Cで保持した場合には、界面沈降を示し、界面の沈降速度は2.4mm/hで一定だった。この沈降挙動は急速沈降である。急速沈降に続いて、沈降速度は徐々に遅くなった。これは圧縮沈降である。初期の白金族濃度が3.0wt%と6.1wt%では最初から圧縮沈降を示した。界面の沈降曲線より、白金族の沈殿の最大濃度はおよそ23-26wt%であると見積もられた。この値により、除去すべき沈殿の物性を特定することができる。また、2880時間まで1100Cで保持した白金族粒子の成長が観察された。
佐藤 修彰*; 三倉 通孝*; 梅田 幹; 藤井 靖彦*; 雨宮 清*
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故により汚染した水耕田にて、除染効果を確認する代かき試験及び放射性Csの挙動把握のための水稲栽培試験を実施した。水稲栽培試験では、土壌へのゼオライト散布及びカリウム施肥をパラメータとし、これらによる精米へのCs移行防止効果を調査した。本発表では、これら試験の概要を紹介する。
-P silica-based absorbent伊藤 辰也; Kim, S.-Y.*; Xu, Y.*; 人見 啓太朗*; 石井 慶造*; 永石 隆二; 木村 貴海
no journal, ,
高レベル放射性廃液(HLLW)中に含まれる白金族元素(PGMs)を効率よく分離・回収するために、シリカ担持型の吸着材として(MOTDGA-TOA)/SiO-Pを開発するとともに、その放射線照射場での吸着特性及び耐放射線性を調査した。その結果、この吸着材がPdに対して高い吸着性能を有するとともに、シリカに含浸した2種類の抽出剤の相乗効果によってRu及びRhに対する吸着性能が改善されることがわかった。また、
線照射下の模擬廃液中の吸着材へのPd吸着は未照射下の場合と同様に、迅速に平衡に達し99%以上の吸着率を得た。さらに、線の照射開始から20時間経過しても吸着材中のPd保持率が減少しないこと等から、この吸着材が耐放射線性に優れていること、実廃液からのPd分離に利用可能であることが示唆された。