Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
粟飯原 はるか; 北脇 慎一; 野村 和則; 田口 克也
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1076 - 1083, 2015/09
The water in the spent fuel pools at TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station contains sea water and rubbles. When the spent fuels stored in the pools will be reprocessed, it has possibility that these contaminants enter the reprocessing process with the spent fuels. Therefore it is meaningful to estimate the influence of contaminants on reprocessing process in advance. The purpose of this study is to evaluate the behavior and influence of contaminants on the extraction process of spent fuel reprocessing by using simulated contaminants. Contaminants were dissolved into the heated nitric acid and solvent extraction using TBP was performed to obtain distribution ratios. The estimated amount of contaminants accompanied with the spent fuel is low values and solvent extraction tests showed that the distribution ratios of every major element were very low in any case. Also to evaluate the influence of sulfate and chloride ions on uranium and plutonium extraction, Ce(IV) was used for simulated Pu to predict extraction behavior. And then U and Pu test was conducted in order to confirm the simulated test result. Obtained distribution ratio suggests that contaminants will not affect the extraction process.
佐々木 祐二; 津幡 靖宏; 白数 訓子; 森田 圭介; 鈴木 智也
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1653 - 1656, 2015/09
高レベル廃液の新しい分離プロセス概念が検討された。このプロセスはアクチノイドと核分裂生成元素を一括で抽出し、逆抽出で相互分離する方法である。単独の抽出剤と幾つかの逆抽出剤が必要となり、白金族元素,アクチノイド,酸素酸の陰イオンを同時に抽出する抽出剤が望まれる。NTAアミドは有望な抽出剤の一つである。次に逆抽出剤の検討が必要であり、水溶性のハードドナー,ソフトドナーによる効果を調査中であり、結果を報告する。
菅原 隆徳; 西原 健司; 武井 早憲; 岩元 大樹; 大泉 昭人; 佐々 敏信; 辻本 和文
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.648 - 656, 2015/09
原子力機構では、高レベル放射性廃棄物から分離されるマイナーアクチノイドを核変換することを目的に、加速器駆動核変換システム(ADS)の検討を行っている。ADSは加速器と原子炉を組み合わせたシステムのため、様々な固有の研究開発項目がある。ここでは、より成立性および信頼性の高いADS概念を得るために行われている最新の2つの活動について報告する。成立性については、ビーム窓の設計が重要な課題の一つとなっている。ビーム窓の設計条件を緩和する、すなわち陽子ビーム電流値を下げるため、未臨界度調整機構を導入した炉心概念の検討を行った。その結果、例えば制御棒を導入することにより、陽子ビーム電流値を従来設計の20mAから10mAに下げることができることを示した。信頼性については、ビームトリップ頻度の問題が挙げられる。本研究では、加速器二台構成概念を提案した。この概念に対して、J-PARCリニアックの運転データおよびモンテカルロ法を用いてビームトリップ頻度を評価した。これらの評価の結果、加速器二台構成概念は、より信頼性の高いADS加速器の運転を可能とすることが示された。
-dialkylamides as extractants for U and Pu by continuous counter-current extractors伴 康俊; 宝徳 忍; 津幡 靖宏; 筒井 菜緒; 松村 達郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1147 - 1152, 2015/09
-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)、-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)及びこれらの劣化生成物のZr, Mo, Ru, Rh, Pd及びUに対する一段のバッチ抽出試験を行い、劣化生成物はいずれの金属元素も抽出しない結果を得た。さらに、連続向流プロセスにおけるDEHDMPA及びDEHBAのU及びPuに対する分離能力を計算コードで評価すると共に、UフラクションにおけるU及びU-PuフラクションにおけるU及びPuの濃度の実験値と計算値がほぼ同じ値を示すことを確認した。これらの結果は分離プロセスにおける抽出剤としてのDEHDMPA及びDEHBAの適用性、並びにプロセスの分離能力の評価における計算コードの有用性を支持している。
,-dialkylamides-nitric acid systems筒井 菜緒; 伴 康俊; 袴塚 保之; ト部 峻一; 松村 達郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1153 - 1157, 2015/09
,-ジアルキルアミドは使用済燃料の湿式再処理に用いられているリン酸トリブチルの代替抽出剤として有望であるが、有機相と水相の二相分離の定量的評価はまだなされていない。本研究では、濁度測定を用いてその定量的評価を行った。ドデカンで希釈した,-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)と硝酸ウラニルを含む硝酸溶液をよく撹拌し、濁度及びウランの分配比の測定を行った。DEHDMPA、ウラン及び硝酸濃度の増加に伴い有機相中の濁度は増加した。濁度は時間の経過に伴い減少したが、ウランの分配比の変化はわずかであり、観測された濁度はウラン分配比に大きな影響を与えないことが示された。これらの結果は、二相分離の観点からDEHDMPAは硝酸中のウラン抽出剤として機能し得ること、及び濁度が抽出挙動評価の指針の一つになり得ることを示している。
-trimethylglycine to Ru(III), Rh(III) and Pd(II) for developing separation techniques from high-level liquid waste鈴木 智也; 嶋崎 翔馬*; 森田 圭介; 佐々木 祐二; 小澤 正基*; 松村 達郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1539 - 1543, 2015/09
-trimethylglycineを官能基とするイオン交換樹脂(AMP03)の硝酸水溶液中のRu, Rh, Pdに関する吸着挙動を明らかにするために、吸着試験を行った。その結果、AMP03はPd(II)に関して高い吸着能を有することが明らかになった。一方、RuやRhに関しても低硝酸濃度での吸着が見られた。さらに、Ru(III), Rh(III), Pd(II)に関するAMP03の吸着能の制御が可能か、水相にtriethylamine, thiourea、またはbetaine anhydrousを加えることで検討した。結果として、本研究におけるtriethylamineの添加条件では、Ru(III)及びRh(III)に関するAMP03の吸着能の大幅な向上が確認された。Pd(II)に関しては、ほとんど変化がなかった。一方、thiourea及びbetaine anhydrousについては、Pd(II)に関する吸着能の大きな低下が確認された。Ru(III)及びRh(III)の吸着能についての変化も確認されたが比較的に、わずかなものであった。これらの結果は、AMP03及び各配位子の利用によって、AMP03へのRu, Rh, Pdの効率的な吸脱着が可能であると示唆している。
辻本 和文; 佐々 敏信; 前川 藤夫; 松村 達郎; 林 博和; 倉田 正輝; 森田 泰治; 大井川 宏之
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.657 - 663, 2015/09
原子力エネルギーを持続的に利用していくための最も重要な課題の一つは高レベル放射性廃棄物(HLW)の取扱である。分離変換技術は、HLWの潜在的有害度やHLWの地層処分に関する管理負担を低減有効であると考えられ、原子力機構ではHLW中の長寿命核種の核変換システムの一つとして加速器駆動核変換システム(ADS)を用いた階層型分離変換システムの各構成要素に対する研究開発を行ってきている。原子力機構が提案しているADSは、熱出力800MWの液体鉛ビスマス冷却システムであり、燃料にはマイナーアクチノイドを主成分とした窒化物燃料を想定している。ADS及び関連する燃料サイクル技術(MA分離、ADS用窒化物燃料の製造及び再処理)の実現には多くの解決すべき技術課題があり、これらの技術開発課題に関して、原子力機構では様々な研究開発を実施している。本発表では、原子力機構における研究開発の現状及び将来計画について報告する。
竹田 敏一*; 宇佐美 晋; 藤村 幸治*; 高桑 正行*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.560 - 566, 2015/09
本研究は、環境負荷低減のための研究開発国家プロジェクトの一環として2013年に開始されたものである。Na冷却型高速炉における効率的かつ安全なMA核変換技術の確立を目指しており、核変換効率と安全性を両立させる炉心概念の構築を、関連核特性の予測精度改善と合わせて実施している。具体的には、安全性や核変換効率の予測精度を改善するために、MA核変換における核種ごとの寄与を抽出評価する手法を考案し、核変換特性の予測精度を詳細分析してきている。また、予測精度の改善には核変換特性関連の実験データに対する解析精度を解析システムに反映することが効果的であり、そのために「常陽」、PFR等で取得された種々の実験データを収集整理し、整合性を確認することによって信頼性の高いMA実験データベースの構築を進めている。本発表では、当該プロジェクトの概要とともに、高速炉によるMA核変換に係る手法の開発と数値解析結果等について説明する。
西原 健司; 岩村 公道*; 秋江 拓志; 中野 佳洋; Van Rooijen, W.*; 島津 洋一郎*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.388 - 395, 2015/09
プルトニウムを資源として利用しない場合の、我が国におけるプルトニウムとマイナーアクチノイドの核変換技術の比較研究に取り組んだ。核変換技術は、核変換炉からの使用済燃料を再処理しないワンススルー核変換方式と、再処理を行う多数回核変換方式の2種類に大別することができる。本研究では、2種類の核変換方式に対して、核変換炉の必要基数、アクチノイド核種の物量減少、処分場への効果を諸量評価によって明らかにした。全体として、先進的な技術は核変換性能において優れていたが、その一方で必要な核変換基数は大きかった。
林 博和; 西 剛史*; 佐藤 匠; 倉田 正輝
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1811 - 1817, 2015/09
原子力機構では、マイナーアクチノイド(MA: Np, Am, Cm)など長寿命核種の核変換に関する研究を実施している。階層型燃料サイクル概念に基づき、核変換専用の加速器駆動システム(ADS)を用いてMA核変換を行う方法については、ウランを含まない窒化物燃料を用いることが検討されている。MAの核変換率を向上させるためには、使用済燃料を処理し、残存するMAを回収して再利用することが必要であり、その燃料サイクル技術の研究開発は重要である。本論文では、原子力機構で実施している窒化物燃料と乾式再処理法を用いた燃料サイクルに関する研究の現状及び今後の予定を紹介する。
杉野 和輝; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.573 - 581, 2015/09
Reduction in uncertainty of Minor Actinide (MA) cross-section data is indispensable for a development of the transmutation technology, which is represented by the study on MA transmutation core concept. One of the most effective measures to attain the desire is to utilize MA irradiation test data with cross-section adjustment technique. For this purpose, most of the available integral data containing MA contributions have been compiled. This paper describes an investigation on improvement of MA cross-section data using the cross-section adjustment method. In order to enhance the reliability of the adjustment, two or more independent MA irradiation test data, which are represented by those measures in Joyo, PFR and Phenix, are utilized.
入澤 恵理子; 関 勝治*; 上野 文義; 加藤 千明; 本岡 隆文; 阿部 仁
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1108 - 1112, 2015/09
The influence of the nitrous acid on the oxidation of V(IV) in nitric acid solutions, the concentration changes in V(IV), V(V) and nitrous ion formed from HNO
in the nitric acid solution were investigated at various temperatures and pressures. The experimental results showed that the progress and acceleration of the oxidation of vanadium were influenced by the presence of HNO.
立花 光夫; 村田 雅人; 田崎 禎之; 臼井 秀雄; 窪田 晋太郎
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1987 - 1996, 2015/09
原子力機構が設立された2005年、原子力機構の研究所又はセンターには230もの様々な原子力施設が建設された。原子力機構は、設立後に不要となった原子力施設について、効率的かつ体系的に廃止措置を進めている。原子力機構の研究所又はセンターにおける原子力施設の廃止措置は、2010年度から2010年度の原子力機構の第2期中期計画に基づいて進めている。第2期中期には2つの原子力施設の廃止措置を完了した。本報告では、第2期中期における原子力機構の廃止措置活動の現状と第3期中期における廃止措置計画の概要を示す。
高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.2099 - 2104, 2015/09
The radioactive contaminated water has accumulated at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station after the severe damage by the events accompanying the earthquake and tsunami. The concentration of Ca in the accumulated water is higher than that of Sr. Because of their chemical similarity, the secondary radioactive waste from Sr decontamination process will contains Ca more than Sr. Therefore, the volume of the secondary waste will increase more unnecessarily. Three kinds of Sr adsorbents; SW-KAZLS, the Hydrous titanic acid and SrTreat, were characterized and assessed from the viewpoint of Sr decontamination for radioactive contaminated water. The amount of Sr in SW-KAZLS showed the highest Sr selectivity. Since the Hydrous titanic acid was the hardest adsorbent of three, it is applied well to adsorption tower. The amount of Sr in SrTreat was favorable, and it could be applied to decontamination for the radioactive contaminated water of low Sr concentration.
藤村 幸治*; 大木 繁夫; 竹田 敏一*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.592 - 598, 2015/09
The objective of this study is the efficient and safety transmutation of long-lived minor actinides using sodium cooled fast reactors. MA transmutation fast reactor core concepts which harmonize efficient MA transmutation with core safety were developed. We reduce sodium void reactivity which is increased due to the higher MA content by optimizing key core parameters of axially heterogeneous core with sodium plenum. We also introduced indices of "the effective void reactivity" by assuming the axial coolant sodium density change distribution for ULOF (unprotected loss of flow) accident. These indices were introduced based on observation of sluggish transient behavior for the fast reactor core with the upper sodium plenum. The homogeneous MA loaded core was designed whose effective void reactivity is negative while achieving the amount of MA transmutation more than the two times to that achieved in previous studies.
内山 軍蔵; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1056 - 1063, 2015/09
再処理施設高レベル廃液の沸騰事故時における放射性物質の放出量評価データ取得に関する実験研究を行っている。本研究では、コールド基礎実験、コールド工学実験及びホット実験を行っている。これまでの実験の結果、高レベル模擬廃液の沸騰事故条件ではRu及びTcは揮発性を有し、ガス状及びミスト状で放出され、その他のFP元素は非揮発性であり、ミスト状で放出されることがわかった。高レベル摸擬廃液からの非揮発性FP元素の放出率は、10
程度であった。Amなどのアクチニド元素の放出率は、非揮発性FP元素とほぼ同程度であった。
大木 繁夫
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.464 - 473, 2015/09
As one of the options for future nuclear reactor use, this study deals with actinide-burning fast reactor core design based on the knowledge accumulated during the development of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR). The 750-MWe JSFR core was chosen as a reference, and its modification to the pancake-type core was investigated. Plutonium degradation during multiple recycling, a key point in core design for burning mode, was considered. It was found that a large fuel pin diameter and high burnup as in JSFR is still preferable for better core economic performance with a transuranic (in particular, plutonium and minor-actinide (MA)) consumption rate of 200-300 kg/GWe y. The possible MA content in core fuel was evaluated depending on the nuclide composition as 5-3 wt% in heavy metal. These actinide-burning capabilities were acceptable for incinerating both plutonium and MA stockpiles in a hypothetical burning-mode scenario evaluation. This paper describes the relationship between the core design parameters and the actinide-burning capabilities, offering useful information for future optimization of core design and scenario studies.
山岸 功; 小田倉 誠美; 市毛 良明; 黒羽 光彦; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 吉岡 正弘*
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1113 - 1119, 2015/09
六ヶ所再処理工場で発生した不溶解残渣の化学組成を分析した。XRD分析では、Mo-Tc-Ru-Rh-Pdからなる白金族合金、モリブデン酸ジルコニウム等の複合Mo酸化物、ジルコニアの存在を確認した。定量した12元素(Ca, Cr, Fe, Ni, Zr, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Te, U)重量の90%以上は、白金族合金が占めた。シュウ酸溶液で複合Mo酸化物を選択的に洗浄溶解する手法を開発し、白金族合金と複合Mo酸化物の形態で存在するMoの割合を明らかにした。
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。