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鈴木 智也*; 大坪 右京*; 尾形 剛志*; 塩飽 秀啓; 小林 徹; 矢板 毅; 松岡 光昭*; 村山 憲弘*; 成田 弘一*
Separation and Purification Technology, 308, p.122943_1 - 122943_7, 2023/03
被引用回数：2 パーセンタイル：24.43(Engineering, Chemical)主にAgを含む使用済み製品からPd金属をリサイクルするために硝酸抽出が行われており、ほとんどのPd残留物はAg(I)含有溶液から分離される。しかし、このAg(I)溶液中には少量のPd(II)が残存していることが多い。そのため、硝酸溶液中のPd(II)とAg(I)を分離することは、Pdのリサイクルを効率的に進めるために必要不可欠である。本研究では、アミン(R-Amine),イミノ二酢酸(R-IDA),ピリジン(R-Py),ビスピコリルアミン(R-BPA)で機能化した4種類の窒素ドナー型吸着材を用いて硝酸溶液中のPd(II), Ag(I)を分離する研究を実施した。R-Amine,R-IDA,R-Pyは硝酸溶液からAg(I), Cu(II), Ni(II), Fe(III)を選択的に吸着したが、R-AmineはPdの吸着効率が低いことが判明した。一方、R-BPAはPd(II), Ag(I), Cu(II)を全濃度において90%以上吸着することができた。フーリエ変換赤外分光法及び広域X線吸収微細構造法(EXAFS)による吸着金属イオンの構造解析から、窒素ドナー型吸着剤の分離機構を明らかにした。R-IDA, R-Py, R-BPAへのPd(II)吸着は官能基(それぞれイミノ二酢酸,ピリジン,ビスピコリルアミン)へのPd(II)配位を介して起こり、R-Amineへの吸着はNO
と[Pd(NO)
]
のアニオン交換を介して起こることがわかった。R-IDA,R-Py,R-BPAは、配位性吸着機構により、高いPd(II)吸着挙動を示すことが明らかとなった。塩酸(5.0M)およびチオ尿素(0.1M)溶離液は、それぞれR-IDAから83%およびR-Pyから95%のPd(II)を脱離させた。R-Pyは吸着選択性と脱着効率から最も効果的なPd(II)吸着剤だった。
三輪 一爾; 島田 太郎; 武田 聖司
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.166 - 170, 2019/01
本報告では(その1)において算出した限定再利用に対するめやす濃度の妥当性を確認するため、再利用後の線源(再生資材)に対し、(1)1F敷地内の作業者に対する追加被ばく線量、(2)1F敷地境界の空間線量率への寄与、(3)地下水移行による海洋出口での水中濃度、について評価した。(1)の評価では、1F敷地内で線源に最も接近をする作業者の被ばく線量を評価し、その線量が放射線作業従事者の年間被ばく限度20mSv/yと比較し十分に低い値であることを確認した。(2)の評価では、1F敷地内で再利用された全再生資材から受ける敷地境界での空間線量率を解析し、その結果がバックグラウンドを合算しても敷地境界での目標値1mSv/y以下を満足することを確認した。さらに(3)の評価として、敷地内の流速条件等を考慮した道路路盤材及びコンクリート構造物の基礎から溶出する核種の移行解析を行い、算出した水中放射性セシウム濃度が現在の1F敷地内の排水基準を満足していることを示した。
武田 聖司
Str
levern Rappot 2018:4 (Internet), p.62 - 64, 2018/04
福島第一原子力発電所の深刻な事故により放出された放射性セシウムによって広範囲の環境が汚染された。除染措置は広範囲に実施されており、一時的に保管に大量の汚染した除去土壌が一時的に保管されている。除染土壌の量を再利用するには、土壌を建設資材として再生利用することが有効である。本報では、管理責任の明確な公共事業への用途を制限した再利用に対する安全評価の方法論、シナリオ構築及びパラメータ選定の考え方を示すとともに、防潮堤への再生利用を想定したケースに対する評価結果を述べる。
神谷 健作; 川島 寿人; 井戸 毅*; 大山 直幸; Bakhtiari, M.*; 河西 敏; 草間 義紀; 三浦 幸俊; 小川 宏明; 都筑 和泰; et al.
Nuclear Fusion, 46(2), p.272 - 276, 2006/02
被引用回数：3 パーセンタイル：10.78(Physics, Fluids & Plasmas)JFT-2Mでは今回プラズマ周辺部のパラメータを詳細に調べ、HRS Hモードの運転領域をペデスタルパラメータの観点から調べた。HRS Hモードはプラズマ周辺部のパラメータが高密度・低温状態で観測され易く、低密度・高温状態では大振幅のELMが発生した。密度,温度、及び安全係数をスキャンした結果、プラズマ周辺部の規格化衝突周波数が運転領域を決定する重要なパラメータの一つであることが示唆され、ELMy/HRS運転領域境界は規格化衝突周波数が1付近に存在することがわかった。
大久保 努; 内川 貞夫; 久語 輝彦; 秋江 拓志; 竹田 練三*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
軽水炉技術に立脚した将来の持続的なエネルギー供給のため、革新的水冷却炉(FLWR)概念の研究を原研で進めている。本論文では、種々の再処理方法の下でのFLWRのリサイクル特性の検討結果を報告する。転換比が0.9程度の高転換型炉心においても、比較的高い除染係数を有する簡素化PUREX法の下で、核分裂性プルトニウムの割合が60%以上であれば、リサイクルが可能である。増殖型炉心においては、比較的低い除染係数を有し全MAをリサイクル再処理法の下でもリサイクル可能であり、自らの炉から発生する全てのMAがリサイクルできることが示された。しかし、MAやFPの混入量に応じて炉心性能は低下する。
大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*
JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB
我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要をまとめたものである。
久保 博孝; 竹永 秀信; 仲野 友英; 東島 智; 清水 勝宏; 澤田 圭司*; 小林 進二*; JT-60チーム
Nuclear Fusion Research; Springer Series in Chemical Physics, Vol.78, p.121 - 134, 2004/11
ダイバータ板に到達した水素イオンのほとんどは水素分子として再放出される。炭素材ダイバータ板では、化学スパッタリングによって炭化水素分子が発生する。これら分子の挙動の理解は、ダイバータを用いた熱粒子制御を確立するために重要である。ここでは、分子輸送に関するダイバータ分光について、おもにJT-60Uでの最近の研究に基づいて、幾つかの話題を述べる。接触ダイバータプラズマでは、水素分子及び炭化水素分子の輸送を調べるために分子分光が役立っている。また、水素分子が水素原子の生成,輸送,発光に及ぼす影響に関して調べられている。一方、非接触ダイバータプラズマでは、プラズマパラメータの分布測定,振動励起など複雑な分子過程を考慮した解析が課題である。また、本研究における分子データの応用及び必要性に関して議論する。
神谷 健作; Bakhtiari, M.; 河西 敏; 川島 寿人; 草間 義紀; 三浦 幸俊; 小川 宏明; 大山 直幸; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 46(5A), p.A157 - A163, 2004/05
被引用回数：21 パーセンタイル：56.48(Physics, Fluids & Plasmas)JFT-2M装置において、第一壁のボロン化後に高リサイクリング定常(HRS)H-modeが得られる新しい運転領域を開拓した。このH-modeは定常性を有しており、大きなELMが無いのでダイバータ板への熱負荷を低減でき、高密度運転が可能である(閉じ込め改善度
1.6,規格化密度
/
0.7)。HRS H-mode遷移時にコヒーレント成分を有する特徴的な磁場及び浮遊電位揺動が10-100kHzの周波数帯に観測されている。この揺動は粒子輸送の増加に重要な役割を果たしていると考えられ、Alcator C-Modで観測されているEnhanced Da (EDA) H-modeと類似している。通常のダイバータ配位(三角度delta0.4)におけるHRS H-modeの運転領域は比較的高い中性粒子圧力でかつ高密度(/
0.4)で観測され易いが、広い範囲の安全係数
(23付近の低安全係数でも)で得られている。最近の研究では、HRS H-mode運転領域はdelta0.75まで拡張可能であることがダブルヌル配位にて明らかとなっている。一方、delta
0.3以下では大きなELMsが発生し、高密度あるいは高リサイクリング状態にもかかわらずHRS H-modeは得られていない。このことはプラズマ形状もELMsの安定化に重要な役割を果たしていることを示唆する。
清水 勝宏; 滝塚 知典
プラズマ・核融合学会誌, 80(3), p.183 - 189, 2004/03
小特集「周辺プラズマ研究の最近の進展」の中の第2章として、最近の研究を理解するのに必要な概念について解説する。まず、ダイバータの視点からトカマク実験の変遷を概説する。次に、スクレイプオフ層での粒子,熱輸送について説明し、上流とダイバータ板でのプラズマパラメータが簡単に評価できる「2点ダイバータモデル」について解説する。このモデルをITERに適用して、ダイバータ板への熱負荷を評価する。ダイバータ物理の重要な概念として、リサイクリング,遠隔放射冷却,非接触ダイバータプラズマ,MARFEについても説明する。
滝塚 知典; 荒川 和也*; 清水 勝宏; 林 伸彦; 朝倉 伸幸
JAERI-Research 2003-010, 57 Pages, 2003/05
JAERI-Research-2003-010.pdf:4.59MB
JT-60Uプラズマにおけるダイバータ・リサイクリングに関するデータベースを作成した。このデータベースにより、電子密度や加熱パワー等の主プラズマパラメータに対するプラズマ中の中性粒子フラックスやダイバータ板へのイオンフラックスの挙動を調べることができる。データベース解析の結果、リサイクリングで増幅されるダイバータ板イオンフラックスは、電子密度の増加に対し非線形的に増加する。この密度に対する平均的依存性からの広がりは非常に大きく、その主原因は、ダイバータ板・第一壁の状態を含むダイバータプラズマの複雑な物理特性に基づいているが、加熱パワーにはほとんど無関係である。低密度時の低リサイクリング・ダイバータプラズマから高密度時の高リサイクリング・ダイバータプラズマへの遷移が分岐的に生じることが確認できた。その遷移密度は加熱パワーのほぼ1/4乗に比例している。
岩村 公道; 大久保 努
Proceedings of 2nd Asian Specialist Meeting on Future Small-Sized LWR Development, p.7_1 - 7_5, 2003/00
これまでに豊富な経験を有する水冷却炉技術をベースとして、プルトニウムの多重リサイクルによる燃料の効率的な利用を目指す革新的水冷却炉である低減速軽水炉の開発が原研を中心に進められている。本原子炉は、MOX燃料を使用して持続的なプルトニウムリサイクルを確立するため、1.0以上の高い転換比を達成可能な炉である。このような高転換比は、炉心における中性子の減速を抑制する、すなわち水の割合を低減することにより達成できる。これまでに、1,356MWeの大型炉心に加え300MWe級の小型炉の設計を達成している。現在、炉心設計に加え、稠密炉心における熱流動特性,炉物理特性及び燃料照射挙動に関して、実験も含めた研究開発を進めている。さらに、低減速軽水炉技術の総合的な工学的成立性実証のため、180MWtの技術実証炉の設計を進めている。
飛田 健次; 日渡 良爾*
プラズマ・核融合学会誌, 78(11), p.1179 - 1185, 2002/11
廃棄物削減の観点から、核融合プラント廃棄物管理について概説する。核融合廃棄物は廃炉後50年で大部分がクリアランス廃棄物になり、法令に基づく管理から除外され産業廃棄物として扱える見通しが得られている。この時点では数千トンあまりが低レベル放射性廃棄物として残るが、廃炉後100年以内にはこれらの表面線量率が十分下がることから、核融合廃棄物のほとんどすべてがリサイクル可能と考えられている。このように、最近の研究の多くは、核融合システムにおいて構成材料物質のクローズドシステムを構築できる可能性があることを示唆している。物質循環の構築へ向けた研究の方向性及び開発課題をまとめた。
岩村 公道; 大久保 努; 呉田 昌俊; 中塚 亨; 竹田 練三*; 山本 一彦*
Proceedings of 13th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2002) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/10
我が国における持続可能なエネルギー供給を確保するため、原研は原電及び日立と共同で低減速スペクトル炉(RMWR)の研究開発を実施した。RMWRは、燃料の有効利用,プルトニウム多重リサイクル,高燃焼度・長期サイクル運転が可能な軽水炉であり、中性子の減速を抑えて転換比を向上させるため、稠密格子MOX燃料集合体を使用している。またボイド反応度係数を負にするため扁平炉心を採用した。1,356MWの大型炉と330MWの小型炉の設計を行った。大型炉心では転換比1.05,燃焼度60GWd/t,運転サイクル24ヶ月の性能が達成できた。7本ロッドの限界熱流束実験を実施し、熱流動的成立性を確認した。
中村 寿; 中島 幹雄
JAERI-Tech 2002-006, 58 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-006.pdf:2.56MB
原子力施設内での限定再利用を想定して、解体廃棄物を用いた再利用製品の製造と利用により作業者が受ける被ばく線量を評価した。その結果、Co-60の放射能濃度がクリアランスレベルよりも2桁高い汚染金属を再利用した場合でも金型鋳鉄複合容器、スラグ受け容器、ドラム缶補強材の1体あたりの製造に関する被ばく線量が数
Sv数十Svの範囲にあることがわかった。また、金型鋳鉄複合容器を利用した多重鋳造廃棄体の鋳造では、放射能濃度が最大37MBq/gの廃棄物を処分する場合でも、廃棄体の取り扱いに支障がないように重量を20t程度に抑え、放射性輸送物の運搬にかかわる線量当量率の基準を満足させられることがわかった。以上の結果より、放射線被ばくの観点からは、放射性の金属廃棄物を廃棄物管理のための製品に再利用することが可能であると考えられる。
大久保 努; 竹田 練三*; 岩村 公道; 山本 一彦*; 岡田 祐之*
Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09
1.0以上の高転換比と負のボイド反応度係数を達成する低減速スペクトル炉(RMWR)と称する新型水冷却炉を提案している。現在、上記の2つの設計目標を満足する幾つかの概念が提案されているが、これまで、核分裂生成物やマイナー・アクチニドを含まない燃料を対象として設計評価を行ってきた。本論文においては、高速増殖炉(FBR)に対して提案されている様な低い除染係数を有する先進再処理法の下でのプルトニウムの多重リサイクルに対して、低減速スペクトル炉心の成立性を検討しその確認を行った。
林 伸彦; 滝塚 知典; 清水 勝宏
Contributions to Plasma Physics, 40(3-4), p.387 - 392, 2000/11
被引用回数：2 パーセンタイル：7.86(Physics, Fluids & Plasmas)トカマクダイバータにおいて、バイアスとリサイクリングにより外部から誘起されたダイバータプラズマ非対称性を考慮して、熱電不安定性を解析した。スクレイプオフ層(SOL)とダイバータプラズマの平衡と安定性を、5点モデルを用いて調べた。ダイバータプラズマの放射損失が小さい場合は、1つの安定な平衡が存在した。一方、放射損失が大きい場合には、1つの不安定な平衡と2つの安定な平衡が存在した。SOL電流が小さい不安定な平衡では、熱電不安定性が起こる。外部から誘起された非対称が大きくなると、1つの安定な平衡だけが残り、ほかの平衡は消失する。残った平衡では、外部誘起された非対称がSOL電流を増大させ、熱電不安定性は起こらない。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Materials Science Forum, 329-330, p.441 - 448, 2000/00
放射性金属の再利用に適した新しい鋳造技術の開発試験として、鉄板の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球で除熱を行う廃棄物収納容器の鋳造試験を、容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて実施した。この試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形特性をシミュレーションするため、熱流動解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARKにより変形解析を行った。その結果、(1)湯流れを考慮することで最終凝固位置が試験結果に近づくこと、(2)解析から得られた変形量及び変形パターンはほぼ試験結果と一致することなどが確認できた。本論文は、この鋳造試験に対する凝固解析及びそれに基づく変形解析の結果を中心に、試験結果との対比も含めて述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Proceedings Modeling of Casting & Solidification Processes 4, 1999, p.437 - 445, 1999/09
原子炉の解体により発生するレベルの低い放射性廃棄物の再利用を目的に、鋼板製の型枠に放射性金属の溶湯を流し込み、鉄球により除熱を行うことで廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した鉄球-金型複合鋳造法にかかわる試験、及び鋳造した容器内に放射能レベルの高い廃棄物を置き、溶湯で固定化して廃棄体とすることを想定した多重鋳造廃棄体の鋳造試験を行っている。これらの試験に関して、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や容器の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJSCASTにより凝固解析を、非線形構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、これまでに実施した鋳造試験の概要及びその結果と凝固・変形解析結果との対比について述べたものである。
中村 寿; 平林 孝圀; 秋本 純*; 高橋 賢次*; 進藤 秀明*; 櫻井 大八郎*; Almansour, A.*; 岡根 利光*; 梅田 高照*
Int. J.Cast Metals Res., 11(5), p.339 - 343, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉の解体により発生する低レベル放射性廃棄物の再利用を目的に、放射性の金属を再利用して廃棄物収納容器の鋳造を行うことを想定した新しい鋳造方法の開発を行った。この方法の特徴は、鋼板製の型枠に金属の溶湯を流し込み、繰り返し使用ができる鉄球により除熱を行うことで容器を鋳造することにある。鋳造試験はおもに容器の一部を模擬した部分試験体や小型試験体等を用いて行った。また、鋳込み時の溶湯の湯流れ性や型枠の熱変形量を求めるため、湯流れ・凝固解析プログラムJS-CASTにより凝固解析を、非線形汎用構造解析プログラムMARCにより変形解析を行った。本論文は、この鉄球複合鋳造法による廃棄物収納容器の鋳造試験を対象に、鉄球複合鋳造法の概念、鋳造試験の結果及び凝固解析や変形解析から得られた知見について述べたものである。
東島 智; JT-60チーム
プラズマ・核融合学会誌, 75(11), p.1297 - 1304, 1999/00
プラズマ中に不純物が混入すると、放射損失量増加に伴うプラズマ温度の低下をもたらすとともに、燃料である水素イオンを希釈する。また、水素リサイクリング量が多いと、プラズマ周りの中性粒子密度が増加し、閉じ込め性能が改善され難い。不純物発生量や水素リサイクリング量は相互作用する第一壁の状態に左右されるため、高性能プラズマを得るには、第一壁コンディショニングが不可欠である。JT-60Uにおいても不純物低減と水素リサイクリング制御を目的として、(1)ベーキング,(2)ヘリウムガスを用いたTDC,(3)ヘリウムガスを用いたGDC,(4)トカマク放電(Ohmic plasmas,NBI heated plasmas),(5)デカボランを用いたボロナイゼーション等の第一壁コンディショニング法を必要に応じて、組み合わせて実施している。本講演では、JT-60Uにおける第一壁コンディショニングの例として、(1)真空容器の大気開放後、安定なトカマクを得るまでに必要なコンディショニングと、(2)高閉じ込めプラズマを得るため、必要なコンディショニングを取り上げ、コンディショニングの目的、各手法と効果、今後の課題について述べる。
