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渡邉 一樹; 木村 典道*; 岡田 純平; 古内 雄太; 桑名 英晴*; 大谷 武久; 横田 知; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-010, 29 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-010.pdf:3.12MB
クリプトン回収技術開発施設では、昭和63年から平成13年にかけて東海再処理施設の使用済燃料の再処理に伴いせん断工程及び溶解工程から発生するオフガスの一部を受入れ、オフガスからクリプトンガスを分離、精留する回収運転を実施し、所期の技術目標を達成した(クリプトン精製純度90%以上、回収率90%以上)。また、回収しクリプトン貯蔵シリンダに貯蔵していた放射性クリプトンガスの一部を用いて、平成12年から平成14年にかけて小型の試験容器を使用したイオン注入固定化試験を行い技術の成立性確認を行った。クリプトン貯蔵シリンダに残った放射性クリプトンガスについては今後使用する計画がないため、主排気筒からの放出量を管理しながら全量放出する放射性クリプトンガスの管理放出を計画し、令和4年2月14日から4月26日にかけて実施した。放射性クリプトンガスの管理放出では、再処理施設保安規定に定められている主排気筒からの最大放出率(3.7
10
GBq/min)より十分低い50GBq/minで管理し、クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスの全量放出(約7.110
GBq)を完了した。クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスを放出した後、窒素ガスを用いて放射性クリプトンガスの管理放出に使用した系統及びメインプロセス(メインプロセスに接続する枝管を含む全系統)の押出し洗浄を実施した。天候による遅延はあったものの機器の故障等の不具合が生じることなく当初目標とした令和4年4月下旬までに放射性クリプトンガスの管理放出を完了した。
長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 安倍 弘; 渡部 創; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行
Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05
JAEA has been working on development of extraction chromatography technology for recovery of trivalent minor actinides (MA(III): Am, Cm) from high-level radioactive waste generated in reprocessing of spent fuel. The technology utilizes porous silica particles with about 50 micrometre diameter for support of adsorbents. The particles are coated by styrene-divinylbenzene copolymer, and an extractant for MA recovery is impregnated into the polymer. Pressure drop of the packed column depends on characteristics of the particle (diameter, uniformity and pore size). Large pressure drop of the column is not favorable for safety assessment of the technology although a certain level of the pressure drop is indispensable for excellent separation performance. In this study, spray drying granulation experiments and fundamental characterization of the product particle were carried out to find optimal specs of the particle and conditions of the granulation operation.
阿久澤 禎*; Kim, S.-Y.*; 久保田 真彦*; Wu, H.*; 渡部 創; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 331(12), p.5851 - 5858, 2022/12
被引用回数：3 パーセンタイル：31.61(Chemistry, Analytical)In this work, we have examined Ln(III) and MA(III) separation conditions by the extraction chromatography using HONTA adsorbent to decide the Ln(III)/MA(III) separation process fow. From the research results, we found the simulated element of Am(III) for HONTA adsorbent and the conditions to use it. In addition, Ln(III) and Am(III) (simulated element) separation experiments were carried out using the HONTA adsorbent packed column, we have determined the column separation conditions for Am(III) such as order of fow solution and fow rate.
深澤 哲生*; 星野 国義*; 山下 淳一*; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(11), p.1215 - 1222, 2020/11
被引用回数：1 パーセンタイル：12.16(Nuclear Science & Technology)将来の核燃料サイクルシナリオの変化に柔軟に対応可能なプルトニウム管理システム(FFCI)の概念を開発し、成立性を定量的に評価した。この概念では、軽水炉使用済燃料の大部分を占めるウランのみを粗分離・回収し、プルトニウムは精製せずマイナーアクチノイドや核分裂生成物とともに、容量の小さい「リサイクル原料」として貯蔵する。将来において具体的なプルトニウム利用方法(高速炉あるいは軽水炉MOX燃料等)の決定を受けて初めてプルトニウムを精製して利用することから、現行の核燃料サイクルシナリオと比較して核不拡散性が高い。この概念の技術的課題となるウラン回収とリサイクル原料の一時貯蔵に関して、文献調査、模擬物質による基礎実験、計算コードによる臨界・発熱対策等の検討結果を本論文にとりまとめた。
渡部 創; 佐野 雄一; 岡田 諒*; 松浦 治明*; 羽倉 尚人*; 加田 渉*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.60 - 65, 2020/08
被引用回数：3 パーセンタイル：36.4(Instruments & Instrumentation)抽出クロマトグラフィを用いたMA回収技術開発のためのHONTA含侵吸着材中に形成されるEu錯体の局所構造を、EXAFSとIBILとを組み合わせた手法により調査した。本分析により、吸着材中と溶媒中とで形成される錯体構造の微小な変化をとらえることができることが明らかとなった。
瀬川 智臣; 山本 和也; 牧野 崇義; 磯 秀敏; 川口 浩一; 石井 克典; 佐藤 寿人; 深澤 智典*; 福井 国博*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.738 - 745, 2019/09
核燃料物質の有効利用のため、MOX燃料製造プロセスにおいて混合酸化物ペレットの乾式粉砕技術の開発を進めてきた。乾式回収粉の粒径を250
m以下の範囲で制御する技術を開発するために、粒度約500mの模擬粉末を用いて、石臼式粉砕機および衝突板式ジェットミル両方の性能を評価した。石臼式粉砕機においては砥石間のクリアランス、また衝突板式ジェットミルにおいては分級ゾーンのクリアランスと仰角を調整することにより、粒径を250m以下の範囲で制御できることが明らかとなった。さらに、衝突板式ジェットミルは分級機のパラメータを細かく調整することができるため、粒径制御に適していると考えられる。
大西 貴士; 関岡 健*; 須藤 光雄*; 田中 康介; 小山 真一; 稲葉 優介*; 高橋 秀治*; 針貝 美樹*; 竹下 健二*
Energy Procedia, 131, p.151 - 156, 2017/12
被引用回数：11 パーセンタイル：98.3(Energy & Fuels)再処理におけるガラス固化プロセスの安定運転のために、白金族元素(Ru, Rh, Pd)およびMoを除去し、安定保管または利用するための分離プロセスの研究開発を実施している。白金族元素とMoを一括回収するための無機吸着剤(フェロシアン化物)が開発されている。本研究では、照射済燃料溶解液を用いた吸着試験を行い、Ru, Rh, Pd, MoおよびAmの吸着特性を評価した。その結果、Ru, Rh, Pd, Moはいずれも吸着が認めら、フェロシアン化物が照射済燃料溶解液中においても一定の吸着性能を示すことがわかった。一方、Amは吸着されないことが確認された。Amが吸着しないことにより、白金族元素とMoの相互分離プロセスにAmが混入せず、アルファ核種を含有する二次廃棄物を大量に発生しないことが確認された。
工藤 淳也; 倉林 和啓; 柳橋 太; 佐々木 俊一; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 大部 智行
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
コプロセッシング法とは、プロセス内で常にPuにUを同伴させて共回収を行うことにより核拡散抵抗性を向上させた、将来の再処理施設の抽出法である。Npはマイナーアクチノイドのひとつであり、半減期が長く、トリブチルリン酸(TBP)への抽出性を有する。Npを回収することで高放射性廃液の有害度が低減できるため、U及びPuに加えNpを共回収するフローシートの開発を実施した。本プロセス開発では、軽水炉、軽水炉-MOX及び高速炉から発生する使用済み燃料に対応するため、Pu含有率の異なる溶解液に対して、製品のPu/U比を一定で回収する、1サイクルフローシートの開発を目指している。我々は、分配サイクルを対象に、Pu含有率1%, 3%及び5%の装荷溶媒を小型の還流型遠心抽出器で試験した。試験の結果、Npの還元剤に硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)を使用することで、U, Pu及びNpの共回収を達成した。これにより、開発したU, Pu, Np共回収フローシートの技術的成立性を確認した。
中村 仁宣; 中道 英男; 向 泰宣; 細馬 隆; 栗田 勉; LaFleur, A. M.*
Proceedings of International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering (M&C 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/04
施設の計量管理と保障措置を適切に行うため、PITの前に実施するクリーンアウトの計画段階において、核物質の位置と量がどこにどれくらいあるかを把握することは極めて重要である。原子力機構とLANLは共同で、クリーンアウトにおいてMOX粉末の存在が目視で見ることができない課題に対し、MOX粉末の回収を支援するためのツール(BCAT)を、計算手法に基づく分散線源解析法(DSTA)を用いて開発した。BCATは単純な中性子測定器から構成され、運転員にホールドアップの位置を提供する。中性子測定結果から、ホールドアップの位置とその量を把握するために、57測定点からなるBCATの中性子測定結果とホールドアップの位置や量を知るために定義したエリア(53ヶ所)との関係をMCNPXシミュレーションに基づく行列手法(数学的な手法)で求めた。このため、MCNPXのモデルは、プロセス全体をより精密に構築する必要があった。BCATは運転員にホールドアップを回収すべき場所を提供することから、ホールドアップを効果的に回収することができるとともに、MUFの低減にも寄与する(MUFの低減は計量管理の改善に役立つ)。また、BCATは、核物質の効果的な回収に寄与するばかりではなく未測定在庫等の発見にも貢献する。原子力機構では廃止措置に係るグローブボックスの解体を、保障措置上の透明性を維持しながら実施するために、本ツールを効果的に活用していく予定である。
松本 孝志; 森本 靖之; 高橋 信雄; 高田 正晴; 吉田 英明; 中島 伸一; 石森 有
JAEA-Technology 2015-036, 60 Pages, 2016/01
JAEA-Technology-2015-036.pdf:9.15MB
人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮のプラント技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いたウラン濃縮試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、この濃縮工学施設の廃止措置の基本計画を記載するとともに、廃止措置進捗状況として平成26年度上半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び、部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。平成26年度上半期の解体作業に伴い発生した解体物は、メッシュコンテナ37基、200リットルドラム缶199本であり、二次廃棄物は271.4kg(可燃物91.9kg、難燃物179.5kg)であった。
古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*; 近藤 勝美*; 伊東 秀明; 芦田 貴志; 中村 俊之
FAPIG, (190), p.3 - 8, 2015/07
高速実験炉「常陽」では、2007年6月に計測線付きの照射装置の試料部の切離しなどが不能となり、原子炉容器内において試料部が折れ曲がった状態で留まってしまう事象が発生した。富士電機は、試料部回収のための装置を設計、製作し、現地の回収作業では、事業者の日本原子力研究開発機構と協同して作業にあたり、試料部の回収に成功した。
永井 良治; 羽島 良一; 森 道昭; 静間 俊行; 赤木 智哉*; 荒木 栄*; 本田 洋介*; 小菅 淳*; 照沼 信浩*; 浦川 順治*
Proceedings of 6th International Particle Accelerator Conference (IPAC '15) (Internet), p.1607 - 1609, 2015/06
コンパクトERL(cERL)においてエネルギー回収型リニアックを基盤とするレーザーコンプトン散乱(LCS)光源のために必要な加速器およびレーザーについての技術開発を行った。ERL-LCS光源のような高強度、エネルギー可変、単色光源は非破壊核種分析に必要な光源である。ERL-LCS光源による光子生成実証のために、cERL回収ループにレーザーエンハンスメント共振器を設置した。電子ビームエネルギー、レーザー波長、衝突角はそれぞれ、20MeV, 1064nm, 18deg.である。LCS光子の最大エネルギーは約7keVである。感度領域17mm
のシリコンドリフト検出器を衝突点から16.6mの位置でのLCS光子の観測に用いた。その計測の結果、検出器での強度、中心エネルギー、エネルギー広がりはそれぞれ、1200/s, 6.91keV, 81eVであった。
永井 良治; 羽島 良一; 森 道昭; 静間 俊行; 赤木 智哉*; 小菅 淳*; 本田 洋介*; 浦川 順治*
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1328 - 1331, 2014/10
エネルギー回収型リニアック(ERL)により生成された電子ビームを用いた高強度レーザーコンプトン散乱(LCS)
線源は非破壊核種分析システム実現のカギとなる技術である。LCS-線源実現のために必要な加速器とレーザーを組み合わせた総合的な性能の実証のために、LCS光源とその周辺機器を、ERLを基盤とした光源のための試験加速器、コンパクトERL(cERL)に建設している。そのLCS光源はモードロックファイバレーザー、レーザーエンハンスメント共振器から構成され、ビームラインと実験ハッチについても建設中である。LSC光源のコミッショニングは2015年2月に開始され、3月にLCS光の発生を計画している。
永井 良治; 羽島 良一; 森 道昭; 静間 俊行; 赤木 智哉*; 小菅 淳*; 本田 洋介*; 浦川 順治*
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.839 - 842, 2014/10
レーザーコンプトン散乱(LCS)光源実現のために必要な加速器とレーザーを組み合わせた総合的な性能の実証のために、LCS光源とその周辺機器を、ERLを基盤とした光源のための試験加速器、cERLに建設している。LCS光源の調整用のフラックスモニタとして、LCSビームライン中に設置するモニタの検討を行った。薄いシンチレータ検出器とシリコンドリフト検出器の2種類の検出器を採用し、LCSビームラインの上流部に設置する計画である。フラックスモニタを設置する位置での電子ビームの制動放射によるバックグランドの計測を行い、バックグランドは許容できる範囲であり、フラックスモニタが十分に機能する範囲であることを確認した。
Xe-fullerene to endohedral Xe-fullerenol to be used in nuclear medicine渡辺 智; 石岡 典子; 関根 勉*; 工藤 博司*; 下村 晴彦*; 村松 久和*; 久米 民和
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 266(3), p.499 - 502, 2005/11
被引用回数：9 パーセンタイル：53.19(Chemistry, Analytical)Xe内包フラレノール[Xe@C
(OH)
及びXe@C
(OH)]を骨がんの治療薬へ応用することを目指し、Xe内包フラレノールを高収率で合成できる方法を開発した。同位体分離器を用いたイオン注入法で作製したXe内包フラーレンをオルト-ジクロロベンゼンに溶解し、水酸化テトラブチルアンモニウムと水酸化カリウム水溶液を加えてXe内包フラレノールを合成した。最終的に純水で抽出したXe内包フラレノールの回収率は、Cで40%、Cで23%であった。合成したXe内包フラレノールの生理食塩水中での安定性を調べた結果、5日間経過しても安定であることを確認し、医学への応用が可能であることを示した。
永井 良治; 沢村 勝; 羽島 良一; 菊澤 信宏; 西森 信行; 西谷 智博; 峰原 英介
Proceedings of 2nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 30th Linear Accelerator Meeting in Japan, p.376 - 378, 2005/07
原研FELグループでは次世代放射光源用加速器としてエネルギー回収型リニアックの基礎研究を行っている。この放射光源はフェムト秒時間分解能の光源であり時間ジッタは数10fs以下にする必要がある。そこで、エネルギー回収型リニアックにおける電子銃時間ジッタの影響の評価をPARMELAを用いて行った。その結果、電子ビーム圧縮過程で時間ジッタも圧縮されるので電子銃時間ジッタを1ps以下にすれば時間ジッタを36fs以下、電子ビーム輝度ジッタを0.5%以下にできることがわかった。
羽島 良一; 諏訪田 剛*
放射光, 18(3), p.200 - 201, 2005/05
エネルギー回収型リニアックに関する国際ワークショップ(ERL-2005)が、米国ジェファーソン研究所にて2005年3月18日から23日に開催された。本会議はERLに関する初めての国際ワークショップであり158名の参加者が集まり盛大に行われた。本稿では次世代放射光源に関する話題を中心に会議の内容を報告する。
片山 一成*; 竹石 敏治*; 眞鍋 祐介*; 永瀬 裕康*; 西川 正史*; 宮 直之
Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.83 - 92, 2005/04
被引用回数：8 パーセンタイル：49.16(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60U W型ダイバータ領域ドームトップと内側ウィングタイルで使用されたグラファイトタイルからのトリチウム放出挙動を、Ar, H
/Ar, (O+HO)/Ar雰囲気での昇温脱離法により調査した。その結果は以下のようである。(1)Ar雰囲気中で1000
Cに加熱した後、なお総トリチウム蓄積量に対しておよそ20-40%がタイル内に残留していた。この残留トリチウムは、1000C以上の温度でH/Arもしくは(O+HO)/Arガスに曝すことにより回収された。(2)トリチウム蓄積量は、ドームトップで84-30kBq/cm、内側ウィングタイルで8-0.1kBq/cmと求まった。トリチウム濃度は、ドームトップで最も高く、ウィングタイル端にかけて減少していることがわかった。(3)段階昇温過程でのトリチウム放出曲線から放出開始温度を推定した。放出開始温度は、ウィングタイル端で最も高く、ドームトップで最も低かった。これは、トリチウム蓄積分布と逆の傾向である。放出開始温度は、プラズマ放電中のタイル表面温度を反映していると考えられ、タイル表面温度が高いほどトリチウム蓄積量が少ないことを示している。(4)タイルの深い位置からも微量のトリチウムが放出された。これは、分子状トリチウムがグラファイト細孔内を拡散し、グレイン表面から吸収されたことを示している。
核融合工学部; 物質科学研究部
JAERI-Review 2005-012, 143 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-012.pdf:11.74MB
原研は、原子力委員会核融合会議が平成12年8月に策定した「核融合炉ブランケットの研究開発の進め方」に基づき、固体増殖方式のブランケットの開発の中核的な機関として、増殖ブランケットの開発を進めている。本報告は、原研で実施している増殖ブランケット開発計画とこれまでの成果及び今後の展望と計画を取りまとめたものである。本報告では、核融合炉の最も重要な機器の一つである増殖ブランケットの開発に関して、原研が果たすべき責務を明確に示し、増殖ブランケットの開発目標及び増殖ブランケット実現のために必要な開発課題とロードマップを明らかにした。また、これまで原研で実施してきた増殖ブランケットの研究開発の成果を概観し、現在までに達成した技術開発のレベルが、要素技術開発の段階から工学試験の段階に進むべきレベルに達したことを示した。さらに、今後、工学試験として実施するべき開発目標と開発計画を定量的に明らかにし、実現の可能性を明確に示した。今後、増殖ブランケットの工学試験を実施し、ITERのテストブランケット・モジュール試験を完遂することが、核融合炉の増殖ブランケット開発において必要不可欠である。
瀬古 典明; 笠井 昇; 玉田 正男; 長谷川 伸; 片貝 秋雄; 須郷 高信*
JAERI-Tech 2004-076, 78 Pages, 2005/01
JAERI-Tech-2004-076.pdf:17.11MB
放射線グラフト重合法を応用した繊維状アミドキシム樹脂の実海域での有用希少金属捕集性能を評価するため、200kgの捕集材を浸漬する試験を1999年9月から開始した。分別溶離試験装置は本試験で実海域に浸漬した捕集材から有用金属を効率よく分別溶離回収する装置であり、むつ事業所内関根浜岸壁に設置した。本装置は海から引き上げた捕集材カセット(290290160mm)の前処理を行う前処理設備と有用金属を溶離回収する分別溶離設備から構成される。本報告ではこの分別溶離試験装置の設計,製作,設置について記載した。前処理では実海域から引き上げた捕集材カセットを洗浄し、付着した海洋生物や汚泥等の除去を行った。次いで、72個単位で捕集材カセットを溶離ユニット(12101210H1460mm)に充填し、溶離液のリークがないよう不織布をパッキンとして隙間に充填した。分別溶離では溶離ユニットを分別溶離装置内に装填した後、低濃度塩酸溶液(0.01M)でのアルカリ,アルカリ土類金属の除去回収、次いで高濃度塩酸溶液(0.5M)で有用金属(特にウラン)の溶離回収を行った。
