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報告書

雑固体廃棄物の一括溶融処理に関する高温物理化学的研究(III)(核燃料サイクル開発機構委託研究成果報告書)

岩瀬正則*

JNC TJ8400 2000-063, 78 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-063.pdf:1.93MB

本研究は、焼却灰を介した溶融金属の酸化反応を制御し、かつそれをスラグ除染に積極的に利用する手段を確立すること最終目的としており、本年は焼却灰の主成分である複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩の物理化学的性質、中でも融体中の酸化物イオンの物理化学的挙動を、溶融塩中のCu2+/Cu+酸化還元平衡によって調査した。2元系、3元系アルカリ金属硫酸塩中のCu2+/Cu+平衡におよぼす諸因子の影響のうち、本年度は特にガス分圧(酸素分圧、SO2分圧)について重点的に調査した。硫酸塩融体中におけるCu2+/Cu+比の酸素分圧、SO2分圧依存の関数形を提示し、その妥当性を熱力学的に検証した。さらに本年度は、高温腐食現象の機構解明の端緒として、複数のアルカリ硫酸塩を含む混合溶融塩中へCr2O3溶解実験を行った。結果から、一定温度および雰囲気において平均イオン半径、換言すれば酸素イオン活量が同じ融体は、同様の酸化物溶解挙動を示すという重要な知見が得られた。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(III)

not registered

PNC TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03

PNC-TJ1600-98-004.pdf:1.63MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償

論文

Pressure-dependence of extraction equilibrium of uranium and plutonium ions in a HNO $_{3}$ /supercritical CO $_{2}$ -tributyl phosphate system

目黒義弘; 磯修一; 宇野清一郎*; 武石秀世; 佐々木隆之*; 吉田善行

Proc. of Int. Trace Analysis Symp. '98 (ITAS'98), p.25 - 26, 1998/00

超臨界流体抽出法(SFE)における金属イオンの分配比(D)の圧力依存性を理論的、実験的に解明した。Dと超臨界二酸化炭素(SF-CO $_{2}$ )の密度()との関係を表す単純な式; log D = alog + b,を導出した。ここでaはSF-CO $_{2}$ 中での抽出剤及び金属錯体のまわりのCO $_{2}$ 分子の溶媒和数によって決まる定数、bは圧力に依存しない定数である。リン酸トリブチルを含むSF-CO $_{2}$ と硝酸水溶液間のU(VI)及びPu(IV),(VI)の分配比を測定し、上式が成り立つことを実証した。金属イオンのSFE挙動を圧力を変えることによって制御できるので、これを利用する「圧力制御」及び即ち「CO $_{2}$ 密度制御」方式の新しい概念のSFE抽出法が展望できる。

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究(II)

not registered

PNC TJ1600 97-002, 97 Pages, 1997/03

PNC-TJ1600-97-002.pdf:4.13MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴検出器に比べ低いことから、特に線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究では現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い、更に適応範囲の広い有用な検出器開発のための知見を得ることを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.中性子検出感度の計算2.線検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の測定1.過熱液滴型検出器の温度・圧力依存性2.単一液滴の中性子誘起気化の観測

報告書

過熱液滴型中性子検出器の開発研究

成田正邦*; 澤村晃子*

PNC TJ1600 96-005, 52 Pages, 1996/03

PNC-TJ1600-96-005.pdf:1.4MB

原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理において、線のみならず中性子の測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は線に感度がないこと、検出限界が現在実用に供されている中性子検出器に比べ低いことから、特に線と中性子が混在する作業環境における中性子線量率や放射線従事者の中性子被曝を測定できる有望な検出器である。しかし、この検出器の作動理論や、その特性については未だ十分解明されていない。本研究は現場の放射線管理への適用に資するために、この過熱液滴型検出器の作動原理の理論解析を行い基本特性を解明することを目的とする。今年度は、以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の理論解析1.臨界エネルギーの計算2.中性子検出感度の計算(2)過熱液滴型検出器試作法および試作検出器の検討(3)基本特性の把握1.過熱液滴型検出器の温度・圧力の依存性2.過熱液滴型検出器の線に対する感度特性

報告書

高圧ドライアイスブラスト除染技術開発(II) (最適使用条件確認試験)

福井康太; 原光男; 谷本健一; 照沼誠一

PNC TN9410 94-033, 86 Pages, 1994/01

PNC-TN9410-94-033.pdf:33.14MB

核燃料サイクル施設から発生する高レベル廃棄物は、廃棄物の保管リスクを軽減する必要上から、除染による低レベル化(500Sv/h以下)を目標に、二次廃棄物の抑制を考慮した上で除染処理を行う。このため、高圧ドライアイスブラストを用いた除染を最適な条件で実施するために、ブラスト圧力、フィードレース、ノズルと対象物の距離・角度をパラメータとして、塗膜面の剥離速度を比較する試験を実施した。本成果を以下に要約する。(1)ドライアイス粒の最適供給条件は、ブラスト圧力15Kgf/cm $^{2}$ 、フィードレート30%である。なお、ブラスト圧力9Kgf/cm $^{2}$ 、フィードレート50%の場合にも同様の剥離能力が得られた。(2)最適噴射条件は、ノズルと対象物の距離が50100mm、角度が垂直に対して30度である。(3)最適除染方法は、パイプ形状ではターンテーブル上に固定し旋回しながら垂直に対して60度で除染、アングル形状では、0、30度の角度で除染、間の内部は内側に45度の入社角度で除染、ボルト等の小物は30度に傾けたバレル籠に入れて20rpmで回転させながら籠底面に垂直になるように噴射除染したときが最良であった。(4)除染フード設計に当たって、ブラスト装置の最大能力で出射したときのセル等の負圧意地に与える影響の無いことや、極低温(-73 $^{circ}$ C)の排気による排気フィルターの氷結を防ぐ熱量(73kW)を試算した。

論文

Experimental study on separation characteristics of thermal diffusion columns using H-D-T system

中村卓也; 平田一弘*; 山西敏彦; 奥野健二; 成瀬雄二

Fusion Technology, 21(2P2), p.942 - 947, 1992/03

https://doi.org/10.13182/FST92-A29872

被引用回数：2 パーセンタイル：27.49(Nuclear Science & Technology)

トリチウムプロセス研究棟では、熱拡散塔による同位体分離法を他の実験装置で使用し薄まったトリチウムを分離回収する目的で開発した。本装置を使いトリチウムを実際に回収するにあたり、熱拡散塔の最適運転条件を分離性能、平衡時間塔を考慮に入れて決める必要がある。今回の試験では熱拡散塔における分離性能を決める要因のうち、塔内圧力に着目し、単塔における分離係数の測定を二成分系(同位体平衡で実質三成分系)のガスD-T、H-T、H-Dそれぞれについて行い、圧力依存性を調べた。次に4本の塔をポンプで連結し、圧力依存性・塔内分布を調べた。その結果、ポンプで連結された4本の塔内濃度分布は、4本の塔を1塔として長さだけ4倍した計算結果と良く一致した。

報告書

ANALYSIS OF LARGE LEAK SODIUM-WATER REACTION IN LARGE FBR

田辺裕美; 浜田広次

PNC TN9410 91-028, 14 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-028.pdf:0.36MB

None

報告書

ナトリウム・スプレ-燃焼の解析(II)

宮原信哉; 前田晴彦*

PNC TN241 83-10, 229 Pages, 1983/07

PNC-TN241-83-10.pdf:13.91MB

ナトリウム・スプレー燃焼解析コード"SPRAY-III"の検証を目的として、21m/SUP3での容器を用い、ナトリウム・スプレー燃焼試験を実施した。試験前に実施した予備解析の結果については、既に「ナトリウム・スプレー燃焼の解析」として報告している。今回は、試験結果を用いた"SPRAY-III"コードの検証を行い、その解析結果の妥当性について検討を実施した。その結果、以下のことがわかった。(1)窒素雰囲気試験(a)ガス圧力、ガス温度のピーク値は、実験結果に比べて解析結果が安全側の評価となった。しかし、解析で得られた圧力ピークはスプレー終了時に現われており、スプレー噴出中にピークとなった実験結果とは異なる結果となった。又、立ち上がりは解析結果の方が遅くなることがわかった。(b)壁の温度は、スティール・ライナについてはスプレー終了時において解析結果が実験結果の温度変化巾の約5575%であり、過小評価であることがわかった。又、モルタルについては、解析結果と実験結果はほぼ一致した。(c)プールの平均温度は、スプレー終了時において、若干解析結果の方が低くなったがほぼ妥当な結果が得られた。又、解析ではスプレー終了時までにプールとガスとの熱量移行はほとんどなかった。(2)空気雰囲気試験(a)"もんじゅ"の安全解析条件と同様に、反応生成物が全て過酸化ナトリウムであると仮定するとガス圧力、ガス温度の立ち上がりとピーク値のいずれも非安全側の評価となった。又、本試験の体系で安全側の評価を得るためには酸素との反応速度定数の補正係数VOを、従来の300(ft/sec)から、1000(ft/sec)にしなければならないことがわかったが、この値が実機体系にも通用できるかどうかは今後の検討による。(b)壁の温度は、モルタルについては解析結果と実験結果はほぼ一致したが、スティール・ライナについては補正係数VOを1000(ft/sec)にしても実験結果の温度変化巾の約4553%と過小評価であることがわかった。(c)プールの平均温度は、解析結果がかなりの過小評価となった。これらの結果から、窒素雰囲気におけるガス圧力、ガス温度についてのSPRAYコードによる評価は妥当なものであることが確認されたが、壁の温度や空気雰囲気における評価については、非安全側であることが判明した。SPRAYコードは、"もんじゅ

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