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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。
岩井 保則; 山西 敏彦; 林 巧; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.456 - 459, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)既存の触媒酸化吸着除去方式雰囲気トリチウム除去プロセスへの気体分離膜を用いた膜分離プロセスの付加は、大容量雰囲気ガス処理を必要とする核融合プラントには魅力的である。このため、ガス分離膜による雰囲気からのトリチウム分離に関し、その分離機構の解明と工学設計への適用を目的とした静特性及び動特性コードを開発してきた。本報告では膜分離の新しい概念である還流膜分離を提案する。中空糸膜による膜分離の駆動力は膜を介した目的成分の分圧差であるので、透過側ガスの一部を供給側に還流することで意図的な駆動力の向上を見込むことができる。今回の検討で得られた主な結果は、(1)還流には駆動力の向上という正の効果と、還流による供給流量の増加という負の効果であり、よって還流比には最適値がある,(2)トリチウム回収には透過側圧力値が強く影響する,(3)高い透過係数を有する成分ほど還流の効果が顕著となるが、トリチウムガスとトリチウム水は他の空気構成成分より高い透過係数を有することからトリチウム回収に還流膜分離は適している。また、還流膜分離は高価な膜分離モジュールの規模低減効果も見込め、さらにトリチウム除去システム全体のコスト改善への貢献も期待できる。
有田 忠明*; 山西 敏彦; 岩井 保則; 西 正孝; 山本 一良*
Fusion Science and Technology, 41(3), p.1116 - 1120, 2002/05
深冷壁熱拡散塔の分離係数をH(水素)-D(重水素),H-T(トリチウム)系で測定した。塔は高さ1.5m,内径0.03mである。塔の中心に同心状に設置するヒーターとして、径0.05mmのタングステン線と、径11mmのシースヒーター型のものを使用し試験した。塔の分離係数は、ヒーター温度の増加とともに増大する。また塔への供給流量の増加に対して、分離係数は減少し最適圧力は増大する。タングステン線使用時の全還流操作時の最大分離係数は、温度1273Kで、H-D系では49.2,H-T系の条件では284であった。供給流量10cm
/min,温度1273K,H-T系の条件で、タングステン線ヒーター使用の場合、最大分離係数は55であったが、シースヒータ使用の場合には温度が763K以外は同条件で、2660の高い分離係数を得た。これは、ヒーター径が大きくなることで、塔内の温度分布勾配が大きくなることによるものである。
越塚 誠一*
JNC TJ9400 2000-011, 102 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-011.pdf:2.71MB
超臨界圧軽水冷却高速炉の大出力化の可能性を検討するため、大型の高温超臨界圧軽水冷却高速炉(SCFR-H)の設計研究を行った。臨界圧軽水冷却炉は現在の火力ボイラーの主流である貫流型直接サイクルを採用し、超臨界水を冷却材とすることで、現行の軽水炉と比較してシステムの大幅な簡素化、コンパクト化および熱効率の向上が可能になる概念である。本検討にて、ブランケット上昇流冷却型SCFR-H、ブランケット下降流型SCFR-H及び高出力型SCFR-Hの3種類の炉心を設計した。いずれも熱効率が43%を超え、冷却材密度係数を正に保ちつつ電気出力1600MWを上回る概念である。熱中性子炉であるSCLWR-H(電気出力1212MW)と、同一の原子炉圧力容器内径の条件の下に比較検討し、電気出力で最大約1.7倍増加できることが示された。出力増大という観点からは、燃料配置を稠密にできる高速炉の方が、十分な減速材領域を必要とする熱中性子炉よりも出力密度を高めることができるため有利である。すなわち、超臨界圧軽水冷却炉では、高出力を目指した高速炉にすればさらに経済性が向上すると結論できる。
中山 元林; 遠山 伸一; 野村 昌弘; 平野 耕一郎; 山崎 良雄; 佐藤 勇
JNC TN9400 99-073, 18 Pages, 1999/08
線形加速器だけでなく、円形加速器や蓄積リングを含めた大電流加速器として進行波還流型加速構造を提案する。その構造は常伝導の加速構造であるが、連続波でビーム電流を10Aまで加速することが可能である。このような加速管では大電流においてビーム不安定性による共鳴電界が発生し易く、空洞内で発生した高次モードを消すためにはビーム輸送の口径を大きくする必要がある。このような加速構造は、高効率であるだけでなく大電力入力も可能であり、また励起モードの蓄積エネルギーも非常に小さい。このような加速管は、シングルモード型と呼ばれており、円形加速器の位相安定化のためビームがRFの最適位相からずれても、空洞のデチューニングは必要としない。本報告書では、このような特徴を有する大電流加速管について、検討結果を報告する。
山西 敏彦; 奥野 健二
Fusion Technology, 28(3), p.1597 - 1602, 1995/10
核融合炉では、冷却水及び廃水からのトリチウム回収システムの研究開発が重要課題の一つとなっている。水-水素化学交換塔、特に水と水素の向流接触が可能な液相化学交換塔は、この水処理系に有望なシステムと考えられる。核融合炉の水処理系では、トリチウム濃度は、水に自然に含まれる重水濃度と比較して充分に小さい。すなわち、塔のトリチウムに関する分離特性を議論するためには、重水も含めた水及び水素のすべての分子種(12分子種)を考慮する必要がある。筆者らは、この12分子種すべてを取り扱うことのできる化学交換塔の解析コードを開発した。本報告では、開発した解析コードにより塔の分離特性を詳細に検討するとともに、分離特性に影響を与える因子(塔内蒸気流量,水素流量,温度,還流比,重水濃度)を議論する。
近藤 康雄; 松村 昌明*; 久保田 益充
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 177(2), p.301 - 309, 1994/00
被引用回数：12 パーセンタイル：71.36(Chemistry, Analytical)2M及び0.5M硝酸濃度の模擬高レベル廃液からの沈殿生成を実験的に調べた。沈殿生成実験は、模擬廃液を約100
Cで加熱還流することにより行った。2M及び0.5M硝酸濃度のいずれの模擬廃液においても、Zr,Mo,Te及びRuが主な沈殿生成元素であった。2M硝酸濃度の模擬廃液からの沈殿生成量は、溶液中のZr濃度を下げることにより減少し、Zrをまったく含まない溶液では沈殿生成は起こらなかった。また、0.5M硝酸濃度の模擬廃液では、溶液中のMo/Zr比が0.5以下の場合、約10%のZr,Mo及びTeが沈殿しただけであった。更に、溶液中からZr及びMoを完全に取り除くことが、低硝酸濃度の模擬高レベル廃液からの沈殿生成を抑制するための最も有効な方法であることが明らかとなった。
王 元林
PNC TN9410 93-203, 57 Pages, 1993/03
進行波還流型レゾナントリング(TWRR)の特性について、解析と試験の結果を比較評価した。還流部の特性解析では、マイクロ波(RF)の反射,結合係数,方向性の効果を考慮した。加速管部の解析では、一定インピーダンス型と電場一定型構造の加速管についてRF特性を解析し、ビームローデングのある場合とない場合の比較評価を行った。また、結合係数一定の場合と電流値の変化に合わせて最適な結合係数になるように設定した場合の比較も行った。Q値については、還流部のみの場合と加速管部も含めた総合的なものについても求めた。試作したTWRRを用いて、低出力と高出力のRF試験を行った。試験の結果をもとに、TWRRの安定性について解析評価した。また、同様にTWRRを用いて、クライストロンの窓部(RF窓)単体の特性についても評価した。その結果、特性解析の結果と試験結果は、良く一致することが確認された。
松村 昌明*; 近藤 康雄; 山口 五十夫; 久保田 益充
JAERI-M 93-010, 38 Pages, 1993/02
群分離プロセス評価予備試験装置を用いて、模擬廃液の還流および脱硝により生成するスラリーの工学的規模でのろ過試験を実施した。ろ過試験は2種類の模擬廃液を用いて実施した。沈殿を含まない模擬廃液を用いた試験では、脱硝前に5.7
10
[J/L]以上の熱を与えて還流をおこなうことにより、易ろ過性のスラリーを得ることができ、実験室規模での実験結果が再現された。一方、室温放置により生成した沈殿を含む模擬廃液を用いた実験では、沈殿を含まない模擬廃液と同様の条件により還流・脱硝をおこなってもスラリーは難ろ過性となり、助材ろ過をおこなう必要があった。これは電温放置により生成した粒径が0.5
m前後の微小粒子がスラリー中に多く含まれていたことに因るものであった。
王 元林
PNC TN9410 92-039, 26 Pages, 1992/02
放射性物質を扱う高出力の加速器開発を目的に、試験用の連続波電子線型加速器の設計を行った。この加速器は、室温で運転され、出力1.2MWのL-バンド連続波を供給する2台のクライストロンでエネルギーが投入されて、100mAの電子を10MeVに加速することが出来る。平均ビーム出力はデューテイファクター20
100%の時に200KW1MWである。設計では、加速管に進行波還流型の加速管を採用した。この型の加速管には、高い加速率を維持したままビームブレークアップ(ビーム散乱)の防止するため加速部を短く設計できる利点がある。これらの設計の際は、特別な工夫を加え、またそれに基づく設計計算も行った。加速管構造の寸法とパラメータの決定は変分法に基づく計算で行った。計算で得たマイクロ波の共鳴周波数は、実測値と1/100%オーダーの誤差範囲内で一致した。現在、設計した加速器の要素開発を大洗工学センターで進めている。
山西 敏彦; 木下 正弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(1), p.61 - 70, 1984/00
被引用回数：12 パーセンタイル：75.16(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留の予備実験が内径の非常に小さい搭を用いて、行われた。蒸留実験はN
-Ar系について全還流操作で行われ、水素同位体分離を行う搭の重要な特徴を模擬した搭が用いられた。その結果、充愼物を支える金網は、できうる限り目を粗く更に円錐状にする必要があることが判明した。また近似モデルによる搭動性シミュレーションは、実験結果と極めてよく一致し、その妥当性が確められた。HETPの値は、充填物にディクソンリングを用い、様々な蒸気流量下で測定された。測定値はいずれも約5.5cmとなり、オーバーオールなHETPの値は蒸気流量に対し殆んど依存性を示さなかった。しかしながら、かなり小さな蒸気流量で蒸留を行った際には、搭上部のHETPと搭下部のHETPとの間に、若干の差が生じることが認められた。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二; 田中 吉左右
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.525 - 539, 1981/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.11(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法は、核融合炉燃料給排気系の水素同位体分離プロセス用として最も有望視されている方法の1つである。そこで、深冷蒸留法に関する研究開発の第1段階として、深冷蒸留塔の定常時の分離特性を解析するためのコンピューターコードを開発した。4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される典型的なシステムを対象とし、システム最適化のための詳細なパラメーターサーベイを行い、全理論段数、還流比、フィード供給段位置が塔の分離特性に及ぼす影響を明らかにした。また、トリチウムの崩壊熱の影響について調べ、フィード中にトリチウムが高濃度で含まれている場合にはかなりの分離性能低下が起こるため、還流比を増すか、塔の回収部を冷凍しなければ性能は確保できないという重要な結果を得た。さらに、現在までに報告されている工学データをもとに、各塔の概略の規模(充填高さ、塔内径、コンデンサーの負荷など)を評価した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.595 - 607, 1981/00
被引用回数：10 パーセンタイル：75.8(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留システムの制御系を設計するためには、システムの動特性を把握しておくことが必要である。そこで、先に我々が最適化シミュレーションを行った核融合炉燃料給排気系の深冷蒸留システム(4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される)のうち、第1塔(全理論段数=70)を対象とした動特性解析を開始した。塔の缶出流中のプロチウムHのアトム分率X
を制御変数、還流比を操作変数、フィード流中のHのアトム分率Zの変化を外乱に想定し、調節計にPI(比例積分)動作を選定した負のフィードバック回路を構成してXを定値制御することを考えた。その場合に安定かつ良好な制御を得ることができる比例感度K及び積分時間Tiの値の決定基準を導いた。さらに、Zのステップ変化に対するXの応答をK及びTiの値のいくつかの組み合わせに対して調べ、その決定基準の妥当性を検証した。
吉田 浩; 藤根 幸雄; 斎藤 恵一朗; 大内 操; 成瀬 雄二
JAERI-M 8527, 49 Pages, 1979/11
本報告は、2分割型拡散筒から構成されたHertz型カスケードによるアルゴン同位体分離研究のうち、全還流条件における実験結果について述べたものである。本研究によりHertz型カスケードでは、カスケードの運転特性が安定しており操作が容易であることならびに2分割型拡散筒の分割比を増すほど段分離係数が向上することを実証した。2分割型拡散筒は、分離係数に影響を及ぼす諸因子のうちカットの効果を最大限に活用したものであり、カスケード所要段数を大巾に削減する上で極めて有用な分離器といえる。
吉田 浩; 藤根 幸雄; 斎藤 恵一朗; 大内 操; 成瀬 雄二
JAERI-M 8374, 50 Pages, 1979/08
本法は、多孔質隔膜を装着した5段からなる工学的規模の方形カスケード実験装置を用いて実施したアルゴン同位体の分離に関するものである。ここでは、カスケードの基本的な運転方法の1つである全還流操作をとり上げ、カスケードおよび拡散筒の分離特性と操作条件との相関を調べた。本研究により以下のことが明らかになった。(1)実験に用いたアルミナ隔膜の細孔直径d、細孔長さl、迷宮度d
は、それぞれ約400A、2000~2200および13~15(-)と推定された。(2)本隔膜の透過係数Qexpは供給流圧力Phの広い範囲(0.6~2kg/cmA)において一定であり、アルゴン同位体の分離過程がほぼ理想的なKnudsen流の条件に従うものであると推定された。(3)分離係数影響因子の評価法の1つとして、隔膜透過レイノルズ数(Re)bをパラメータとする次のような補正因子k=0.980-e
を得た。(4)隔膜近傍における流れの効果Z
の評価式としてガスの流速、物性値および隔膜の表面摩擦係数を関数とする実験式を得た。
工藤 淳也; 柳橋 太; 星 貴弘; 多田 一仁; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 大部 智行
no journal, ,
経済産業省からの受託事業として、日本原子力研究開発機構が実施したU, Pu共回収プロセスの開発において、核拡散抵抗性を向上させるため、Puを単離しない(できない)抽出プロセスを設定し、ミキサセトラ試験を通してその実現性について評価した。これらの内容について報告する。
工藤 淳也; 倉林 和啓; 柳橋 太; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 大部 智行
no journal, ,
U, Pu, Np共回収フローシートに基づき還流型遠心抽出器を用いた試験を行い、U, Pu, Np挙動を確認した結果について報告する。
工藤 淳也; 長岡 真一; 倉林 和啓; 柳橋 太; 大部 智行
no journal, ,
将来の再処理施設の抽出プロセス開発として、Pu, Uの共回収により核拡散抵抗性を向上させたプロセス開発を行っている。本プロセス開発では、燃料の多様化(軽水炉から高速炉)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共回収試験を、東海再処理施設分析所の小型試験設備(OTL)において実施している。OTLは、溶解、抽出試験が行えるようにセルやグローブボックス(GB)を備え、また、十分な分析が行えることから、共回収プロセスのホット試験を実施した。
