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加藤 篤志; 永井 桂一; 荒 邦章; 大高 雅彦; 岡 伸樹*; 田中 昌子*; 大谷 雄一*; 井手 章博*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高速炉の燃料取扱においては、使用済燃料集合体にナトリウムが付着しているため、冷却材に水を用いる使用済燃料プール(SFP)に移送される前に、残留ナトリウムの洗浄システムが備えられるが、SFPの水浄化能力等の観点からの設計負荷低減のため、残留ナトリウムの局限化が必要である。もんじゅで採用されたような湿式洗浄プロセスでは洗浄後にナトリウムがほとんど残留しない利点を有するものの、放射性液体廃棄物の発生や設備規模の観点から難点がある。一方、日本の次世代ナトリウム冷却高速炉開発では、高温のArガスと湿分を有するArガスによるナトリウム洗浄と残留ナトリウムの不活性化によりSFPに直接装荷可能な先進乾式洗浄システムを採用する計画である。本報では、本乾式洗浄システムに関する洗浄能力高度化や燃料取扱システムの適正化に係る研究開発の現状を報告する。
岡本 芳浩; 湊 和生
JAERI-Conf 2004-008, 228 Pages, 2004/04
溶融塩を利用した使用済み核燃料の乾式再処理技術の開発が、経済性の向上の期待のもと、調査・研究が幅広く行われている。一方、昨今の計算機技術の著しい進展に伴い、実験を補完し結果を予測する手段としての計算シミュレーションの役割に対する期待が大きくなってきている。溶融塩技術の中においても、シミュレーション技術が盛んに利用されている。このような背景のもと、原研物質科学研究部アクチノイド科学研究グループは、日本原子力学会再処理・リサイクル部会と共催で、2003年12月16日に原研東海研において、第3回「溶融塩技術と計算シミュレーション」ワークショップを開催した。本報告書は、その講演の要旨及び講演OHPをまとめたものである。
永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
西原 健司; 阿部 拓海
no journal, ,
プルサーマル燃料の燃焼後に発生するプルサーマル使用済燃料の管理方法を検討するために、プルサーマル1回リサイクルと2回リサイクルのサイクル諸量を、使用済み核燃料の長期貯蔵,直接処分、および再処理を前提として比較した。その結果、フロントエンドのU採掘および濃縮では2回リサイクルで取扱量が少ないが、バックエンドなどその他の多くの工程では1回リサイクルでの取扱量が少ないことなどが分かった。