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荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09
被引用回数：1 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K
line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.
荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08
被引用回数：5 パーセンタイル：52.81(Instruments & Instrumentation)Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.
荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 久保田 俊夫*
QST-M-23; QST Takasaki Annual Report 2018, P. 59, 2020/03
Radioactive spent solvent waste contains U and Pu is generated from reprocessing process of spent nuclear fuel. The nuclear materials should be removed from the solvent for safety storage or disposal. We are focusing on the nuclear materials recovery from spent solvent using imino diacetic acid (IDA) type chelating resin as a promising method. In order to reveal adsorbed amount of Zr, which is simulated of Pu, Micro-Particle Induced X-ray Emission (PIXE) was carried out. Micro-PIXE analysis succeeded in quantitative analysis on trace amount of adsorbed Zr from simulated spent solvent.
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*; 千田 充久*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(3), p.228 - 239, 1994/03
被引用回数：8 パーセンタイル：60.14(Nuclear Science & Technology)再処理工場から発生する蒸留残渣などの廃溶媒はTRUを含有する有機廃液である。その処理技術として液中燃焼法を中心に試験研究を実施した。本報告では、廃溶媒の燃焼挙動及び燃焼生成物(リン酸、ルテニウム、ヨウ素、ジルコニウム及びランタノイド化合物)の装置内移動挙動などについて述べる。試験の結果以下のことが知られた。(1)廃溶媒は液中燃焼法により処理することができる。(2)液中燃焼法を共沈法、固液分離法及びガラス固化法と組合せることにより、廃溶媒をそのまま有機ポリマーを用いて固化体化した場合に比べてTRU固体廃棄物の発生量を大巾に減少できる。
内山 軍蔵; 前田 充; 千田 充久*; 藤根 幸雄; 桐島 健二*; 平林 輝彦*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.3, 0, p.1 - 15, 1994/00
液中燃焼法、リン酸ビスマス共沈法及び膜分離法などから構成される新しい廃溶媒処理プロセスを提案した。同プロセスはTRU廃棄物の固定化及び減容化を考慮したプロセスであり、その有効性を実験的に検討した。さらに同プロセスの大型再処理施設(800トン/年)への実用化性を評価するため、取得実験データを用いて廃溶媒処理施設の概念設計検討を行った。さらにそれらの結果をもとに、TRU廃棄物等の発生量評価及び経済性予備評価を行った。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 千田 充久*; 桐島 健二*
JAERI-M 93-213, 204 Pages, 1993/10
超ウラン核種を含有する蒸留残渣等の廃溶媒の処理プロセスとして提案した液中燃焼法を中心とするプロセスについて、処理施設の概念設計及び予備コスト評価を行った。また、これらの結果に基づいて安全性等の技術の特質、TRU廃棄物の低減効果、経済性等の評価を行い、併せて実用化上の重要課題を整理した。その結果、2次プロセス廃液を全く排出しない単純な処理・固化システムを達成し得ること、TRU廃棄物の発生量を競合技術(乾留固化法)に比べ数10分の1以下に低減できること、建設費は再処理施設全コストの1%以下の小さな値に止め得ることなどを明らかにした。また、TRU核種を分離したリン酸カルシウム系低レベル廃棄物については、一時貯蔵、輸送時の安全性、遮蔽負担を考慮するとTRU核種とともに
・
核種の除染をより積極的に考慮する必要があることなどを確認した。
内山 軍蔵; 前田 充; 藤根 幸雄; 天川 正幸*; 内田 勝秀*
JAERI-M 93-191, 58 Pages, 1993/10
再処理工場から発生し、TRU元素を含有する廃溶媒を分解して無機化する技術として液中燃焼法を取り上げ、同法について廃溶媒処理技術としての適用性を評価するために必要な放射性核種の燃焼挙動などのプロセスデータを取得した。実験にはベンチスケール規模(処理量:1.39l/hr)の液中燃焼実験装置を用いた。本報告書では、(1)リン酸トリブチルとノルマルドデカンとの混合物からなる模擬廃溶媒の燃焼挙動,(2)模擬廃溶媒に添加したルテニウム及びヨウ素等の燃焼・移行挙動などについて述べる。
内山 軍蔵; 天川 正章*; 前田 充; 藤根 幸雄
Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.93 - 93, 1989/00
再処理工場から発生する廃溶媒について、無機化・減容する処理技術として液中燃焼法の適用性を試験検討した。試験の結果、(1)難燃性のTBPが補助燃料なしにほぼ完全燃焼すること、(2)発生する白煙リンミストは、湿式フィルター(ガラス繊維充填型)で、99.5%以上の高い効率で除去できること、(3)ランタニド元素は、酸化物固体微粒子として燃焼ガス冷却用回収缶液にほぼ全量捕捉されること、(4)ルテニウムは、酸化物固体とならずに、回収缶液に溶解し、一部リンミストとともにオフガス系へ移行すること、(5)オフガス中ルテニウムは湿式フィルターを含めたDFとして1000以上が得られることが判った。これらの結果から、液中燃焼法は廃溶媒処理技術として有効であると思われる。
中村 文也*; 安倍 諒治*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 荒井 陽一; 渡部 創; 野村 和則
no journal, ,
It is considered that tributyl phosphate (TBP) contained in spent PUREX solvent is well known to decompose into dibutyl phosphate (DBP) by radiation exposure. It has been found that DBP extracts U and Pu to form strong complexes. Since these complexes have stability even at low nitric acid solution, the spent solvent loaded with U and Pu for a long term is difficult to back extracted using nitric solution. Therefore, we have studied the treatment method for adsorbing of U and Pu from spent solvent using adsorbent. In this study, the method of Zr(IV) quantitative analysis using fluorescence spectroscopy was established. Moreover, adsorption behavior of Zr(IV) in DSP-n using adsorbents was evaluated. It was confirmed that non-woven fabrics with phosphoric acid type and imino diacetic acid type showed excellent adsorption ability.
渡部 創; 荒井 陽一; 小木 浩通*; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 大杉 武史; 谷口 拓海; 曽根 智之; 野村 和則
no journal, ,
Japan Atomic Energy Agency has been conducting STRAD (Systematic Treatment of RAdioactive liquid waste for Decommissioning) project for treatment of legacy liquid wastes accumulating in hot laboratories. In this project, fundamental studies to develop new technologies for the treatments are conducted utilizing stored liquids in Chemical Processing Facility (CPF) of Japan Atomic Energy Agency as reference. One of the challenging tasks is treatment of spent organic liquids involving spent solvent loading radioactive nuclides. In this study, several technologies for the spent solvent treatment were developed.
荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*
no journal, ,
The spent extraction solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the reprocessing. The spent solvent should be appropriately treated for disposal or storage. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity more precisely, elution behavior of loaded solvent into hexane or acetone was evaluated. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K line depended on the washing condition, and the behavior qualitatively agreed with the results of the leaching test.
