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-P adsorbent for MA(III) recovery小藤 博英; 渡部 創; 竹内 正行; 鈴木 英哉; 松村 達郎; 塩飽 秀啓; 矢板 毅
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.61 - 65, 2018/11
Applicability of newly developed MA(III)/RE(III) separation extractant TPDN for the extractionchromatography technology was evaluated through series of fundamental characterizations. The adsorbentselectively extract 
Am from diluted high level liquid waste and sufficient performance for MA(III)/RE(III)separation process was confirmed. Durability and behavior in the vitrification process of the adsorbent alsosuggested that the new adsorbent can be employed as a material for reprocessing of spent fuels.
福井 寿樹*; 牧 隆*; 三浦 信之; 塚田 毅志*
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 23(2), p.169 - 173, 2016/12
次世代再処理ガラス固化技術基盤研究は、低レベル廃棄物をより安定した廃棄体とするためのガラス固化技術の基盤整備およびその知見を反映した高レベル廃液成分をより多くガラスに取り込む技術の開発を目的として、平成26年度から平成30年度までの5年間実施する計画である。
小藤 博英; 渡部 創; 後藤 一郎; 折内 章男; 竹内 正行; 小林 秀和; 捧 賢一
no journal, ,
多孔質シリカにアクチニドやランタニドの抽出剤を含浸させた吸着材を用いた抽出クロマトグラフィ技術により、マイナーアクチニドを吸着あるいは分離した吸着材をガラス固化する手法の評価を行っている。本報では代表的な抽出剤であるCMPOやHDEHPを用いた吸着材に模擬廃棄物を吸着させた試料の高温分解特性を評価するとともに、ガラス固化体試料を調製し、ガラス化状況や化学的安定性の評価を行った。吸着材は概ね良好にガラス化され、十分な耐水性を有する結果が得られたが、ガラス化における気泡発生等、いくつかの課題が明らかになった。
吉岡 正弘*; 福井 寿樹*; 三浦 信之; 塚田 毅志*
no journal, ,
経済産業省がIHI, 日本原燃, 日本原子力研究開発機構、及び電力中央研究所に委託した次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業は、低レベル廃棄物及び高レベル廃液(HLLW)の先進的ガラス固化技術を開発するために2014年に始まった。本事業において、高充填マトリックス、ガラスセラミックスを含む現行ホウケイ酸ガラスの代替マトリックス、マイナーアクチニド吸着ガラス等の開発が前述の機関に委託されている。
小藤 博英; 渡部 創; 後藤 一郎; 折内 章男; 竹内 正行; 小林 秀和; 捧 賢一
no journal, ,
マイナーアクチニド(MA)等の分離法として開発を進めている抽出クロマトグラフィにおいて使用する抽出剤含浸吸着材の特性評価及び模擬高放射性廃液元素の吸脱着を行った使用済吸着材のガラス固化体原料としての利用可能性を評価するためのガラス化試験及び化学的安定性の評価を行った。CMPOやHDEHP抽出剤等の有機物を含有する吸着材に適したガラス化溶融手順を策定するとともに、試料は良好にガラス化され、十分な化学的安定性を有することを確認した。
小林 秀和; 小高 亮; 巌渕 弘樹
no journal, ,
原子力機構の東海再処理施設のサイトにあるガラス固化施設(TVF)では、使用済燃料の再処理から生じた高放射性廃液を液体供給式ジュール加熱セラミック溶融炉(LFCM)でガラス固化している。高放射性廃液に含まれる白金族元素はガラスにほとんど溶解しない懸濁微粒子となり、非常に低い抵抗率と高い密度を有しているため、炉底部に堆積して電気的な短絡経路を形成するため通電による溶融炉の運転を阻害する。TVF1号炉、現在運転している2号炉は、四角錘形状の底部と底部抜出しを有しているが、底部の稜線部に溜まった白金族元素粒子が抜き出されにくく、定期的に除去しなければならないという課題がある。この課題を解決すべく、白金族元素粒子が抜き出されるように底部が円錐形状の3号炉を開発しており、2023年から2024年にかけて2号炉と交換されることになっている。炉底構造の変更の効果は、熱流体解析コードにより確認した。加えて、ドレインノズル上部のストレーナの構造の最適化を模擬流体と実寸大アクリル製モデルを用いた可視化試験によって行った。本会議においては、前述した3号溶融炉開発に関する活動について過去の溶融炉構造とともに紹介する。
菖蒲 康夫; 巌渕 弘樹; 大森 栄一; 三浦 信之
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)では設備・建屋の廃止措置と解体を計画しており、完了までに数十年を要する。TRPには現在およそ360立米の高レベル廃液(HLLW)が貯蔵されており、HLLWがTRPに貯蔵されている限り、その蒸発や水素爆発というリスクが有るため、HLLWは強制冷却と水素掃気を行い続けて安全に管理する必要がある。それゆえ、この貯蔵リスクを低減するために東海ガラス固化施設(TVF)で2028年までにガラス固化することとした。TVFは1992年に建設され、これまでに306体のガラス固化体を製造してきた。液体供給式ジュール加熱セラミック溶融炉(LFCM)を採用していることが特徴である。溶融炉やHLLW貯槽といった主要工程設備はセル内に設置し、完全遠隔保守システムを採用している。溶融炉の運転中、HLLWに含まれる白金族元素が炉底部に堆積するため、定期的に溶融炉を空にして堆積した白金族元素濃度の高いガラスを機械的装置で除去しなければならない。ガラス固化を成功させるためには、高経年化を考慮した組織的な保守計画による設備維持や、ガラス固化体保管容量の拡大、そして設計寿命を考慮した溶融炉の更新が必要である。本会議においては、東海サイトにおけるガラス固化処理計画について紹介する。
石尾 貴宏*; 兼平 憲男*; 星野 剛*; 福井 寿樹*; 巌渕 弘樹; 塚田 毅志*
no journal, ,
我が国では、核燃料サイクルから生ずる高放射性廃液(HLLW)をガラス固化するためのガラス固化技術が実用化されてきた。また、我が国の再処理施設や原子力発電所から発生する多種類の低レベル放射性廃液(LLW)は主として焼却、減容、セメント固化といった方法で処理されているが、これまでガラス固化は導入されてこなかった。他方、再処理施設や原子力発電所の廃止措置を行う場合に、比較的放射能レベルの高いLLWが発生する可能性がある。そのため、LLWを処分することを目的として小さい容量で安定な固化形態とするための様々な減容・固化技術が開発されてきた。LLWのガラス固化技術の基盤が開発されれば、HLLWのガラス固化技術の発展にも反映することが可能である。このため経済産業省は、2014年度から、「放射性廃棄物の減容化に向けたガラス固化技術の基盤研究事業」を立ち上げ、IHI, 日本原燃, 原子力機構, 電力中央研究所が本プロジェクトを開始している。本プロジェクトの開発目標は以下のとおり。(1)LLWに対する廃棄物を高減容化・安定化するためのガラス固化技術の基盤を強化するために開発すること、(2)LLWの基盤から得られた知見を反映し、HLLWのガラス固化をさらに改善するための研究も行うこと。今回の発表では、本プロジェクトにおけるこれまでの成果と今後の計画について報告する。
三浦 信之
no journal, ,
Borosilicate glass is used for solidification of high-level radioactive wastes. Glass ceramics so far have been studied for improving the properties and reliability of the solidified materials as an alternative matrix, but vitrification has been selected as the most suitable method from the viewpoint of the feasibility of the manufacturing process. The main component of radioactive waste is fission products from the reprocessing on the spent fuel of the nuclear power plants. Fission products are consisted from isotopes of 30 or more elements and are strong 
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emitters. It also contains strong a-emitters such as americium. These are metal elements, which react with the raw glass cullet and are stably confined in the vitrified solid by cooling and solidification. Improvement of the melting technology is being continued. In recent years, Japanese waste vitrification researchers have been conducting the investigation on feasible technologies not only for high-level liquid wastes but also for low-level liquid waste generated from the operation or decontamination of nuclear power plants etc. For the secondary wastes of water treatment at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Accident, the examinations of the volume reduction and its stabilization methods are in progress. Since glass has quite low water solubility, generation of hydrogen gas which is often observed in other matrices can be ignored. Even for the solidification of low level waste, glass can greatly contribute to the reduction of this risk.
