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論文

Development of U and Pu co-processing process; Demonstration of U, Pu and Np Co-recovery with centrifugal contactors

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。

口頭

東海再処理施設におけるU, Pu共回収プロセスの開発

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。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発; 分配部におけるPu還元剤(HAN)の適用について

工藤 淳也; 柳橋 太; 多田 一仁; 星 貴弘; 藤本 郁夫; 大部 智行

no journal, , 

コプロセッシング法(U,Pu共回収法)の抽出フローシート開発では、分配段におけるPu還元剤として硝酸ヒドロキシルアミン(HAN)及び硝酸ウラナスを用い、供給液のPu含有率に応じた還元剤の使い分けを想定している。本報では、小型ミキサセトラ試験により、HANを適用できるPu含有率を確認した結果について、報告する。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発; 還流型遠心抽出器を用いたU, Pu, Np共回収フローシートの設定

倉林 和啓; 工藤 淳也; 佐藤 武彦; 多田 一仁*; 大部 智行

no journal, , 

コプロセッシング法(U, Pu共回収法)の抽出フローシート開発において、MAの一つであり長寿命核種であるNpについても共回収するU, Pu, Np共回収フローシートの設定について報告する。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発; 還流型遠心抽出器を用いたU, Pu, Np共回収試験

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。

口頭

東海再処理施設におけるPu, U溶液を用いた共回収試験; 小型試験設備における抽出プロセス開発

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。

口頭

次世代再処理技術開発の現状

竹内 正行

no journal, , 

原子力機構における次世代再処理技術開発の現状について紹介する。具体的には将来の再処理技術として適用を検討しているコプロセッシング法や高性能清澄システムの成果概要等について示すとともに、放射性廃棄物の減容化・有害度低減のための技術開発として進めているMA分離開発や小規模MAサイクル研究の概要について紹介する。さらに、燃料サイクル政策に係る直近のトピックスとして、戦略ロードマップの策定作業や次期エネルギー基本計画の骨子案についても説明を行う。

口頭

遠心抽出器を用いたコプロセッシング法プロセスの開発

坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行

no journal, , 

原子力機構では、現在の再処理工程に用いられているPUREX法を改良したコプロセッシング法の開発に取り組んでいる。コプロセッシング法では、Puを単離させないことによる核拡散抵抗性の向上を目指していると共に、除染性能を向上させることで精製段の削減を目指している。本発表では、遠心抽出器によるコプロセッシング法プロセスの開発状況について報告する。

口頭

コプロセッシング法共除染部の開発; 除染性能向上に向けたZr共存下におけるTc抽出挙動研究

大野 真平; 市毛 良明; 柴田 淳広; 佐藤 武彦; 竹内 正行

no journal, , 

コプロセッシング法におけるTcの抽出挙動把握を目的とし、硝酸溶液中のZr濃度及び硝酸濃度をパラメータとしたバッチ試験を実施した。Zr濃度の上昇に伴ってTcの分配比が増加し、Zrとの混合錯体が形成されていると考えられた。硝酸濃度の影響については、酸濃度が高いほど分配比が低下する傾向が得られた。今後、バッチ試験のパラメータを変化させ、より詳細な抽出メカニズムを評価したうえで、適切なフローシートを設計する必要がある。

口頭

Development of the Co-processing process with the centrifugal contactor

坂本 淳志; 佐藤 武彦; 佐野 雄一; 竹内 正行

no journal, , 

現在、使用済核燃料の再処理工場ではPUREX法が多く採用されているが、PUREX法では、使用済核燃料溶解液中から溶媒抽出法によりウランとプルトニウムを個々に分離するため、核不拡散上の懸念を有する。原子力機構では、核拡散抵抗性の向上を目指した新プロセスとして、プルトニウムをウランと共に回収するコプロセッシング法の開発を進めている。本研究では、使用済核燃料の実溶解液によるコプロセッシング法試験の実施に向けて、遠心抽出器システムによるウラン抽出挙動の評価を行った。また、テクネチウムの代替物質としてレニウム、及びジルコニウムを用いた除染性能の向上に関する評価を実施した。

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