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報告書

簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNp共回収; フィード溶液及び洗浄液の高硝酸濃度化に伴うNpの抽出挙動への影響評価

中原 将海; 佐野 雄一; 宮地 茂彦; 小泉 務; 小山 智造; 青瀬 晋一

JAEA-Research 2006-030, 43 Pages, 2006/06

JAEA-Research-2006-030.pdf:1.93MB

先進湿式再処理プロセスに関連して、U, Pu及びNp共回収を目的とした簡素化溶媒抽出法の研究を進めている。フィード溶液及び洗浄液の酸濃度を上げることによりフィード溶液中及び遠心抽出器内においてNpの原子価を抽出性であるNp(VI)へ酸化させ、Npのラフィネートへのリーク防止を図った向流多段試験を行った。定常時におけるNpの物質収支では、ラフィネートへのリークをわずか1%に押さえることができた。また、MIXSET-Xにより抽出部のU, Pu及びNpの段効率は100%, 100%及び98.5%となり、逆抽出部のU, Pu及びNpの段効率は95%, 90%及び89%の値が得られた。

論文

Dissolution of irradiated MOX fuel for highly concentrated solution

佐野 雄一; 宮地 茂彦; 小泉 務; 小山 智造

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/10

高濃度溶解条件下における照射済MOX燃料の溶解挙動について、評価・検討を行った。

論文

Extraction of Uranium and Plutonium from Irradiated Fuel in Super-DIREX Reprocessing Method

三浦 幸子; 紙谷 正仁; 野村 和則; 宮地 茂彦; 小山 智造; 小雲 信哉*; 島田 隆*

Super Green 2003:The 2nd Int. Symp. on Supercritical Fluid Technology for Energy and Environment App, 30 Pages, 2003/00

Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため、照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80$$^{circ}C$$のTBP硝酸錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。直接抽出プロセスにおけるウラン及びプルトニウム回収の可能性が示唆される。

論文

Renovation of chemical processing facility for development of advanced fast reactor fuel cycle system in JNC

青嶋 厚; 宮地 茂彦; 菅沼 隆; 根本 慎一

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00

実用化戦略調査研究の一環として行われる先進的高速炉燃料サイクルシステム開発に資するため、主に基礎データ取得フィールドの充実を目指した、高レベル放射性物質研究施設(CPF)の改造工事を行った。本報告では、先進的高速炉燃料サイクルシステム開発の概要及びCPFにおける開発経緯並びに工事概要と工事後の試験研究内容について紹介する。

報告書

高速炉燃料再処理パルスカラム技術開発 分離型セトラーによるパルスカラム界面制御法の検討

林 正太郎*; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 根本 慎一*; 宮地 茂彦*

PNC-TN8410 88-039, 58 Pages, 1988/09

PNC-TN8410-88-039.pdf:1.76MB

パルスカラム抽出器は使用済燃料再処理において主分離工程の抽出装置としてミキサ・セトラと同様に使用されてきている。 これまで開発されてきたパルスカラムは,有機相と水相とを分離するための相分離セトラーをカラム本体の下部又は上部に設けた1体型が主であった。このため相分離セトラー内に生じた界面の位置はカラム内溶液の密度変化やパルミングの影響を受けた界面位置を一定に保持することが困難で,かつ界面を検出するための検出器もカラム高さ分に相当する液の背圧を受けての検出であり精度の点で問題があった。更に界面に生ずるクラッドを除去することも技術的に困難であった。 以上のような技術的な課題を解決するため,従来,カラム本体と1体化されていた相分離セトラーをカラム本体から切り離し,分離型セトラーとし,工学規模での実証試験を行った。 本方式は界面をカラム内に設けず,外部に設置した分離型セトラーに設けるものである。 以下に実証試験結果の要約を示す。 1)従来方式では困難とされていた技術課題「高背圧下での界面検出とその方法」,「界面クラッドの除去対策」,「界面を安定に保ちつつ重液のみを抜き出す方法」など本分離型セトラーの採用により大部分の課題が解決できる目途を得た。2)分離型セトラーの形状はカラム本体にとらわれることなく任意に決定できるため,臨界安全形状,遠隔保守性,レイアウトの融通性など設計上,従来型に比べ有利となった。 3)カラム内液密度変化やパルシングの影響を受けないため安定に抽出操作を行うことができる。

報告書

再処理小型試験設備(II)試験用燃料溶解装置および溶媒抽出装置について

権田 浩三; 根本 剛*; 安 正三*; 宮地 茂彦*

PNC-TN841 79-05, 32 Pages, 1979/02

PNC-TN841-79-05.pdf:0.85MB

小型試験設備(Operation Testing Laboratory)の試験用燃料溶解装置および溶媒抽出装置について概要を記述する。本資料は,せん断試験用燃料片の溶解装置および溶媒抽出装置の概要と故障時の対策について述べ,保守作業時の参考にするものである。

報告書

再処理小型試験設備(I) 試験用燃料受入装置および廃棄物搬出装置について

権田 浩三; 根本 剛*; 安 正三*; 宮地 茂彦*

PNC-TN841 78-60, 29 Pages, 1978/11

PNC-TN841-78-60.pdf:0.84MB

小型試験設備(Operation Testing Laboratory)の試験用燃料受入装置および廃棄物搬出装置について概要を記述する。本資料は,せん断試験用燃料片の受入装置,溶解液の受入装置,廃溶媒の取出装置,その他試験セル内で発生する高放射性固体廃棄物の搬出等について述べ,将来,再処理施設以外の施設からの試験用燃料片の受入あるいは他施設への高放射性廃液運般のための参考とするものである。

口頭

Renovation of CPF (Chemical Processing Facility) for development of advanced fast reactor fuel cycle system

青瀬 晋一; 小笠原 甲士; 野村 和則; 宮地 茂彦; 市毛 良明; 篠崎 忠宏; 大内 晋一; 北嶋 卓史

no journal, , 

CPF(高レベル放射性物質研究施設)では高速実験炉「常陽」からの使用済燃料を用いて試験を行い、1984年に回収したプルトニウムを「常陽」にリサイクルしている。15年の試験研究を通じて所期の成果が得られていた。今後、さらなる高速炉燃料サイクル開発に必要とされる試験研究を行うため、CPFのホットセルであるCA-3セル内に設置されていた試験機器について撤去し、各種の試験条件に柔軟に対応できるように新たな試験機器を設置し、各種基礎研究を行うことのできる試験エリアの確保及び必要なユーティリティの整備を実施した。その他、分析関係を行うCA-5セル内に設置しているクレーンの補修,今後の試験に必要なグローブボックスを実験室A,分析室,実験室Cに設置した。

口頭

Experience of hot cell renovation work in CPF (Chemical Processing Facility)

青瀬 晋一; 北嶋 卓史; 小笠原 甲士; 野村 和則; 宮地 茂彦; 市毛 良明; 篠崎 忠宏; 大内 晋一; 鍋本 豊伸*; 片平 不二雄*; et al.

no journal, , 

CPFのホットセルにかかわる改造工事として、CA-3セル内の試験機器等の撤去,CA-5セル内のクレーンの補修を行っている。工事を行うにあたっては、作業員の被ばくを低減化する観点から、可能な限りマスタースレーブマニプレーターなどを用いて遠隔操作による高線量の機器の撤去を行い、事前に3Dシミュレーションを使い机上での成立性を確認するとともに、モックアップ装置により作業性の確認を行うとともに作業員の教育訓練に供した。これにより、工事は事故,災害なく完遂している。

口頭

簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNp共回収(高酸濃度スクラブ条件化におけるNpの抽出挙動)

宮地 茂彦; 中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

U,Pu及びNpの共回収については、これまでの高レベル放射性物質研究施設(CPF)でのホット試験において、フィード溶液の高酸濃度化によるNp(V)からNp(VI)への酸化の促進が有効であることを確認している。本報告ではフィード溶液の酸濃度を変更せずにスクラブ液を高酸濃度化することによっても、安定した運転が行えることを確認した。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発,2; せん断片の短尺化による溶解の高効率化

野村 和則; 大山 孝一; 大内 晋一; 宮地 茂彦; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

FaCT研究の一環として、使用済燃料溶解の高効率化を目指した研究を進めている。今回、使用済燃料のせん断長さを短くすることによる効率化への影響を調べるためのホット試験を行い、比較的高い濃度の溶解液も効率的に得られる結果を得たので、その結果について報告する。

口頭

CPFにおける溶媒抽出法による高速炉照射済燃料からのU, Pu, Np回収プロセスの開発

野村 和則; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 宮地 茂彦; 小泉 務

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所(NCL)では、高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高速実験炉「常陽」等で照射されたMOX燃料を用いた高速増殖炉燃料の先進的な再処理技術の開発を行っている。溶媒抽出法に関するCPFの所期の目的は、実際の照射済高速炉燃料を用いた向流多段抽出試験を実施し、軽水炉に利用されている技術(PUREX法)の高速炉再処理への適用性を評価することであった。U/Puの溶解液からの分離特性データを取得し、高速炉燃料であっても、高い除染係数と回収率でU, Puを回収できることを示した。現在は先進湿式再処理技術開発として、簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNpの共回収のための溶媒抽出試験をCPF用の小型遠心抽出器を用いて実施してきている。1990年代には、供給液に含まれるPuの一部をPu(VI)に調整することによりU-Pu-Np混合製品を得る向流連続試験を実施し、Pu(VI)が存在する場合にはほとんどのNpが期待通りにU-Pu製品流に回収されることを確認し、21世紀となってからは、FaCTプロジェクトにおける先進的湿式再処理技術の一環として、U晶析後の母液を対象としたU-Pu-Np一括回収プロセスの開発を行っており、抽出段の高酸濃度化により90%以上のNp回収率が得られ、U-Pu-Npの共回収を行える見通しを得ている。

口頭

CPFにおける照射済高速炉燃料を用いたせん断試験

大内 晋一; 柴田 淳広; 野村 和則; 宮地 茂彦; 北嶋 卓史; 小泉 務

no journal, , 

CPF(高レベル放射性物質研究施設)において、「常陽」照射済炉心燃料ピンをせん断試験を実施した。本発表では、オフガスの発生挙動や燃料粉化状況等のデータを紹介する。

口頭

高速炉燃料の高効率溶解技術開発,4; 高濃度溶解におけるFPの挙動

野村 和則; 大山 孝一; 大内 晋一; 宮地 茂彦; 鷲谷 忠博; 小泉 務

no journal, , 

高速炉燃料サイクル研究開発(FaCT)の一環として、使用済燃料溶解の高効率化を目指した研究を進めている。比較的高い酸及びU, Pu濃度の溶解液を効率的に得るための溶解(高濃度溶解)試験を実施し、U, Puとともに硝酸溶液に溶解するFPの挙動について調べた結果について報告する。

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