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渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11
被引用回数：12 パーセンタイル：79.16(Nuclear Science & Technology)A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.
大橋 裕介; 原田 雅幸*; 浅沼 徳子*; 安藤 詞音; 田中 祥雄; 池田 泰久*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 311(1), p.491 - 502, 2017/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.50(Chemistry, Analytical)ウランを含んだ廃棄物からのウラン回収法として、ポリビニルポリピロリドン(PVPP)吸着材の適用性を確認するため、ウラン廃棄物を溶解した塩酸溶液からの金属イオンのPVPPへの吸着及び溶離挙動を確認した。その結果、Na(I)及びAl(III)が高い濃度で存在しても、U(VI)種は選択的にPVPPに吸着されることが分かった。吸着したU(VI)種は純水によってPVPPから選択的に溶離し、溶離液から不純物含有量の少ないウランが得られた。これらの結果から、PVPP吸着材はウラン廃棄物処理への適用が期待できる。
大橋 裕介; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; 田中 祥雄; 池田 泰久*
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 309(2), p.627 - 636, 2016/08
被引用回数：7 パーセンタイル：54.60(Chemistry, Analytical)ウランを含有する廃棄物からのウラン回収法として、常温で液体である尿素-コリンクロリド共晶物を用いた電解析出法を提案した。焼結アルミナ及び使用済みNaF吸着材中のウランは92%以上が選択的に共晶物に溶解した。共晶物のサイクリックボルタモグラム測定の結果、-0.7V付近にU(VI)の還元ピークが見られ、-1.5Vでの定電位電解の結果、カソード炭素電極にウラン析出物が生成された。この結果から、尿素-コリンクロリド共晶物はウラン廃棄物からのウラン回収に効果的な媒体であることを確認した。
大橋 裕介; 原田 雅幸*; 浅沼 徳子*; 池田 泰久*
Journal of Nuclear Materials, 464, p.119 - 127, 2015/09
被引用回数：15 パーセンタイル：77.17(Materials Science, Multidisciplinary)固体廃棄物からのウランの電気化学的析出の実現性を検討するため、NaF、金属廃棄物中のウランをBMICl(1-butyl-3-methyl- imidazolium chloride)に溶解し、溶液中のウランの電気化学的挙動を調べた。U(VI)イオンはU(V)に-0.8から-1.3Vの範囲で非可逆的に還元されると推察され、この結果に基づき、-1.5Vにおいて定電位電解を実施したところ、F, Cl, N, Oを含むU(VI)とU(IV)の混合物が得られた。この結果から、固体廃棄物中のウランをBMIClによって電解回収できる可能性が示された。
大橋 裕介; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; 和田 幸男*; 松原 達郎; 池田 泰久*
Journal of Nuclear Science and Technology, 46(8), p.771 - 775, 2009/08
転換・濃縮施設で発生するウラン廃棄物の多くはUFで汚染されている。UFはイオン液体BMICl(1-buthyl-3-methylimidazolium chloride)にほぼ完全に溶解した。UFに汚染された金属廃棄物をBMIClによって除染した結果、想定したクリアランスレベル1Bq/g以下まで除染することができた。また、UFを溶解したBMIClについて、サイクリックボルタモグラムを測定した結果、UO
への還元につながるUO
UO
と推察される非可逆的還元波が見られた。
森田 泰治; 川田 善尚*; 峯尾 英章; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 池田 泰久*; 山崎 和彦*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 菊池 俊明*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.354 - 360, 2007/03
被引用回数：16 パーセンタイル：71.93(Nuclear Science & Technology)沈殿法のみによる使用済燃料の簡易再処理プロセス開発のため、焼却可能な有機試薬であるNCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン)によるPu及びほかの超ウラン元素の沈殿挙動を検討した。Puのみの硝酸溶液では、NCPによりPu(VI)でもPu(IV)でも沈殿したが、U(VI)沈殿の場合よりも多くのNCPを必要とした。U(VI)とPu(IV)の混合溶液において、NCPを[NCP]/[U]=1.4の比で加え、十分な時間撹拌することで、U(VI)の選択的沈殿を達成した。また、U(VI)-Pu(VI)溶液あるいはU(VI)-Pu(IV)溶液において十分な量のNCPを加えることでU及びPuをともに定量的に沈殿させることができた。このU-Pu共沈殿では、沈殿物の物理的性状からPuの原子価はVI価が望ましい。そこで、Pu(IV)のPu(VI)への酸化について検討し、溶液を加熱する方法が本プロセスでは適切な方法であることを見いだした。さらに、選択的U沈殿においてもU-Pu共沈殿においても、Am(III)及びNp(V)は沈殿しないことを明らかにした。以上の結果から、NCP沈殿法による再処理の成立性を実証した。
森田 泰治; 川田 善尚*; 峯尾 英章; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 池田 泰久*; 山崎 和彦*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 菊池 俊明*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
NCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン)がウラニルイオンと選択的に沈殿を生成するという極めて特異な性質と沈殿物の取扱いの容易な点を利用し、使用済燃料溶解液中の大部分のウラニルイオンを選択的に沈殿させ、さらにプルトニウムをウランとともに沈殿させる、NCP沈殿法のみによる簡易再処理プロセスの開発研究を外部機関との連携で実施した。原研では、プロセス成立性の鍵を握るPu及び他の超ウラン元素の沈殿挙動について実験的に調べ、その結果プロセス成立性について十分な見通しを得た。
山崎 和彦*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 菊池 俊明*; 森田 泰治; 川田 善尚*; 峯尾 英章; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; et al.
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10
NCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン)がウラニルイオンと選択的に沈殿を生成するという極めて特異な性質と沈殿物の取扱いの容易な点を利用し、使用済燃料溶解液中の大部分のウラニルイオンを選択的に沈殿させ、さらにプルトニウムをウランとともに沈殿させる、NCP沈殿法のみによる簡易再処理プロセスの開発研究を実施した。本発表では、実機概念をもとに設計・製作した沈殿生成槽,沈殿分離機の操作性,性能試験の結果について述べる。
小林 和容; 林 巧; 岩井 保則; 浅沼 徳子; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.673 - 677, 2002/05
安全性が高く社会的に受容される核融合炉の建設には、トリチウムの安全な取り扱い技術(閉じ込め・除去)が必要である。万一のトリチウムの室内漏洩を想定し、その除去挙動を把握するために、大型(12m
)の気密簡素化空間(ケーソン)からなるトリチウム安全性試験装置(CATS)を用い、トリチウムの室内漏洩・閉じ込め・除去模擬試験を実施してきた。その結果として、トリチウム水蒸気(HTO)が漏洩した場合には、汚染の残留が検出され、その程度がケーソン内の雰囲気湿度に顕著に依存することがわかった。トリチウムの除去換気中に水分を添加して雰囲気湿度を高めることにより汚染トリチウムの除去が促進されることを見いだした。さらに、HTO吸脱着を考慮した解析モデルにより、実験結果を再現することに成功した。
林 巧; 小林 和容; 岩井 保則; 浅沼 徳子; 大平 茂; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 41(3), p.647 - 651, 2002/05
安全性が高く社会的に受容される核融合炉の建設には、トリチウムの安全な取り扱い技術(閉じ込め・除去)が必要である。万一のトリチウムの室内漏洩を想定し、その素早い検知とトリチウムの室内閉じ込め・除去が、環境への放出抑制上特に重要である。これにかかわる工学的データを取得するために、原研では、気密の簡素化空間(ケーソン)からなるトリチウム安全性試験装置(CATS)を設置し、トリチウムの室内漏洩模擬試験を実施してきた。その結果漏洩トリチウムの室内閉じ込め性能データを、漏洩検知用モニターの位置や室内通常換気流量のパラメータとして蓄積した。またその実験結果を開発した3次元流体解析コードにより解析し、良い一致をみた。
浅沼 徳子*; 宮野 陸*; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 野村 和則
no journal, ,
In order to avoid production of ammonium nitrate, stabilization of ammonium ion in analytical waste solution is necessary. In this study, adsorption separation of ammonium ion from the solution was made by using zeolites, i.e. Clinoptilolite, IE-96, HiSiv
1000. Fundamental ad-sorption characteristics of these zeolites which is adsorption rate, isotherm analysis and pH property were investigated.
伊部 淳哉*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*
no journal, ,
乾式再処理に係る試験で発生した核燃料物質を含む塩は、腐食性のあるClを含むため、適切に処理されるべきである。本研究では、簡易な分離プロセスにより、塩から核燃料物質を取り除こうとしている。最初の工程である沈殿法の試行として、酸化リチウムにて核燃料物質の模擬であるCeを塩(LiCl-KCl, NaCl-2CsCl)から分離する試験をグローブボックス内とグローブボックスス外の条件で実施した。得られた沈殿物や上澄みをXAFSやXRDにより同定し、沈殿物はオキシクロライドと想定されることを突き止めた。
浅沼 徳子*; 松浦 治明*; 高畠 容子; 星野 貴紀; 渡部 創; 渡部 雅之
no journal, ,
試験研究施設では、核燃料物質と共に種々の不純物を含む溶液が発生する。この溶液中に含まれるウランを、安全かつ安定な処理方法で分離回収する必要がある。本研究では、ゼオライトを用いた吸着分離に基づく処理プロセスを開発するため、ウラニルイオンの吸着及び溶離特性に関する基礎検討を行った。
麻生 大貴*; 豊崎 綾香*; 浅沼 徳子*; 高畠 容子; 星野 貴紀; 渡部 創; 渡部 雅之; 松浦 治明*
no journal, ,
ウランとジルコニウムの各種ゼオライトへの吸着特性および化学的構造状態の違いを系統的に調査し、ウランとジルコニウムを分離する最適な条件を調査した。ジルコニウムの分配係数の値はウランのそれと比較して10
以上小さいが、LZYのゼオライトの方が低pH下でゼオライトとしての特性を壊すことなく性能が維持され、相互分離に適することが明らかとなった。
松浦 治明*; 麻生 大貴*; 豊崎 綾香*; 浅沼 徳子*; 高畠 容子; 星野 貴紀; 渡部 創; 渡部 雅之
no journal, ,
Recovery of uranium from the waste solution is one of the important treatments of them. Various kinds of zeolites were selected for the separation of uranium and zirconium, and influence of chemical form of uranium and zirconium in zeolite on adsorption behavior were evaluated to find out an optimal condition for the effective U/Zr separation. Zeolites and zirconium nitrate solutions were shaken. Local structure of zirconium and uranium in adsorbed zeolites were evaluated by extended X-ray absorption fine structure using K and L3 absorption edge at BL27B, PF, KEK, respectively. By the comparison between distribution coefficients of zirconium and uranium, Kd, onto 13X and LZY type zeolites. 13X must be decomposed by solution with larger pH condition. Difference between local structures of zirconium and uranium in 13X was wider than that in LZY, therefore, this fact also supported above discussion. Thus, selective uranium adsorption can be achieved at this condition using LZY zeolite.
伊部 淳哉*; 三谷 眞緒*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*
no journal, ,
Development of pyroprocessing experiments on nuclear fuel materials has been conducted, and contaminated chlorides has been generated. The aim of this study is to develop a simple uranium separation method for decontamination of the salts. Oxides are added as oxygen donor in the salts, and then uranium is separated from the salt as precipitates. NaCl-2CsCl salts, lithium oxide and uranyl chloride were used as target salt baths, the precipitant and a surrogate material of the contamination, respectively for testing the precipitation process. The precipitates were evaluated by thermodynamic calculations. Uranium oxide was produced, by adding lithium oxide. However, it was also found that an excess of lithium oxide could react with sodium and cesium to produce uranates. Vacuum distillation process on contaminated chlorides has been conducted, and radioactive materials has been recovered.
高畠 容子; 坂本 淳志; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; 渡部 創; 渡部 雅之
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉に関する研究開発にて発生したジルコニウムを多く含む硝酸ウラン溶液からのウラン分離に関する技術開発を実施している。ジルコニウムやウランを用いた検討により、ゼオライトLZY-54を用いたカラム法により、ジルコニウムを多く含む硝酸ウラン溶液からウランを分離する手法が実現可能であるとの結果を得た。そこで、少量の実液に対して処理手法を試行した。pH, ORP電位の測定結果から、溶液中のウランの化学形を判断した。ジルコニウムとウランは分離可能であり、ジルコニウムのウランに対する除染係数(DF)は5.9であった。ウランは供給量の73%が回収され、17%はカラム内に残留している結果となった。
菊池 俊明*; 山崎 和彦*; 草間 誠*; 近沢 孝弘*; 田巻 喜久*; 半沢 正利*; 古志野 伸能*; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; 川田 善尚*; et al.
no journal, ,
本技術開発の目的は、ウラニルイオン選択的沈殿法を再処理主工程に適用することにより、簡易FBR再処理システムを構築することである。本検討では、まず、NCP(N-シクロヘキシル-2-ピロリドン:沈殿剤)の硝酸溶液中での選択的沈殿能の発現機構の解明,沈殿条件の詳細検討,TRU核種に対する沈殿能の把握などを行い、次いでこれらの知見をもとに、提案再処理システムの成立性について安全性,経済性などの見地から検討した。3年間に渡り実施した研究開発の成果を総括して発表する。
鈴木 達也*; 本多 雅典*; 浅沼 徳子*; 逢坂 正彦
no journal, ,
使用済燃料中からのモリブデン回収技術として、ピリジン樹脂を用いたイオン交換法を提案している。今回は、モリブデンのピリジン樹脂への吸着挙動をバッチ試験で行い、分配係数を評価した。また、モリブデンとともに振舞う可能性のあるジルコニウムの吸着挙動についても調査した。
大橋 裕介; 浅沼 徳子*; 原田 雅幸*; 池田 泰久*
no journal, ,
汚染鋼材を溶解したBMIClについてのCV測定の結果、-1.0V付近にピークを有する還元波と0V付近にピークを有する一対の酸化還元波が見られた。-1V付近の還元波はU(VI)からU(V)への還元波と推察され、また、0V付近の酸化還元波はFe(III)からFe(II)への可逆的な酸化還元波であると考えられる。同じ試料について、バルク電解試験を実施後、作用電極をエタノール洗浄し、電極表面の化学形態をXPSで分析した。その結果、ウランのピークが見られた。一方、鉄のピークは見られなかった。この結果から、BMIClよりウランを選択的に析出可能であることが示唆される。
