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堀江 水明; 堀江 水明; 池永 慶章*
Waste Management '95, 0 Pages, 1995/04
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堀江 水明; 池永 慶章*
Waste Management '95, 0 Pages, 1995/02
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堀江 水明; 堀江 水明; 宇埜 正美*
MRS '94, 0 Pages, 1994/10
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堀江 水明; 堀江 水明
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/04
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吉岡 正弘; 虎田 真一郎; 五十嵐 寛; 高橋 武士; 堀江 水明
Waste Management, 12(1), p.7 - 16, 1992/00
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堀江 水明; 米谷 雅之
PNC TN8510 90-005, 99 Pages, 1990/10
本論文は,米国アルゴンヌ国立研究所化学工学部によるEBR-2高速炉燃料の再処理の研究開発の成果をまとめたものである。これは,NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING誌に12編の連続した論文として記載された。この再処理方法は,使用済みの金属燃料を1400
で加熱して,低沸点FPの気化除去,希土類元素の酸化物化によるスカル化除去を行い,精製,再度の燃料装荷を図るものである。研究開発は,1950年代になされたものである。メリットとして,廃棄物の発生が少ない事,再処理設備のコンパクトなこと等を挙げている。それから,30年以上経た今日,このメリットは大きな価値を有する。現在的視点に立って,再評価が必要と考えられる。また,本技術は,FPを含む金属Uを,FPの熱力学的性質を利用して処理し精製するものであるが,現在,当事業団で研究開発中の高レベル廃棄物の超高温処理法と原理的に相似している。即ち,ANLの考え方は,金属を出発点として,加熱・気化・酸化処理を行うことにより使
虎田 真一郎; 佐々木 憲明; 堀江 水明; 角田 直己
PNC TN8440 88-016, 18 Pages, 1988/10
東海再処理工場の運転に伴い発生する高レベル廃液を固化処理し,併せてプラント規模のガラス固化技術を実証する目的で,ガラス固化技術開発施設(TVF)の建設が進められている。 ガラス溶融炉は,ガラス固化プロセスの中心となる機器であり,構造上,運転上の信頼性を向上させるため,1977年以来ETF,MTFにおいて,実スケ-ルの溶融炉を用いた技術開発を行って来た。 本報では,溶融炉技術に関して,動燃で開発した成果が顕著である下記のテ-マを中心に,開発の経緯を述べる。 1)導電性スラッジの滞溜を防止する,炉構造及びガラス抜き出し技術。 2)ガラス繊維原料を用いる,液体供給メルタ技術(LFCM) 3)溶融炉の遠隔操作,及び廃メルタの遠隔解体技術。 これらの技術開発成果をTVFのプロセス設計に反映し,TVFの運転・保守の信頼性向上に結びつけた。 なお,本報はアメリカ原子力学会廃棄物トピカルミ-ティング"SPECTRUM'88"に於いて発表した。
大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 葉賀 徹*; 大西 清孝*
PNC TN8410 87-011, 253 Pages, 1987/01
高速炉使用済燃料の溶解性及び抽出等に関する基礎データを取得する。 本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第8回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,燃焼度31,700MWD法T,冷却日数約1.1年の常陽MK-2燃料ピン3本を用いて実施した。試験の結果,下記の知見が得られた。 1)各工程における85Krの放出率は,それぞれ剪断時に40
46%,溶解時に43%,小型溶解時に2%であり,合計で85%91%であった(ORIGEN値比較)。 2)バスケット充填での溶解率は,初期硝酸濃度3.5M,温度97,加熱時間約10時間の条件下で94%であった。 3)剪断片1ヶの溶解試験では,初期硝酸濃度3.5M,温度約90の条件下で約6.5時間で全量溶解した。 4)小型パルスカラムを用いた有機相連続抽出試験では,以下に示す結果を得た。 1高飽和度(55%)領域でのDFは80,また相当理論段高(HETS)はUに対して60cm/段,Puに対しては80cm/段であった。 2低飽和度(1.8%)領域でのDFは20,また相当理論段高(HETS)はUに対して130cm/段,Puに対しては140cm/段であった。
大内 仁; 算用子 裕孝*; 鹿志村 卓男; 岸本 洋一郎; 河田 東海夫*; 堀江 水明; 田中 幸一*; 大西 清孝*
PNC TN8410 87-012, 98 Pages, 1986/12
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において中燃焼度燃料溶解性に主眼を置いて実施した第9回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 今回は,英国ドンレイ炉で,平均52600MWD/T照射後約13.1年冷却した燃料ピン2本相当を対象とし再処理試験を実施した。 溶解は初期硝酸濃度3.5M,沸点にて10時間保持という条件で行い,溶解性が「常陽」MK-1炉心燃料(40100MWD/T)と同等であることを確認した。抽出はミキサ・セトラを用い回収されたプロダクト液をマイクロ波により酸化物に転換した。
堀江 水明; 大内 仁; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 吉村 光彦*; 狩野 元信*
PNC TN841 85-39, 25 Pages, 1985/11
第1回ガラス固化試験で作製した高レベル廃液添加ガラス固化体について物性測定機器類の確認を兼ねた固化体評価試験が終了した。また,つづいて作製した第2回第5回ガラス固化試験固化体の評価試験も一部実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)固化体評価試験は全て遠隔操作で実施できた。 2)第1回固化試験固化体の物性は,SW-7コールド固化体の物性とほぼ同じだった。 3)固化体軸方向
スキャニングの結果Cs-137,Cs-134,Eu-154は均一に分布していた。Rh-106(Ru-106)は偏在しやすい傾向が見られたが,撹拌流下を行えば均一な分布になる。
堀江 水明; 大内 仁; 橋本 力雄*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 小泉 努*; 大西 清孝*; 安 聡宏*
PNC TN845 85-08, 164 Pages, 1985/07
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第6回ホット試験の結果をまとめたものである。 試験には,高速実験炉「常陽」MK-2,燃焼度13,800MWD/T冷却日数約1.1年の燃料ピン3本を用いた。 第6回ホット試験は,燃料ピン剪断から,酸化物燃料転換までの一連の再処理試験を,約3ヶ月かけ行なった。溶解は,初期硝酸濃度3.5M,沸点溶解で,約10時間行なった。また抽出は,ピューレックス法で行ない,ミキサ,セトラを用いた。 試験の結果,下記の知見が得られた。 1)燃料ピン剪断時に放出される85Krガスは,燃料部剪断時に5860%が放出された。 2)U,Puの溶解率は,Uで6時間経過後,Puで7時間経過後にほぼ溶解が終了した。 さらに,85Kr放出パターンと,U,Puの溶解パターンは,よく一致していた。 3)3ピン当たりの不溶解性残渣重量は,約1.9gであり,これは,燃料総重量の約0.7%に相当した。また,残渣表面での線量率は,110R/hrに達した。 4)原子価調整において,過剰のNOxガスを供給した為,共除染工程フィード液硝酸濃度が4.7Nになってしまった。この結果,次の現象が現われたと考えられる。 1Zrのアキュムレーション(図8-62)) 2HAWこの経時変化におけるZrの濃度が共除染工程終了時(約11時間)まで上昇し,平衡に達しなかった。(図8-43)) 3共除染工程でのDF=Rは,4
102であった。(表8-5) 5)分配工程におけるPuプロダクト液中へ,Uのリークが確かめられた。(図8-41)) 6)HAWへのPuのロス率は0.14%,分配後の有機相へのUのロス率は0.29%であった。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 吉村 光彦*
PNC TN841 84-64, 43 Pages, 1985/03
既設脱硝濃縮槽による脱硝濃縮運転は,ホット運転開始後,第1ラン,第2ラン,第3ランと順調に行なわれたが,第3ランの濃縮済廃液を保管中,槽底部に沈澱物の堆積が生じた。▲原因としては,沈澱の生じ易い模擬廃液を使用したこと,沈澱物含有溶液を強力に撹拌するには,撹拌用スパージャ能力に余裕がなかったことが考えられたため,撹拌能力,遠隔操作性,腐食試験片の浸漬等の機能改善を施こした脱硝濃縮槽2号基を製作し,遠隔操作で既設脱硝濃縮槽1号炉基との交換作業を行った。作業は,十分なる事前検討を実施した結果,搬入から据付まで3日間で行うことができた。▲本報告は,交換作業にかかわる一連の作業について,その方法と結果をまとめたものである。▲
堀江 水明; 大内 仁; 上田 和隆*; 橋本 力雄*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 小泉 努*; 大西 清孝*
PNC TN845 85-02, 219 Pages, 1985/02
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第5回ホット試験の結果をまとめたものである。▲試験には,高速実験炉「常陽」MK-1,燃焼度40,100MWD法T,冷却日数2.7年の燃料ピン4本を用いた。▲第5回のホット試験においてはコア部及びブランケット部を分割し,各々別個に溶解・抽出(共除染,分配)試験を行なった。溶解は,コア部及びブランケット部共3M硝酸,90,10時間の条件で行なった。分配後のウラン溶液及びプルトニウム溶液については,コア部及びブランケット部からの溶液を合流させて行なった。▲試験の結果下記の知見が得られた。▲1)コア部およびブランケット部の溶解を同条件で実施した結果,相方の溶解性はほぼ同様であった。▲2)重力沈降により回収された不溶解性残渣の大部分はコア部の場合に観察された。▲3)コア部溶解液の場合,Pu/U比が約0.4と高いが,MIXSETコードによる計算結果に基づき試験したところPu第3相,Pu及びUの異常なロス等は生じなかった。▲4)スクラブ液として3M硝酸を用いたが,Zrの除染件数として103オーダの高い値が得られた。5)抽出器内界面部のクラッドは,ほとんど生じなかった。▲
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 85-01, 126 Pages, 1984/12
第1ランから第5ランまでの試験結果及び運転経験を基に,廃液成分中のFP元素及びACTINID元素について,約2/1を実放射性廃液から供給する高放射能ガラス固化試験を実施し,以下の成果を得た。 1)1固化体当り約3,700C-という高放射能固化体を作製できた。これは「高レベル廃液固化パイロットプラント」で作製する固化体の設計仕様の比放射能に匹敵するものである。 2)ガスによる溶融ガラスの撹拌を加えた流下を行うことにより,炉底堆積物の排出も含め非常に均一性の良い固化体が作製できた。3)オガス中の放射性微粒粉塵は,フィルターシステムにより環境に影響を与えることなく,効率良く捕集することが出来た。
樫原 英千世*; 堀江 水明; 狩野 元信*; 山田 一夫*; 坂井 彰*; 上野 勤*; 北野 光昭*; 宮原 要*
PNC TN841 84-60, 138 Pages, 1984/12
高レベル放射性廃液ガラス固化体の作製並びに,装置性能の確認及びオフガス挙動の把握を行う。高レベル放射性物質研究施設ガラス固化試験において,高レベル放射性廃液約260Ciを添加してガラス固化第4,5ラン及び,炉底堆積物押出し試験を実施した。 試験の結果,以下の知見が得られた。 1)廃液組成の違いによるオフガス挙動への影響が観察された。 2)オフガス中の微粉塵は,2
m以下がほとんどであり,0.4m以下がその大半を占めた。 -スペクトル測定の結果,Cs-134,Cs-137及び微量のRu-106が検出された。 3)オフガス中の微粉塵に対する洗浄塔の効果は,小さかった。 4)ガラス固化体の-スキャンニング測定の結果,Cs-134,Cs-137,Eu-154は,ほぼ均一に分布しているが,Ru-106は偏析している。 5)ガス吹込みによる撹拌流下を行うことにより,効果的に炉底堆積物を流下させることができた。*ガス吹込みによる撹拌流下により,Ru-106も均一とする方法を確立した。
堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*
PNC TN845 84-07, 116 Pages, 1984/09
共除染工程のスクラブ段数を増やし2種のスクラブ硝酸を供給することによるFPの除去及び 95Z-の挙動把握を行う。 本報告書は高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,調整工程から共除染・分配,精製,転換の各工程について,その結果をまとめたものである。 試験には高速実験炉「常陽」MK-1,燃焼度40,100MWD/Tの燃料ピン4本を第4回ホット試験(その1)で溶解した溶解液を用いた。今回は第1サイクルにおいてFPの除染及びウラン,プルトニウムの分配を行った。 試験を通して下記の知見が得られた。 1)調整のための下熱によりPuのほとんどが6価に酸化されたが,15倍当量のNOxを供給することにより4価に還元できた。 2)共除染工程でスクラブ段数をこれまでの9段から17段に増やしこの内9段に1.5M,8段に3Mのスクラブ硝酸を供給し試験を行った。この結果FPのDFは6105となった。また95Z-のDFは5103となった。 3)分配工程でのUプロダクト中のPu量及びPuプロダクト中のU量はそれぞれ0.86ppm, 2,400ppmであった。 4)共除染工程及び分配工程を継げて試験を行ったにもかかわらず,有機相廃液中へのU,Puロス率はUが
0.05%,Puが
0.001%であった。
堀江 水明; 大内 仁; 堀井 信一*; 橋本 力雄*; 田中 幸一*; 出光 一哉*; 算用子 裕孝*; 大西 清孝*
PNC TN845 84-03, 77 Pages, 1984/06
本報告書は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において実施した第4回ホット試験のうち,溶解に関する結果をまとめたものである。▲試験には,高速実験炉「常陽」MD-I,燃焼度40,100MWD/T,冷却日数830日の燃料ピン4本を用いた。▲溶解試験は,溶解温度と溶解液(硝酸)濃度を変えた90,80,70-3.5MHNO及び90-2.5MHNOの4条件で行い,燃料ピンは1条件1本を使用した。▲試験の結果下記知見が得られた。▲1)溶解温度をパラメータとした試験のうち80以上ではウラン,プルトニウムの溶解挙動に違いはみられなかった。▲2)また,クリプトンの放出量と燃料の溶解量との良い相関関係を得た。▲3)溶解温度を70にした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れ,燃料の溶解量とクリプトンの放出量にも良い相関関係が得られなかった。▲4)硝酸濃度を2.5Mと低くした試験ではウランの溶解がプルトニウムよりも遅れたが,プルトニウムの溶解とクリプトンの放出には良い相関関係が得られた。▲5)溶解温度70の場合を除いて溶解中にプルトニウムの6価が生成した。▲6)各溶解試験についてコア部燃料の0.40.6-/-の不溶解性残渣を回収した。▲
樫原 英千世*; 堀江 水明; 大内 仁; 出光 一哉*
PNC TN841 84-26, 25 Pages, 1984/04
高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において,高速実験炉「常陽」の使用済燃料を8本処理し,約110gのプルトニウムを回収した。燃料は約3.5Mの沸騰硝酸により約4時間で溶解し,燃焼度40,100MWD/Tの燃料から約0.2wt%の不溶解性残渣が回収された。不溶解性残渣の主成分は,モリブデン,ルテニウムで,プルトニウムとウランはほとんど含まれていなかった。Purex法を採用し,抽出器としてミキサセトラ,抽出溶媒としてTBP/n-ドデカン,プルトニウム還元試薬として硝酸ヒドロキシルアミンを用い抽出工程全体の基本フローを確認した。共除染工程において,抽出器内相界面に第3相が観察された。
