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角 美香; 小林 正盛*; 大西 清孝; 鈴木 徹; Li, T. K.*; Vo, D.*
45th Annual Meeting of the INMM, 657- Pages, 2004/00
INMM、45th Annual Meetingにおいて、米国ロスアラモス研究所との共同研究として実施されている、同位体希釈
線測定法によるプルトニウムの濃度測定技術に関する成果を報告する。
鈴木 徹; 小林 英男; 千葉 正彦; 大西 清孝; 篠原 壽久; 石川 文隆; 菊池 昌夫*
JNC TN8440 2002-017, 33 Pages, 2003/02
JNC-TN8440-2002-017.pdf:34.94MB
高速実験炉「常陽」MK-3炉心燃料の製造が2001年から2002年にかけて実施され、その中で、原料粉末、乾式回収粉、均一化混合粉、燃料ペレット等の分析・物性測定が、工程管理、計量管理及び製品ペレットの品質保証の目的で実施された。本報告書では、高速実験炉「常陽」MK-III炉心燃料に係る全ての分析・物性測定結果等について記載した。
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; 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。
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。▲
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。▲
湯浅 亙; 飯田 孝治; 岩佐 弘*; 及川 秀二*; 高野橋 満*; 水谷 宗功*; 大西 清孝; 浅野 隆
no journal, ,
日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センター(プルセンター)は、区分I施設を複数保有することから、より厳格な核物質防護措置が要求される。この厳格な防護措置を維持するためには、警備能力の維持・向上が重要な要素の一つであり、プルセンターでは定期的に治安当局との合同訓練や内部実動訓練を実施している。このうち、内部実動訓練では、事案への対応や治安との連携等の能力を向上させるために、不審者役, 治安役を配置し、よりリアルな訓練を実施している。このため内部実動訓練は、多くの準備作業や訓練対応要員を必要とし、実施頻度を限定しなければならないという課題があった。そこで、プルセンターでは、多くの準備作業や対応要員を必要とせず、広範囲にわたるシナリオで比較的容易に実施できる机上訓練を新たに導入した。本件は、新たに導入した机上訓練の概要及びそのメリット並びに今後の課題について報告するものである。