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論文

Criticality safety evaluation of high active liquid waste during the evaporation to dryness process at Tokai Reprocessing Plant

三浦 隆智; 工藤 淳也; 小山 大輔; 大部 智行; 佐本 寛孝

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 10 Pages, 2023/10

東海再処理施設では、1977年から2007年までに、商業用発電炉(BWR,PWR)や新型転換炉ふげん等の使用済燃料を約1,140トン再処理した。廃止措置に移行した2018年から、リスク低減のため施設に保有する高放射性廃液(HALW)のガラス固化処理を最優先に取り組んできている。使用済燃料の再処理に伴い発生したHALWには、核分裂生成物(FP)等に加え、極微量のウランやプルトニウムを含む不溶解性残渣(スラッジ)が存在している。通常時ではHALW中のU, Puの濃度が非常に低いため、HALWが臨界に至ることは考え難い。また、事故時にHALWの冷却機能が喪失し、蒸発乾固に至る過程を考慮した場合においても、中性子吸収効果の高いFPが共存しているため、HALWが臨界に至ることは考え難い。これらを定量的に確認するために、HALWの蒸発によりU, Pu濃度が上昇し、乾固に至るまでの過程における臨界安全評価を実施した。本評価では、HALWを溶液系とスラッジ系、それぞれ無限体系モデルで、U, Pu, FPの存在比を分析データやORIGEN計算結果に基づき保守的に設定し、蒸発乾固に伴う溶液の濃縮による濃度変化に対して、無限増倍率を計算し、臨界未満の状態が維持されることを確認した。また、溶液系,スラッジ系の両系を考慮した2層の無限平板モデルでも、未臨界状態が維持されることを確認した。これにより、東海再処理施設においては、高放射性廃液の蒸発乾固の過程における臨界は想定されないことを確認した。

論文

プルトニウム転換技術開発施設の基礎実験室グローブボックス内機器の更新、設備改良及び解体・撤去実績

海野 良典; 加藤 圭将; 谷川 聖史; 小林 大輔; 大部 智行; 木村 雄一*; 根本 良*; 田尻 一馬*

日本保全学会第19回学術講演会要旨集, p.33 - 36, 2023/08

東海再処理工場のプルトニウム転換開発施設の基礎実験室では、プルトニウムとウランの混合溶液にマイクロ波を照射して、プルトニウムとウランの混合酸化物粉末を製造するため、各種データ取得のための試験を行っていた。現在は、試験を終了しており、グローブボックス設備内の試験機器の解体・撤去を進めている。本稿では、これまでのグローブボックス内の試験機器の更新、設備改良、解体・撤去作業に関する実績を報告する。

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。

報告書

東海再処理施設の複数ユニットの臨界安全評価

白井 更知; 田口 克也; 飯沢 昇司; 大部 智行; 佐藤 信晴*; 須藤 俊幸

JNC TN8410 99-055, 69 Pages, 1999/09

JNC-TN8410-99-055.pdf:2.98MB

東海再処理施設の安全性確認の一環として実施した臨界安全及び遮蔽設計に用いられた基本データの確認については既に報告している。この報告の中では、臨界安全設計における複数ユニットの臨界安全に関しては、プルトニウム製品貯蔵セルを代表としてその臨界安全性を確認している。本報告は、複数ユニットの臨界安全性について、臨界管理対象施設のうち、初期に設計・建設された分離精製工場及びウラン貯蔵所を対象に追加評価を行ったものである。分離精製工場では、濃縮ウラン溶解セル、給液調製セル、分離第2セル、分離第3セル、ウラン精製セル、ウラン濃縮脱硝室、プルトニウム精製セル、プルトニウム濃縮セル、プルトニウム製品貯蔵セル及びリワークセルを、ウラン貯蔵所では貯蔵室を対象箇所とした。これらの対象箇所は複数ユニットとして十分臨界安全であることを確認した。

口頭

東海再処理施設30年のあゆみと今後の展望,5; 東海再処理施設における高濃度の硝酸プルトニウム溶液を取扱う機器の腐食

大部 智行; 森本 和幸; 吉成 利美; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

硝酸溶液にプルトニウムが共存する環境での腐食については、これまでビーカースケールでプルトニウムや標準酸化還元電位の近いバナジウムを用いた基礎試験を実施してきているが、実機での長期間にわたる腐食速度については報告されていない。本報ではプルトニウム溶液蒸発缶の腐食の状況について、セル内に入室し肉厚を約15年に渡り測定した結果から算出した腐食速度、及び基礎試験と実機の腐食速度について比較した結果について報告するとともに、プルトニウム製品貯槽における腐食速度についても報告する。

口頭

ふげんMOX使用済燃料再処理試験,4; Np抽出制御試験

川上 善之; 長岡 真一; 北尾 貴彦; 森本 和幸; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるネプツニウム(Np)について、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。

口頭

Control test of neptunium extraction at Tokai reprocessing plant

長岡 真一; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大部 智行; 金森 定; 大森 栄一

no journal, , 

東海再処理施設では、現状40$$sim$$50%のネプツニウム(Np)が製品側へ移行している。運転パラメータを許容範囲内で調整し、分離第2サイクル工程の酸濃度を上昇させた後、当該工程の出口段のネプツニウム濃度を分析した。その結果、60$$sim$$70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。また、同様に、分離第2サイクル工程の抽出器内の溶液温度を上昇させた。その結果、70%のネプツニウムが製品側へ移行していた。酸濃度又は溶液温度を上昇させることにより、製品側へのNp移行率を増加させることができることを、工学規模にて確認することができた。

口頭

硝酸Pu溶液中におけるNpの酸化還元挙動

柳橋 太; 西田 直樹; 諏訪 登志雄; 藤本 郁夫; 大部 智行; 鹿志村 卓男

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるNp挙動調査のために、硝酸濃度を調整したときのNp原子価の変化にかかわる試験・調査を行った。その結果、Pu共存系においても硝酸溶液中のNpに関する酸化還元反応は、杤山らの反応速度式におおむね従うことを確認した。

口頭

東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験

山本 弘平; 鍛治 直也; 森本 和幸; 大部 智行; 佐野 雄一; 鹿志村 卓男

no journal, , 

ソルトフリー技術は、溶媒洗浄工程において使用する洗浄液に、Naを含まない試薬を用いることによって、低放射性廃液蒸発缶(LAW蒸発缶)における濃縮率を向上させ、LAWの減容化等を期待できるものであり、将来の再処理施設への技術導入に向けて、処理方法等の検討を行う必要がある。ここでは、洗浄性能に優れたシュウ酸ヒドラジン及び炭酸ヒドラジンの使用、同試薬のLAW蒸発缶における加熱分解処理を想定し、東海再処理施設へのソルトフリー洗浄試薬の適用試験(COLD試験)を行うことによって、将来の再処理施設への技術導入のために有効な情報を得たので、その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,1; フローシート構成の検討及び抽出計算コード(MIXSET-X)によるフローシート設定

生田目 聡宏; 佐藤 武彦; 森本 和幸; 大部 智行; 鹿志村 卓男; 大森 栄一

no journal, , 

使用済燃料からU, Puを回収する抽出フローシート(以下、フローシートという)として、コプロセッシング法のフローシート構成を検討し、抽出計算コード(MIXSET-X)によりフローシートを設定したので、その結果について報告する。本報告は、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「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発,2; 設定フローシートに基づく小型ミキサセトラ試験

藤本 郁夫; 柳橋 太; 秋山 英樹; 森本 和幸; 大部 智行; 滝 清隆

no journal, , 

抽出計算コード(MIXSET-X)を用いて設定した抽出フローシート(以下、フローシートという)に基づき、Pu, U溶液を使用して小型のミキサセトラで試験を行い、フローシートの成立性について確認した。本報告は、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「平成22年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

口頭

コプロセッシング法の抽出フローシート開発; 内部リサイクル方式小型ミキサセトラを用いた供給液Pu/U:1%試験

藤本 郁夫; 柳橋 太; 山本 弘平; 佐藤 武彦; 大部 智行; 滝 清隆

no journal, , 

抽出計算コード(MIXSET-X)を用いて設定した抽出フローシートに基づき、小型のミキサセトラでLWR使用済燃料を想定した供給液(Pu含有量1%)を使用した試験を行い、分配部の抽出フローシートの成立性を確認した結果の報告。本報告は、経済産業省からの受託業務として日本原子力研究開発機構が実施した「平成23年度高速炉再処理回収ウラン等除染技術開発」の成果である。

口頭

Development of U and Pu co-recovery process (co-processing) for future reprocessing

山本 弘平; 柳橋 太; 藤本 郁夫; 佐藤 武彦; 大部 智行; 滝 清隆; 林 晋一郎

no journal, , 

U, Pu共回収法(コプロセッシング法)は、プルトニウムを常にウランと混合した状態で存在させて回収することにより、核拡散抵抗性を高めたものである。本報では、コプロセッシング法のフローシート概念及びこれまでの試験結果等について報告するものである。

口頭

東海再処理施設の緊急時における安全対策,2

大内 雅之; 星 貴弘; 佐々木 俊一; 磯部 洋康; 長岡 真一; 倉林 和啓; 大部 智行

no journal, , 

プルトニウム溶液は、崩壊熱による発熱、放射性分解による水素の発生があるため、冷却機能及び水素掃気機能を有する設備で貯蔵している。これらの機能維持に関連する設備には、従来から非常用発電機からの給電が行えるよう設計されているが、東海再処理施設では、福島第一原子力発電所事故を教訓に、全動力電源が喪失した場合を考え、速やかにその機能を回復するために、窒素ボンベによる掃気を確保するなど、緊急時に備えた安全対策を講じた。本報告では、これらの安全対策の取り組みについて報告する。

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

プルトニウム製品貯槽のオフガス中の水素濃度測定

星 貴弘; 長岡 真一; 工藤 淳也; 大内 雅之; 磯部 洋康; 大部 智行; 倉林 和啓

no journal, , 

東海再処理施設におけるプルトニウム製品貯槽(Pu貯槽)のオフガスが合流する洗浄塔において水素濃度の測定を行い、Pu貯槽からの水素放出量を把握した。

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

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,1; 東日本大震災における健全性確認と緊急安全対策

高橋 直樹; 中村 芳信; 大部 智行; 佐本 寛孝; 生田目 聡宏; 星 貴弘; 倉林 和啓; 向 泰宣; 木村 雄一; 栗田 勉

no journal, , 

本報は、硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理に関する4報のシリーズ報告の最初の報告として、プルトニウム転換技術開発施設を中心とした、(1)東日本大震災における被害状況とその復旧、(2)設備の健全性確認に向けた取り組み、及び(3)震災後に実施した緊急安全対策の概要について報告する。

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