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武田 誠一郎; 永井 崇之; 安 正三; 小泉 務
材料と環境, 45(11), p.662 - 666, 1996/00
使用済核燃料再処理プラントでは、その装置材料の腐食挙動を知ることが信頼性の維持・向上の観点から、重要な問題である。ここでは照射後の核燃料を硝酸に溶解して取り扱うため、きわめて多種類の元素を包含している1)2)。プルトニウム(Pu)は照射後燃料要素中でウラン(U)についでその存在量の多い元素である。前報3)において、硝酸プルトニウム溶液中での5種類の再処理装置候補材料に対して行った腐食試験の結果、Ti,Ti-5Ta,Zrは良好な耐食性を示すが304ULCと310Nbの2種類のステンレス鋼は、純硝酸溶液中に比べ腐食が加速されることを明らかにした。そしてそれはPuとHNO3とが関与した材料表面での還元反応によるカソード電流の増大によるためと考えた。しかしその際のPuの役割については、未だその詳細に不明な点が多い。本報では硝酸Pu溶液中において304ULCステンレス鋼が溶解する場合の、Puの役割
武田 誠一郎; 永井 崇之; 安 正三; 小泉 務
材料と環境, 44(1), p.24 - 29, 1995/00
再処理溶液中での装置材料の腐食挙動評価の一環として、硝酸プルトニウム溶液中で5種類の再処理装置候補材料について腐食試験を行った。その結果、ステンレス鋼では溶液中のプルトニウム濃度の上昇とともに腐食が加速されるのに対し、チタン、ジルコニウムなどのバルブメタルではプルトニウム共存溶液中においても特に注目すべき影響は認められなかった。これは、硝酸プルトニウム溶液での腐食系のカソード反応においてPu(VI)からPu(IV)の還元反応が重要な役割を担っているためと考えた。
権田 浩三; 安 正三*; 岡 紘一郎*
PNC TN841 84-52, 14 Pages, 1984/09
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権田 浩三; 根本 剛; 安 正三*; 宮地 茂彦*
PNC TN841 79-05, 32 Pages, 1979/02
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。
権田 浩三; 根本 剛; 安 正三*; 宮地 茂彦*
PNC TN841 78-60, 29 Pages, 1978/11
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。
三浦 信; 大森 拓郎; 生田目 和夫*; 円道 正三*; 沼田 和男*; 吉川 勝則*; 安藤 久隆*; 滝 清隆*
PNC TN841 77-13, 109 Pages, 1977/04
IAEA試験後輸送容器本体とその中に収納されていた模擬燃料集合体の解体検査を行ない,その変形状況を調べた。その結果,模擬燃料集合体は,若干形状変化が認められたが破損は認められなかった。また,輸送用器は,耐熱材(バーミキュライト)部の所定肉厚を保持していた。
辻野 毅; 星野 忠也*; 安 正三*; 川島 暢吉*
JAERI-M 6106, 31 Pages, 1975/04
湿式再処理に関する化学工程試験で排出された廃液から、PuおよびAmの回収精製ならびに濃縮を行なうことを目的に、沈澱法およびイオン交換法に関して予備試験を行ない、実験室における日常処理の標準フローシートを定めた。これに基いて、実際の化学工程試験で得られた廃液を処理し、この標準フローシートを実証すると共に、原研再処理試験装置におけるイオン交換および沈澱濃縮工程の条件設定に資した。さらに、PuのTBP相から直接イオン交換回収、陰イオン交換におけるUの洗浄挙動、陽イオン交換体からAmの溶離、硝酸系におけるAmの陰イオン交換について、予備的に検討した。
権田 浩三; 安 正三*; 川島 暢吉*; 星野 忠也*; 田中 忠三郎*
PNC TN841 72-14, 28 Pages, 1972/05
None
星野 忠也*; 権田 浩三; 安 正三*; 川島 暢吉*
PNC TN841 71-22, 30 Pages, 1971/08
既存のPurex再処理プラントで,FBR燃料を処理する場合,この再処理プラントの本来の目的をそこなわないために,「FBR燃料再処理のためにプラントの設計変更をしない」ことが望ましい。したがって,FBR燃料再処理抽出工程の可能性を検討した本確性試験は,次の制約に留意して実施した。(1) FBR燃料の抽出工程のうちプルトニウム精製工程は溶解槽の臨界安全性およびプルトニウム精製工程の処理量からLWR燃料の抽出工程のプルトニウム精製工程をそのまま用いる。(2) ウラン・プルトニウムの供給液を除く各種供給液,供給溶媒の種類,濃度はLWR燃料の抽出工程で用いるものをそのまま用いる。(3) 抽出工程で用いる各種供給液,供給溶媒の供給口および取出口の変更はしない。(4) 各種供給液,供給溶媒の抽出工程への送液流量はLWR燃料の抽出工程で用いるものをそのまま用いる。FBR燃料のコアを再処理する場合,コアと軸方向のプランケットをともに再処理する場合のいずれもウラン・プルトニウムの回収・分離についてのプラントの設計値を満足した。
