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報告書

TBP-硝酸溶媒へのU, Pu混合酸化物の溶解

宮原 幸子; 川崎 諭*; 柴 正憲*; 斉藤 和則*; 駒 義和; 菅沼 隆*; 青嶋 厚

JNC TN8400 2002-014, 40 Pages, 2002/05

JNC-TN8400-2002-014.pdf:1.57MB

硝酸を含むTBP(TBP-硝酸溶媒)を用いて混合酸化物(MOX)粉末からU及びPuを選択的に溶解する方法(粉化燃料抽出法)を検討している。この方法は硝酸による溶解工程およびTBP溶媒による抽出から成る工程(共除染工程)を一体化でき、比較的低温かつ大気圧で操作できるので、再処理工程の簡素化が期待できる。Pu酸化物はU酸化物と比較して硝酸に溶解しにくいことからPuの溶解挙動を把握する必要があり、TBP-硝酸溶媒へのPuとUの混合酸化物(MOXペレット焙焼粉)の溶解特性を調査した。U、Pu混合酸化物(Pu富化度(Pu/Pu+U)18%)の焼結ペレットを、空気雰囲気中400$$^{circ}C$$で4時間加熱し平均粒径約10$$mu$$mのU、Pu混合酸化物の粉末を調製した。この粉末(MOXペレット焙焼粉)を4.74mol/L硝酸を含むTBP溶媒に投入し300分撹拌した。MOXペレット焙焼粉6gを20mLに投入した試験では、300分経過後のTBP溶媒中のPu濃度は0.17mol/Lとなり、初期投入量の約9割が溶解した。MOXペレット焙焼粉は硝酸を含むTBP溶媒に溶解することが分かった。このときの初期の溶解速度は、同条件下でのMOX燃料の硝酸水溶液への溶解速度とほぼ一致した。Puの溶解速度は硝酸水溶液系の溶解速度から推測できるものと考えられる。また、MOX中に含まれるAmも、Puより溶解速度が遅いものの硝酸を含むTBP溶媒に溶解することが分かった。

論文

Postoperation Inspection on JPDR Pressure Vessel in 1968

村主 進; 三井田 純一; 大熊 昭; 足立 瑞穂; 佐々木 諭; 二村 嘉明; 川崎 稔

Pressure Vessel Technol, 11-76, p.977 - 986, 1970/00

抄録なし

口頭

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発,2; 小規模MOX試験設備を用いた転動造粒法による粉末流動性改良試験

加藤 良幸; 木村 雄一; 川崎 諭*; 栗田 勉; 吉元 勝起

no journal, , 

簡素化ペレット法については、2010年までにプルトニウムなどを用いた小規模試験を実施して工学規模でのプロセス成立性を確認を目指している。原料粉末調整工程については、600gMOX/Batch規模の原料粉末調整試験を実施して、得られる原料粉末の品質や収率などを踏まえて工学規模でのプロセス成立性を評価する。このため、小規模試験設備を用いてMOX粉末の造粒試験を実施し、プロセス成立性評価に必要な粉末の特性や収率などのデータを取得した。試験の結果、MOX粉末の流動性指数を60以上にでき、かつ、比表面積やO/MなどのMOX粉末仕様を満足し、製品収率もおおむね9割以上にできる適切な粉末流動性改良条件を見いだすことができた。

口頭

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発,2; 低水分添加率での転動造粒法による粉末流動性改良試験

加藤 良幸; 高橋 直樹; 木村 雄一; 吉元 勝起; 小松崎 舞*; 川崎 諭*

no journal, , 

MOX粉末の転動造粒では水分添加率の適正値が13wt%程度であり、より詳細な調査を継続している。これらの研究において、13wt%を下回る低含水率領域では顆粒が生成しないため、MOX顆粒の物性等のデータ取得がなされてこなかった。そこで、今回は11wt%以下の低水分添加率でのMOX粉末造粒試験を行い、物性データ等を取得した。

口頭

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発,1; 小規模MOX試験設備を用いた転動造粒による粉末流動性改良試験,2

西村 和明; 加藤 良幸; 木村 雄一; 吉元 勝起; 小松崎 舞*; 川崎 諭*

no journal, , 

簡素化ペレット法によるMOX燃料製造技術開発のうち、粉末流動性改良技術開発について、600gMOX/Batch規模の小規模設備を用いた転動造粒試験を実施し、生成したMOX顆粒の粉末物性や収率のデータを取得した。

口頭

福島第一原子力発電所の処理水タンクの堰内水の$$^{90}$$Sr($$^{90}$$Y)のin situ分析

諏訪 登志雄; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 小沼 一弘*; 木幡 正人*; 川崎 諭

no journal, , 

福島第一原子力発電所の敷地内には建屋内滞留水を処理した汚染水の保管のためのタンクが設置されており、それを囲うように堰が設けられている。その堰内にたまった堰内水を放出する際には、事前に$$^{90}$$Srが放出基準値以下であることを迅速に測定する必要がある。タンク内の$$^{90}$$Srは$$^{90}$$Yと放射平衡となっていることから、$$^{90}$$Yを測定することで分析時間を短縮することが可能となる、そこで低濃度のYを分離・測定するという観点で数種類の分析の前処理方法の検討を行った。その結果、最終的にキレート樹脂に$$^{90}$$Yを回収し少量の溶離液で溶離することで、低濃度のYを単離し濃縮する方法が適していることが分かった。さらに測定に際しては、高エネルギーの$$^{90}$$Yの$$beta$$線をチェレンコフ光の測定により行うことで、他の核種からの$$beta$$線の影響を下げて濃度の分析を行うことが可能と考えられる。本件では、前処理法についての試験結果を報告する。

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