検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Chemical composition of insoluble residue generated at the Rokkasho Reprocessing Plant

山岸 功; 小田倉 誠美; 市毛 良明; 黒羽 光彦; 高野 公秀; 赤堀 光雄; 吉岡 正弘*

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1113 - 1119, 2015/09

六ヶ所再処理工場で発生した不溶解残渣の化学組成を分析した。XRD分析では、Mo-Tc-Ru-Rh-Pdからなる白金族合金、モリブデン酸ジルコニウム等の複合Mo酸化物、ジルコニアの存在を確認した。定量した12元素(Ca, Cr, Fe, Ni, Zr, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Te, U)重量の90%以上は、白金族合金が占めた。シュウ酸溶液で複合Mo酸化物を選択的に洗浄溶解する手法を開発し、白金族合金と複合Mo酸化物の形態で存在するMoの割合を明らかにした。

報告書

溶媒劣化に関する基礎研究(1)

富樫 昭夫; 岡本 文敏; 菅沼 隆; 市毛 良明

PNC TN8410 94-254, 158 Pages, 1994/06

PNC-TN8410-94-254.pdf:2.34MB

Purex法再処理プロセスにおいて使用するTBP・ドデカンは、放射線や酸の存在下において相乗効果的に劣化する。プロセス・分析開発室では、溶媒の劣化によるプロセスへの影響を予測評価するための基礎データを整備することを目的として、溶媒劣化に関する基礎的な研究を進めている。今回、その一環として、(1)溶媒劣化物分析法の確立試験、(2)新規TBP劣化物の同定試験、(3)溶媒の劣化に与える酸、放射線等複数因子による影響把握試験、(4)劣化溶媒のウラン抽出特性の把握試験、(5)酸、放射線等の共存下における劣化物の生成速度評価試験、(6)アルカリ等によるTBP劣化物の洗浄試験を実施した。得られた成果を以下に示す。(1)TBPの劣化物として新たにりん酸ジブチル2オキソブチル、りん酸ジブチル3ヒドロキシブル、りん酸ジブチル2ニトロオキシブチル、りん酸ジブチル3ニトロオキシブチルの4物質を同定した。(2)ガスクロマトグラフィによる溶媒劣化物の分析法を確立した。本法におけるTBP劣化物4種の定量下限は約2ppmであった。また、再現精度(C.V)は、試料中にTBP劣化物が約2000ppm含まれる場合、約5%であった。(3)新たに同定した4種のTBP劣化物は、硝酸のみの存在下では生成せず、放射線の存在下で生成すること、また、共存する金属イオン、還元剤等の種類によって生成量が異なることを明らかにした。なお、照射線量と劣化物の生成量には相関関係が成立することから、共存する物質及びその濃度が決定されれば、その生成量から溶媒の照射履歴を推定することが可能である。(4)高濃度硝酸を接触させ、2$$times$$105Gyの$$gamma$$線を照射した劣化溶媒においてもウランの抽出性能には影響はないが、逆抽出性能が低下した。また、未照射でも溶媒中に硝酸が装荷されることによりウランの逆抽出性能が低下することが分かった。さらに、溶媒の劣化は硝酸などの接触による化学的な劣化よりも放射線劣化が支配的であることが分かった。(5)新たに見出したTBP劣化物4種の生成速度は、照射線量、硝酸濃度及び共存物質によって異なるが、およそ0$$sim$$50ppm/hであった。特に硝酸装荷濃度による影響は顕著であり、硝酸装荷量の違いにより5$$sim$$10倍の生成速度変化が生じることが分かった。(6)新たに見出したTBP劣化物4種のうち、りん酸ジブチル2オキソブチルは水酸化

報告書

FBR燃料溶解オフガス中の14C分析

長谷 文昌; 市毛 良明; 菅沼 隆; 岡本 文敏; 富樫 昭夫

PNC TN8410 92-063, 38 Pages, 1992/03

PNC-TN8410-92-063.pdf:0.92MB

FBR燃料再処理工程中で留意すべき放射性核種にSUP14/Cがある。SUP14/Cは軟ベータ線核種であるが,半減期が長いこと及び炭素が生体構成元素であることから、再処理施設の安全評価上注目すべき核種である。しかしFBR燃料再処理工程におけるSUP14/Cについては、まだ十分な知見が得られておらず、高レベル放射性物質研究施設(CPF)におけるSUP14/C分析法の確立及びSUP14/Cの挙動評価が課題となっている。今回、FBR燃料溶解時にオフガスとして放出されるCO/SUB2形態のSUP14/Cを対象とて分析法を検討した。分析法は、環境レベルでの微量SUP14/C分析法として実績のある炭酸カルシウム沈殿固定-過塩素分解-液体シンチレーション計測法をベースとし、CPFにおけるホット分析に実用するために、オフガス中に共存するFP核種からのCO/SUB2分離捕集法及び非ハロゲン試薬を用いた前処理法並びに分析廃液の低減などを検討した。またここで検討した分析法に基づきFBR燃料溶解時に発生するCO/SUB2形態のSUP14/Cを定量したので報告する。本検討試験における主要な成果は以下の通りである。1.溶解オフガス中のCO/SUB2捕集において、硝酸銀の洗気ピン及び水の洗気ピンを前段に設置することによりヨウ素等のFP核種を除去し、NaOHの洗気ピンでCO/SUB2を回収した。さらに、残留するSUPl37/Cs等FP核種については前処理操作を行うことで、これらをSUP14/C測定に影響がない程度まで除去し、SUP14/Cを精度よく分析することができた。2.測定試料調製のための前処理操作において、沈殿固定剤として用いるCaCl/SUB2を 非ハロゲン系のBa(NO/SUB8)SUB2に、酸分解剤として用いるHCIO/SUB4を硝酸に変更しても前処理操作が可能であることを明らかにした。3.常温燃料MK-IIC型特殊燃料1ピンの溶解時に発生するオフガス中のCO/SUB2形態のSUP14/Cは1.1$$sim$$1.7MBqであることがわかった。尚、本法における定量値の変動係数は約15%であった。

報告書

キャニスター除染システムの概念設計

林 誠*; 岡本 弘信*; 市毛 良明*; 橋本 憲隆*; 諏訪 登志雄

PNC TN851 84-03, 57 Pages, 1984/03

PNC-TN851-84-03.pdf:2.97MB

本報告書は,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計Iの「キャニスター除染システム」に対し,米国Oak RidgeのRemote Technology Corp.(REMOTEC)が遠隔保守技術の観点から行なった設計作業の結果の抄訳である。この設計作業を通じて「キャニスター除染システム」の概要が紹介されており,本システムは,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計Iに反映されている。したがって,今後の「キャニスター除染システム」に対する設計検討資料として用いることを目的として抄訳を行なった。

口頭

マイクロ波加熱によるPu系固体試料の溶解,1; PuO$$_{2}$$の溶解

比内 浩; 市毛 良明; 青瀬 晋一

no journal, , 

耐圧密閉容器に溶解試薬とともに内包したPuO$$_{2}$$試料をマイクロ波により加熱することで、高温・高圧条件による溶解促進方法を検討した。同法によるPuO$$_{2}$$2粉末の溶解試験を行った結果、常圧条件での外部加熱溶解と比較して約2分の1の溶解時間で溶解することができ、マイクロ波加熱による高圧溶解法が有効であることがわかった。

口頭

Renovation of CPF (Chemical Processing Facility) for development of advanced fast reactor fuel cycle system

青瀬 晋一; 小笠原 甲士; 野村 和則; 宮地 茂彦; 市毛 良明; 篠崎 忠宏; 大内 晋一; 北嶋 卓史

no journal, , 

CPF(高レベル放射性物質研究施設)では高速実験炉「常陽」からの使用済燃料を用いて試験を行い、1984年に回収したプルトニウムを「常陽」にリサイクルしている。15年の試験研究を通じて所期の成果が得られていた。今後、さらなる高速炉燃料サイクル開発に必要とされる試験研究を行うため、CPFのホットセルであるCA-3セル内に設置されていた試験機器について撤去し、各種の試験条件に柔軟に対応できるように新たな試験機器を設置し、各種基礎研究を行うことのできる試験エリアの確保及び必要なユーティリティの整備を実施した。その他、分析関係を行うCA-5セル内に設置しているクレーンの補修,今後の試験に必要なグローブボックスを実験室A,分析室,実験室Cに設置した。

口頭

Experience of hot cell renovation work in CPF (Chemical Processing Facility)

青瀬 晋一; 北嶋 卓史; 小笠原 甲士; 野村 和則; 宮地 茂彦; 市毛 良明; 篠崎 忠宏; 大内 晋一; 鍋本 豊伸*; 片平 不二雄*; et al.

no journal, , 

CPFのホットセルにかかわる改造工事として、CA-3セル内の試験機器等の撤去,CA-5セル内のクレーンの補修を行っている。工事を行うにあたっては、作業員の被ばくを低減化する観点から、可能な限りマスタースレーブマニプレーターなどを用いて遠隔操作による高線量の機器の撤去を行い、事前に3Dシミュレーションを使い机上での成立性を確認するとともに、モックアップ装置により作業性の確認を行うとともに作業員の教育訓練に供した。これにより、工事は事故,災害なく完遂している。

口頭

マイクロ波加熱による酸化プルトニウムの高温溶解

比内 浩; 市毛 良明; 青瀬 晋一

no journal, , 

PuO$$_{2}$$は硝酸溶液に対して難溶解性であり、PuO$$_{2}$$系固体試料の湿式分析においては、その効果的な前処理が課題となる。今回著者らは、湿式分析の前処理方法として、マイクロ波加熱による高温酸溶解法を検討した。この方法は試料を硝酸等の溶解試薬とともに耐圧密閉容器に入れ、マイクロ波を照射することで、密閉容器内の圧力が温度上昇に伴って高まり、溶解試薬の沸点上昇によって高温加熱が可能である。同法によるPuO$$_{2}$$粉末の溶解試験(約180$$^{circ}$$C)を行った結果、常圧条件での外部加熱溶解(約95$$^{circ}$$C)と比較して約2分の1の溶解時間で溶解することができ、マイクロ波加熱による高温溶解法が有効であることがわかった。

口頭

六ヶ所再処理工場不溶解残渣の性状評価,2; 合金成分分離回収・分析

小田倉 誠美; 市毛 良明; 黒羽 光彦; 山岸 功; 石原 美穂; 福井 寿樹*; 吉岡 正弘*

no journal, , 

日本原燃六ヶ所再処理工場の不溶解残渣からモリブデン酸ジルコニウムをシュウ酸含有硝酸液により除去し、白金族合金を分離回収した。白金族合金の組成をX線回折測定で確認するとともに洗浄液のICP発光分析によりモリブデン酸ジルコニウムが分離除去できたことを確認した。

口頭

Development of determination methods for $$beta$$ ray emitting nuclides at CPF

本山 李沙; 比内 浩; 市毛 良明; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

原子力機構高レベル放射性物質研究施設(CPF)では、福島第一原子力発電所にて発生した廃棄物の処理・処分方法の検討に資するため、廃棄物の性状に係る核種分析を行っている。$$alpha$$及び$$gamma$$スペクトル測定対象核種に加え、$$beta$$線放出核種の分析にも対応するため、2014年度より、$$beta$$核種分析法の検討を開始した。CPFの設備の特性上、ハロゲン系試薬を使用しないこと等を前提条件に、開発を行っている。これまで既にH-3, Sr-90及びI-129の分析法を確立してきた。本報告では、これらの中からI-129分析法について紹介するとともに、現在検討中であるSe-79分析法について、開発状況を報告する。

口頭

汚染水処理で発生する廃棄物の放射能を測る

本山 李沙; 比内 浩; 市毛 良明; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理では、様々な固体廃棄物が発生している。この廃棄物は、従来の原子力発電所で発生する廃棄物と性状が異なるため、廃棄物の処理・処分の安全性の見通しを得る上で、放射能等の性状を測ることが不可欠である。そこで、高レベル放射性物質研究施設(CPF)へ実固体廃棄物試料を輸送し、汚染水処理で発生した廃棄物の処理処分技術開発のための試験や分析を行っている。固体廃棄物試料の放射能測定の際は、試料を溶かし、測定対象核種を分離する操作が必要となる。一例として、凝集沈殿スラッジの結果を紹介する。測定結果は、廃棄物の安全な処理処分方法を検討するために利用されている。今後も、廃吸着材の分析方法の開発を継続し、開発された分析方法はCPFやその他の施設での分析に反映される。

口頭

硝酸溶液系における$$beta$$線放出核種分析法の開発; Se-79分析法

本山 李沙; 比内 浩; 市毛 良明; 柴田 淳広

no journal, , 

原子力機構高レベル放射性物質研究施設(CPF)では、福島第一原子力発電所で発生した汚染水や廃棄物の分析を実施している。廃棄物等の性状把握において、$$beta$$線放出核種の分析も重要であり、2014年度より、$$beta$$核種分析法の検討を開始した。CPFの設備の特性上、腐食の要因となるハロゲン系試薬の使用を避け、硝酸溶液系における分析法の開発を行っている。これまで既にH-3, Sr-90及びI-129の分析法を確立してきた。本報告では、現在検討中であるSe-79分析法について、開発状況を報告する。

口頭

福島第一原子力発電所において採取された放射性試料の分析,3; 硝酸溶液系におけるSe-79分析法の開発

本山 李沙; 比内 浩; 市毛 良明; 駒 義和; 柴田 淳広

no journal, , 

原子力機構高レベル放射性物質研究施設(CPF)では、福島第一原子力発電所にて発生した廃棄物の処理・処分方法の検討に資するため、汚染水や水処理二次廃棄物の放射化学分析を行っている。$$alpha$$及び$$gamma$$スペクトル測定対象核種に加え、$$beta$$線放出核種の分析にも対応するため、$$beta$$核種分析法の検討を行った。CPFの設備の特性上、ステンレスを腐食させるハロゲン系試薬の使用は避け、硝酸溶液系における分析法の開発を行い、複数の処理を組み合わせたSe-79分析法を確立した。当該手法の福島汚染水試料への適用を開始した。

口頭

福島第一原子力発電所において採取された放射性試料の分析,2; 多核種除去設備の使用済み活性炭吸着材の放射化学分析

二田 郁子; 比内 浩; 市毛 良明; 駒 義和; 柴田 淳広

no journal, , 

多核種除去設備(ALPS)は前処理設備と様々な性能の吸着材が充填された吸着塔から構成される。設備の稼働に伴い、前処理設備からはスラリーが、吸着塔からは使用済み吸着材が、水処理二次廃棄物として発生する。大量の汚染水を処理した吸着材は、放射性核種の蓄積や汚染水処理工程上流からの物質の混入が想定され、適切な処理・処分法の検討には使用済み吸着材の性状を把握する必要がある。原子力機構では、分析サンプルとして採取された各種吸着材を受け入れ、放射化学分析を実施している。本件では、使用済み活性炭吸着材の分析方法と結果を報告する。

口頭

コプロセッシング法共除染部の開発; 除染性能向上に向けたZr共存下におけるTc抽出挙動研究

大野 真平; 市毛 良明; 柴田 淳広; 佐藤 武彦; 竹内 正行

no journal, , 

コプロセッシング法におけるTcの抽出挙動把握を目的とし、硝酸溶液中のZr濃度及び硝酸濃度をパラメータとしたバッチ試験を実施した。Zr濃度の上昇に伴ってTcの分配比が増加し、Zrとの混合錯体が形成されていると考えられた。硝酸濃度の影響については、酸濃度が高いほど分配比が低下する傾向が得られた。今後、バッチ試験のパラメータを変化させ、より詳細な抽出メカニズムを評価したうえで、適切なフローシートを設計する必要がある。

15 件中 1件目~15件目を表示
  • 1