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亀井 一成; 伊東 芳紀*; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 渡辺 眞樹男; 峯尾 英章; 内山 軍蔵
JAERI-Research 2001-026, 27 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-026.pdf:1.18MB
実燃料抽出で発生した劣化溶媒を用いて、ブチルアミン系化合物洗浄剤での溶媒洗浄試験を行った。溶媒洗浄にはグローブボックス内に設置した小型ミキサセトラを用い、洗浄工程は2種類の洗浄剤を用いて、各4段、計8段の工程とした。洗浄剤の種類またはPHを変化させたものを組み合わせ、条件を4条件として試験を行った。その結果、DBPはPH1.5以上で洗浄効果が確認された。また、全
及び全
線放出核種に関しても、洗浄効果が確認され、除染係数は線放出核種が120~1000で、線放出核種が60~100であった。
内山 軍蔵; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 峯尾 英章; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 藤根 幸雄
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 246(3), p.683 - 688, 2000/12
被引用回数：13 パーセンタイル：64.6(Chemistry, Analytical)現行PUREX法及び改良PUREX法(PARC法)におけるネプツニウムやテクネチウムなどの微量成分の溶媒抽出挙動を使用済燃料を用いたケミカルフローシート実験により調べた。PARC法の実験結果はn-ブチルアルデヒドがNp(VI)の還元分離試薬として有効であることを示した。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 中野 雄次*; 木村 茂; 藤根 幸雄
Progress in Nuclear Energy, 37(1-4), p.151 - 156, 2000/12
被引用回数：10 パーセンタイル：54.14(Nuclear Science & Technology)将来の再処理技術として廃棄物発生量の低減と経済性の向上を可能とする高度化再処理プロセスの開発を行っている。本報告はPUREXプロセスをベースとして開発している高度化再処理プロセス(PARCプロセス)の概要と使用済燃料を用いて行った同プロセスの実証試験の結果について報告する。
亀井 一成; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 藤根 幸雄
JAERI-Research 2000-021, p.29 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-021.pdf:1.37MB
日本原子力研究所において着手している再処理プロセス高度化研究の一項目として、ソルトフリー技術がある。この技術を適応した溶媒洗浄剤として、ブチルアミン化合物を用いた方法を、過去にプロセス安全研究室で開発した。今回、ブチルアミン洗浄剤開発の一環として、廃棄物発生量低減のための分解基礎試験を行った。分解には、有機物分解で開発実績があり、方法としては一般的かつ簡便である、銀酸化触媒を用いた電解法を検討した。この方法が、ブチルアミン電解に適応できる、硝酸濃度、銀触媒濃度、ブチルアミン濃度、電解電位及び温度の各条件を調査、検討し、電解時に発生する副生成物の有無を調査した。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 藤根 幸雄
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1, p.531 - 538, 2000/00
高度化再処理プロセスとして開発しているPARCプロセスの使用済燃料を用いた実証試験の結果について報告する。放射性廃棄物発生量低減、経済性向上などを可能とするPARCプロセスの主要分離技術であるn-ブチルアルデヒドによるNp6価の5価への選択還元及びブチルアミンによる溶媒洗浄などについて、フローシート試験結果を述べる。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 藤根 幸雄
Proceedings of 2nd International Conference on Safewaste 2000, Vol.2, p.689 - 700, 2000/00
高度化再処理プロセス(PARCプロセス)の使用済燃料試験をNUCEFにおいて実施した。試験の結果、ウラン及びプルトニウム共存下で選択的にネプツニウムを還元分離する技術として開発しているn-ブチルアルデヒドの有効性を確認することができた。また、ブチルアミン化合物が塩フリー溶媒洗浄剤として所要の洗浄性能を有していることを確認した。
cell including dissolver off-gas treatment峯尾 英章; 木原 武弘; 中野 雄次*; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 渡辺 眞樹男; 亀井 一成; et al.
JAERI-Conf 99-004, p.498 - 507, 1999/03
燃焼度8000MWd/tの使用済燃料約1.5kgをNUCEF セルで溶解した。本試験では溶解の他、銀シリカゲル(AgS)吸着剤によるヨウ素処理、清澄、抽出試験への給液調整と発生するC-14捕集を行った。Uは開始後100分程度で溶解がほぼ終了し、ほかの接種もUとほぼ同様な溶解挙動を示した。二段階操作で追い出された溶解液中ヨウ素のAgS吸着材での捕集量は約210kBqで、ORIGEN計算によるI-129推定量の約63%に相当した。C-14捕集量は約2MBqで、燃料にN-14が少なくとも数ppm含まれていたことが示唆された。不溶性残渣分析では、Ru,Mo,Pd及びZrが主成分で、特にMoとZrのモル比とX線回折結果から溶解中でのモリブデン酸ジルコニウムの沈殿が示唆された。使用済燃料中Uの約94%が溶解工程において回収された。
峯尾 英章; 木原 武弘; 高橋 昭*; 八木 知則; 中野 雄次*; 木村 茂; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 渡辺 眞樹男; 亀井 一成; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposium '99 (Waste Manegement '99) (CD-ROM), 6 Pages, 1999/03
銀シリカゲル(AgS)吸着材によるヨウ素129の吸着容量を燃焼度8000MWd/tの使用済燃料1.5kgの溶解試験において測定した。また炭素-14のKOH水溶液による除去を同じ試験において行った。この試験は、燃焼度45,000MWd/tまでの使用済燃料を用いる一連の試験の第一段階である。ヨウ素-129は溶解時及び2段階からなるヨウ素追い出し操作時に発生した。AgSカラムで捕集されたヨウ素-129は約210kBqで、ORIGEN計算により推定される本使用済燃料1.5kgからのヨウ素-129発生量の約62%に相当した。これまでの試験結果から、ヨウ素-129は、溶解槽とAgSカラムとの間の配管表面に付着したと示唆された。一方、炭素-14の溶解時における全捕集量は約2MBqで、数ppmの窒素-14が新燃料に含まれていたことが示唆された。
峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
内山 軍蔵; 宝徳 忍; 渡辺 眞樹男; 亀井 一成; 峯尾 英章; 中野 雄次*; 木村 茂; 朝倉 俊英; 藤根 幸雄
Proceedings of 7th International Conference on Radioactive Waste Management and Environmental Remediation (ICEM '99) (CD-ROM), p.5 - 0, 1999/00
TRU廃棄物等の発生量の低減及び経済性の向上を目的として再処理プロセスの高度化研究を行っている。本報告では、高度化PUREXプロセス(PARCプロセス)における長寿命核種(NpとTc)の抽出分離挙動について述べる。
朝倉 俊英; 内山 軍蔵; 木原 武弘; 宝徳 忍; 高橋 昭*; 渡辺 眞樹男; 中野 雄次*; 亀井 一成; 八木 知則; 藤根 幸雄; et al.
Proc. of 5th Int. Nucl. Conf. on Recycling, Conditioning and Disposal (RECOD '98), 1, p.746 - 753, 1998/00
原研では、高度化再処理プロセス(PARCプロセス)についての研究を行っている。このプロセスの研究を使用済燃料を用いて行うため、NUCEFに再処理プロセス試験設備を整備した。この設備は、溶解工程、共除染工程、U/Pu分離工程、U逆抽出工程、溶媒洗浄工程、高レベル廃液濃縮工程を模擬するものである。プロセス研究の目的である、再処理による環境汚染のリスク低減、経済性向上のために、精密溶解、核種分離機能の向上、ソルトフリー技術の適用、プロセスの最適化の研究を行う。既に、使用済燃料を用いた試験を開始している。
内山 軍蔵; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 渡辺 眞樹男; 根本 英幸*; 藤根 幸雄
JAERI-Research 96-069, 49 Pages, 1997/01
JAERI-Research-96-069.pdf:1.75MB
現行再処理工場(ピューレックス法)の抽出分離第1サイクルを模擬した分離フローシートを3基のミキサセトラ型抽出器を用いて構成し、ウラン-TBP-硝酸溶液系におけるテクネチウム、ネプツニウム、ヨウ素、ジルコニウム及びルテニウムなどの放射性核種の抽出移行挙動を測定した。主な実験結果は以下のとおりである。ネプツニウムは、共除染工程において模擬溶解液として供給した量に対し約30%が抽残液に、Tc洗浄工程では約12%が洗浄されてTc廃液に、また、U/Pu分配工程では約58%がPu溶液へ移行した。テクネチウムは、共除染工程において模擬溶解液として供給した量に対し約99%がTBP有機溶媒に抽出され、Tc洗浄工程では高濃度硝酸により全Tc量の86%が洗浄され、U/Pu分配工程では13%がPu溶液へ移行した。
線カメラの実証試験片桐 秀明*; 佐藤 亘*; 榎本 良治*; 若松 諒*; 田中 聡一*; 加賀谷 美佳*; 武田 徹*; 村石 浩*; 吉田 龍生*; 渡辺 宝*; et al.
no journal, ,
本件は、開発した全方位線コンプトロンカメラを用いて福島第一原子力発電所及び、J-PARC 3GeVシンクロトロンで行った実証試験に関するものである。シンクロトロンでは、ビーム運転中に生じたビーム損失により加速器機器が放射化し、運転後には0.01から1mSv/hの範囲で高線量場が分布する。その残留放射能測定に適用できるのか、コンプトロンカメラの実証試験を行った。その結果、実際に線源が広がって分布する場所においても線源を同定でき、既知の線量分布と一致する正しい線イメージングが可能であることを実証した。本発表では、それら結果に関して報告する。
