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鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12
使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。
大谷 武久; 鈴木 一之; 畠 勝郎; 菊池 英樹; 中村 大司; 佐本 寛孝; 田中 志好
no journal, ,
東海再処理工場(TRP)では、再処理オフガス中の主要核種の挙動調査の一環として、Krガス放出特性に関する調査を実施している。Krガスは、せん断,溶解過程で全量がオフガス系へ移行し、燃料溶解の進行を確認する指標となる。TRPでは、これまでにLWR燃料(PWR,BWR)に加え、ATR燃料(UO,MOX)の4種の使用済燃料の処理実績を有する。これらの処理実績から運転管理の指標となるKrガスの放出特性に関して、燃焼度,燃料種別の影響を把握する目的で、せん断,溶解過程におけるKrガスの放出と運転との関係,SOG系,DOG系へのKr移行割合等を調査した。今回は、新たに取得したATR-UO, ATR-MOX燃料に関する調査結果をLWR燃料との比較を含め報告する。
大谷 武久; 高橋 誠; 圷 知幸*; 木村 典道; 田中 志好
no journal, ,
原子力機構では、放射性クリプトンガス(85Kr)をスパッタリングにより金属合金(Ni/Y)中に固定化し、長期貯蔵する技術を研究開発している。これまでに、大型容器を用いたイオン注入固定化法により天然クリプトンガスを連続注入する試験を実施した結果、スパッタリングによるターゲット電極の消耗が下部側に偏る傾向があることがわかった。ターゲット電極はクリプトンイオンが衝突する陰極となり、上下のアノード電極は電子が流れ込む陽極となることから、ターゲット電極上下の消耗量と、上下のアノード電流は比例する関係にある。今回は、ターゲット電極の消耗の偏り改善を目的として、アノード電流を上下均一にするため、アノード電極の形状をパラメータとした試験を実施し、消耗の偏りが改善できたことからその結果について報告する。
中村 大司; 菊池 英樹; 照沼 宏隆; 内田 直樹; 田中 志好
no journal, ,
東海再処理施設の溶解槽で発生するスラッジは工程内貯槽に堆積しやすく、送液配管を閉塞させる要因となっている。槽内や送液配管のスラッジ除去は系統に開放的可能な箇所が少なく、高線量であるため困難な場合が多い。本報では、配管のスラッジ除去技術の確立のために実機に適用した送液配管等の詰まり除去方法及び装置について報告する。
菊池 英樹; 沼田 伸二; 鈴木 一之; 脇本 文次; 田中 志好
no journal, ,
東海再処理施設(TRP)は約35年の運転を通じ、これまでに約1140tUの使用済燃料の処理を行ってきた。TRPの清澄工程には使用済燃料溶解液の環境下で使用する2種バルブが設置されている。溶解液を取り扱う工程においては、通常バルブを用いることは少なく、これらの運転データは非常に貴重である。本報では、これまでの運転で経験してきた厳しい環境下においても、内外通発生時の検知方法、材料の耐食性を考慮した設計、運転管理を行うことで現実的な運用が可能であることを再処理施設の運転を通じて実証した。
生田目 聡宏; 舛井 健司; 高橋 政富; 佐藤 武彦; 藤本 郁夫; 田中 志好
no journal, ,
コプロセッシング法の抽出フローシート開発では、軽水炉から高速炉燃料までのPu含有率が異なる燃料を処理対象とし、核拡散抵抗性を保つためにU, Pu共回収液(製品)のPu/U比を一定値(1.0)で回収する開発を行っており、このためには、分配段において基本的なU(IV), U(VI)分配挙動を把握することが重要である。また、分配段においてPuを確実に逆抽出するため、Pu含有率によって使い分けるPu還元剤(HAN, U(IV))が十分に機能することが必要となる。製品Pu/U比を制御する試験により、U(VI)分配挙動はRichardsonの分配係数式にHanford係数を用いた計算に近い傾向を示し、酸素によるU(IV)酸化反応は、主にミキサ部で進行している可能性が高いことが分かった。また、Pu還元剤としてU(IV)はHANよりも高酸濃度において有効であることを確認した。