Evaluation of the remaining spent extraction solvent in vermiculite after leaching tests via PIXE analysis

荒井 陽一; 渡部 創; 長谷川 健太; 岡村 信生; 渡部 雅之; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 吾郷 友宏*; 羽倉 尚人*; 塚原 剛彦*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 542, p.206 - 213, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2023.07.003

Spent PUREX solvent, which mainly consists of tributyl phosphate (TBP) and normal dodecane, is generated by solvent extraction of Plutonium and Uranium in the spent nuclear fuel reprocessing. One of the treatment options for storage of the spent solvent is adsorption of the liquid into vermiculite. The organic liquid is considered to be trapped between layers of the vermiculite. Our previous experiments on the adsorption of spent solvent into the vermiculite have shown that some parts of loaded solvent gradually leaked out from the vermiculite. In order to investigate the adsorption mechanism and capacity, elution behavior of the loaded solvent into organic diluents were evaluated. A part of the loaded solvent was easily leaked into the diluent, while some solvent remained inside the particle even after the leaching test. In this study, the adsorption capacity of the vermiculite was evaluated through amount of remaining solvent after washing with diluents. The amount of the remaining solvent was analyzed by Particle Induced X-ray Emission (PIXE) on P contained in TBP. Peak intensity of P-K line depended on the washing condition, and the behavior of the amount of change in adsorbed P atom qualitatively agreed with the results of the leaching test.

Oxygen reduction activity and interfacial structures of LaSrCoO at initial electrochemical process in an alkaline solution

松崎 陽*; 平山 雅章*; Oguchi, Shoya*; 粉生 守*; 池澤 篤憲*; 鈴木 耕太*; 田村 和久; 荒井 創*; 菅野 了次*

Electrochemistry (Internet), 90(10), p.107001_1 - 107001_8, 2022/10

https://doi.org/10.5796/electrochemistry.22-00079

ペロブスカイト型構造を持つLaSrCoO酸素還元(ORR)および酸素発生(OER)反応について、様々な面方位を持つ2次元モデル電極を用いて調べた。パルスレーザー堆積法で合成した薄膜電極を用いることで、ORR反応の面方位依存性を明らかにした。電気化学測定より、1回目のORR/OERサイクルでは、ORRの反応活性は(001)面で最も高かったが、2回目のサイクルでは、活性が著しく低下した。放射光を用いた結晶構造解析を行い、LaSrCoOのバルクと表面の構造が変化していることがわかった。また、構造変化は酸素欠損サイトの形成によることが明らかになった。さらに、LaSrCoOの表面が部分的に分解されることも分かった。したがって、ORRおよびOER反応の活性を上げるには、電気化学反応に伴い形成される界面の構造が重要である。

高レベル放射性物質研究施設における放射性廃液の安定化処理

小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; 野村 和則

JAEA-Technology 2021-007, 27 Pages, 2021/06

JAEA-Technology-2021-007.pdf:2.43MB

放射性物質取扱施設である高レベル放射性物質研究施設(CPF: Chemical Processing Facility)では、過去の試験や分析で発生した多種の廃液をホットセル及びグローブボックス内で保管してきた。2015年7月より、保管されている放射性廃液について、管理方法の適正化を図るべく、実廃液の安定化処理を進めている。また、分析廃液等の多種多様な試薬が混在する廃液については安定化処理が非常に困難であるため、大学等と共同でSTRAD(Systematic Treatments of Radioactive liquid wastes for Decommissioning)プロジェクトを発足させ、処理技術の研究開発を進めている。これらの実績は、他の放射性物質取り扱い施設においても保管する廃液の処理をより効率的かつ安全に進められることが期待できる。本書は、CPFで安定化処理を実施した実廃液の処理方法及び処理状況に関して報告するものである。

Microscopic analyses on Zr adsorbed IDA chelating resin by PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 野村 和則; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; 久保田 俊夫*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 477, p.54 - 59, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2019.10.028

Used PUREX process solvent generated from reprocessing process of spent nuclear fuel contains a small amount of U and Pu complexed with tributyl phosphate (TBP) or dibutyl phosphate (DBP). The radioactive nuclides should be removed from the solvent for safety storage or disposal. The iminodiacetic acid (IDA) type chelating resin was proposed as promising procedures for efficient recovery of the trapped cations in the solvent. In order to reveal the distribution and amount of Zr in the particle and local structure of Zr complex formed in the adsorbent, PIXE and EXAFS analyses on the Zr adsorbed chelating resin were carried out. Micro-PIXE analysis proved that it is an effectual method for quantitative analysis of trace adsorbed elements. Moreover, some of the adsorption sites were possibly occupied by the molecules. On the other hand, Zr-K edge EXAFS analysis suggested that extraction mechanism of Zr from the aqueous solution and the solvent was different.

STRAD project for systematic treatments of radioactive liquid wastes generated in nuclear facilities

渡部 創; 小木 浩通*; 荒井 陽一; 粟飯原 はるか; 高畠 容子; 柴田 淳広; 野村 和則; 神谷 裕一*; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; et al.

Progress in Nuclear Energy, 117, p.103090_1 - 103090_8, 2019/11

AA2019-0193.pdf:1.29MB

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2019.103090

A new collaborative research project for systematic treatments of radioactive liquid wastes containing various reagents generating in nuclear facilities was started from 2018 initiated by Japan Atomic Energy Agency. The project was named as STRAD (Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning) project. Tentative targets to be studied under the project are aqueous and organic liquid wastes which have been generated by experiments and analyses in a reprocessing experimental laboratory of JAEA. Currently fundamental studies for treatments of the liquid wastes with complicated compositions are underway. In the STRAD project, process flow for treatment of ammonium ion involved in aqueous waste was designed though the inactive experiments, and decomposition of ammonium ion using catalysis will be carried out soon. Adsorbents for recovery of U and Pu from spent solvent were also developed. Demonstration experiments on genuine spent solvent is under planning.

Analysis on adsorbent for spent solvent treatment by micro-PIXE and EXAFS

荒井 陽一; 渡部 創; 大野 真平; 中村 雅弘; 柴田 淳広; 中村 文也*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 保科 宏行*; 羽倉 尚人*; et al.

International Journal of PIXE, 29(1&2), p.17 - 31, 2019/00

https://doi.org/10.1142/S0129083519500128

PUREX再処理等の試験研究により、U, Puを含む廃溶媒が発生し、安全な保管や廃棄の観点から、廃溶媒からの核燃料物質の回収は重要なプロセスである。そこで、Pu(IV)の模擬としてZr(IV)を用いて模擬廃溶媒を調製し、固体吸着材による回収法を検討し、イミノ二酢酸を導入した吸着材が廃溶媒中からの核燃料物質回収に有効であるとの結果を得ている。実用化に向けては吸着量の向上が課題であったことから、イミノ二酢酸の導入量を増加させるためにポリマーを被覆した多孔質シリカの利用を検討し、そのポリマーにイミノ二酢酸を導入することで吸着材を合成した。合成した吸着材について、廃溶媒処理への適用性を評価するためには、吸着能力と吸着メカニズムを明らかにする必要がある。そこで、微量元素の測定が可能であるマイクロPIXE分析に着目し、吸着したZrの分布や量を測定することで、吸着材に導入したイミノ二酢酸基の利用効率を評価した。また、吸着材中のイミノ二酢酸に吸着したZr周りの局所構造を明らかとするためにEXAFS分析を実施した。それぞれの分析結果から、本件で合成した吸着材は溶媒中でもZrと吸着反応を示すことを確認したが、沈殿と推察される粒子が観察され、吸着材の合成方法の更なる改善が必要である。

Basic study on radiation degradation of potassium nickel ferrocyanide

荒井 陽一; 渡部 創; 高畠 容子; 中村 雅弘; 中島 靖雄

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/10

放射性廃液からの放射性セシウムの除去は放射性廃棄物低減化に対して有効な手段であることから、その放射性セシウムの選択的除去のためにフェロシアン化物を用いた研究が行われている。フェロシアン化物の廃棄物は水を含んだスラリー状であり、フェロシアン化物の存在により放射線照射による水の分解に起因する水素の生成に影響を与える可能性が考えられる。また、フェロシアン化物は、その構造にシアンを含むことから、分解によりシアンが放出される可能性がある。そこで、水に浸漬させた状態でフェロシアン化ニッケルカリウム(KNiFC)にCoによる線を照射し、水素やシアンの発生量を測定し、KNiFCの放射線分解について調査した。本試験の結果、KNiFCの存在により水素のG値が増大することを確認した。よって、KNiFCを貯槽等で保管する場合には掃気により水素濃度を減少させることが必要である。なお、Csの吸着の有無は水素の発生に影響しないことについても確認した。また、6MGyの照射により、溶液中にシアンが検出されたものの、その生成量は1.3mg/Lと十分に低い濃度であり、ガス化したシアン化水素は検出されなかった。

セシウム除染剤であるフェロシアン化ニッケルの線による分解特性

荒井 陽一; 渡部 創; 高畠 容子; 駒 義和; 野村 和則; 中島 靖雄

no journal, , 

フェロシアン化遷移金属は水からのCsの除去に利用される、代表的な吸着剤である。Csを吸着したフェロシアン化金属をスラリーとして長期間保管する場合には、放射線による分解等を考慮する必要がある。具体的には、水素発生による爆発に対する安全性、フェロシアン化金属の分解によるCsの閉じ込め安全性、発生したHCNによる作業者への安全性に関する情報の取得が重要である。そこで、フェロシアン化ニッケルに対してCo線源による線照射を実施し、その分解特性等を調べた。

グラフト重合吸着材を用いた廃溶媒からの核燃料物質回収プロセスの開発

大野 真平; 荒井 陽一; 渡部 創; 瀬古 典明*; 笠井 昇*; 保科 宏行*; 柴田 淳広; 野村 和則

no journal, , 

PUREX再処理では廃抽出溶媒としてリン酸トリブチル(TBP)が発生する。TBPと放射線劣化物であるりん酸ジブチル(DBP)が共存することで核燃料物質の回収が困難となる。その結果、溶媒の放射線分解により爆発の恐れがある水素ガスの発生が懸念される。そこで、本研究では、キレート剤に使用されるイミノ二酢酸(IDA)及びイオン交換基として使用されるスルホン酸(SO)の二種類の官能基を導入したグラフト重合吸着材に着目し、溶媒中からのU、Pu回収法への適用性を検討した。なお本研究ではPuの模擬元素としてZrを使用した。各吸着材を使用したZr吸着試験の結果、SO型吸着材はZrに対し吸着反応を示さなかった。一方で、IDA型吸着材はZrに対し吸着反応を示した。また、IDA型吸着材は溶媒中のDBP濃度割合によらずZrを吸着可能であった。以上の結果より、IDA吸着材を使用したPUREX廃溶媒からの簡便なU, Pu回収プロセスへの適用の可能性が示された。

使用済み燃料再処理プロセスから発生する廃溶媒処理技術の開発,1; 全体概要及び既存技術によるTRUEX廃溶媒に抽出された核燃料物質の回収法の調査

荒井 陽一; 渡部 創; 久保田 俊夫*; 新井 剛*; 瀬古 典明*; 野村 和則

no journal, , 

STRAD(Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decomissioing)プロジェクトの一環として、試験研究で使用した廃PUREX, TRUEX溶媒の処理技術開発を実施している。リン酸トリブチル(TBP)は放射線劣化等によりリン酸ジブチル(DBP)等の劣化生成物を生じる。核燃料物質をTBPに装荷したまま溶媒劣化が進むと、核燃料物質の希硝酸による逆抽出が困難となる。そこで本研究では、廃溶媒中の核燃料物質回収からその安定な化学形態での貯蔵プロセス、さらには廃溶媒の安全な分解処理プロセスまでをスコープとし、既存技術をベースに劣化溶媒からの核燃料物質回収を含む廃溶媒処理フローを考案した。本報告では研究の全体概要を説明するとともに、アルカリ洗浄による金属回収性能試験の結果を報告する。U, Pu等を10年以上装荷したTRUEX廃溶媒を想定した模擬廃溶媒中からZrの回収を試み、溶媒に装荷したZrの90%以上を水相側に回収できた。この結果から、炭酸ナトリウム溶液を用いることで著しく劣化した廃溶媒から核燃料物質を回収できる可能性が示唆された。今後、実廃液を用いた試験によりその効果を実証する予定である。