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狩野 元信; 都所 昭雄; 石黒 信治; 照井 新之助; 松井 典夫; 川野辺 俊夫; 菊池 明夫
JNC TN8520 99-002, 56 Pages, 1999/04
本保守計画書は、平成10年11月6日に発生した高レベル放射性物質研究施設(CPF)のの非常用発電設備におけるトラブルを教訓とし、トラブルの再発防止と非常用発電設備の信頼性の維持、向上を目的として、建設工務管理部内にワーキンググループを設置し、従来の点検要領を全面的に見直し、新たに「非常用発電設備保守計画書」として作成したものである。
固体廃棄物中のPuO
溶解試験都所 昭雄; 綿引 政俊; 木原 義之; 石井 康彦*; 小笠原 誠洋*; 大高 昭博*
PNC TN8410 96-238, 86 Pages, 1996/08
硝酸に対して難溶性である二酸化プルトニウム(PuO)の溶解技術向上を目指した電解溶解試験を実施している。この電解溶解法は硝酸銀の電解酸化反応で生成するII価の銀イオン(Ag
)を酸化剤とし、PuO(IV)がPuO
(V)を経由しPuO(VI)まで酸化することにより硝酸への溶解が進行する方法である。本報告書は、プルトニウム燃料製造施設で発生する固体廃棄物に付着あるいは含まれるPuOを硝酸へ溶解する方法として、電解溶解法の適用性を確認することを目的として実施したものをまとめたものである。金属廃棄物を模擬したステンレス製の試験片は、酸化剤として用いるII価の銀イオン濃度に依存して、PuOの溶解率が高くなることを確認した。これは、II価の銀イオン濃度にPuOの溶解が依存することやステンレス表面へのII価の銀イオンによる浸食効果が寄与しているものと考えられる。また、難燃性廃棄物を模擬したハイパロングローブおよびビニルバッグの試験片は、不燃性廃棄物と同様に酸化剤として用いるII価の銀イオン濃度に依存して、PuOの溶解率が高くなることを確認した。しかし、表面の浸食による効果は観測されず、ステンレスに比べるとPuOの溶解率は低い。可燃性廃棄物については、プルトニウム廃棄物処理開発施設(PWTF)で焼却を施した焼却灰を模擬して試験を実施した。焼却灰構成成分とMOXとの混合比によらず、99.9%以上の溶解率が得られ、焼却灰中のPuOの溶解にII価の銀イオンが有効に寄与していることを確認した。これらの結果から、固体廃棄物中のPuOを電解溶解法により効率的に溶解でき、固体廃棄物中のPuをほぼ全量を溶解できる見通しを得ることができた。
根本 剛; 沼田 浩二; 岡田 尚; 都所 昭雄; 高橋 芳晴; 木原 義之; 川瀬 啓一
PNC TN8440 96-031, 20 Pages, 1996/07
本報告書は燃料製造プロセス開発室の研究開発テーマの中で、電解溶解技術開発、MH法混合転換技術開発、噴霧熱分解法による顆粒粉末製造技術開発、プルトニウム系廃液処理プロセス開発、Np,Am回収技術開発等について、その概要を和文と英文により、記述したものである。
加藤 良幸; 川瀬 啓一; 高橋 芳晴; 都所 昭雄
動燃技報, (98), p.65 - 70, 1996/06
MOX燃料製造工程における原料粉末の取扱性向上や工程短縮および簡素化を目的として、顆粒粉末の製造技術開発に取り組んでいる。顆粒粉末は、粒子形状が球状であるため流動性に優れ、粒径制御が容易である事から、粉末飛散や装置内への滞留等を低減することが可能である。さらに、粉末物性の制御が容易であるため、安定した原料粉末を供給することが可能である。顆粒粉末を製造するプロセスとして、噴霧熱分解法に注目し、基礎的な試験の実施およびプロセス成立性等の評価を進めている。今回の試験結果より、噴霧熱分解法で流動性に優れた球状粒子を生成でき、これを用いて高密度ペレット燃料製造を行う見通しが得られ、燃料製造プロセスに適用できる可能性が得られた。
1996年3月)-都所 昭雄; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉澤 知幸*
PNC TN8440 96-014, 24 Pages, 1996/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は923l、スラリ焙焼貫備からは洗浄液として66l、分析廃液は272.8lであり、合計1261.8lである。なお、前年度繰越量である工程廃液103l、分析廃液33.2lを含めると今年度処理対象液量の合計1398lである。(2) その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1068l、240lであり合計1308lとなった。(3) また本年度は、ノンスラッジ廃液処理プロセス開発として進めている、不溶性タンニンを使用した確証試験装置を製作後、グローブボックス内に配置し、実プルトニウム廃液処理試験を開始した。なお、試験装置による処理量は、上記1308l中の約630lであり、年間処理量の約半数量を約2ヵ月で処理することができた。(4) 処理液中の・
線放射能濃度は、何れも払出し基準値である5.6
10-2Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
冨田 豊; 根本 剛; 出沼 昭生; 都所 昭雄
動燃技報, (97), p.122 - 125, 1996/03
先進的核燃料リサイクル技術開発の一環として、MOX燃料スクラップ中に存在するAmの溶媒抽出法による分離回収試験を実施する予定であるが、グローブ操作時の
Amの
線による手部及び全身の被ばくの低減化が大きな課題である。根本的な防護対策としてグローブボックス用の遠隔操作可能な取扱治具を検討し、人の手に相当するような多関節型遠隔取扱治具の開発を目的として、試作を行った。次いでボックス内で作業を行う上で必要な機能を確認するために基本機能試験を実施し、グローブボックスシステムでAmのような高線量物質の取扱が可能な遠隔取扱治具の技術的見通しを得ることができた。
岡田 尚; 都所 昭雄; 木原 義之
動燃技報, (96), p.66 - 70, 1995/12
先進的な核燃料サイクルとして、アクチニドリサイクル研究開発は環境負荷低減、総合的経済性の向上、核拡散抵抗性の向上を目指している。本研究開発で取り扱うマイナーアクチニド(Np、Am、Cm)の一つであるNpは酸性溶液中でIV、V、VI価の原子価を有し、その挙動は複雑である。このため適当なNpの原子価調整法の開発が望まれている。本件はPu(III)のNpに対する還元力を利用し、Np(IV)の原子価調整が可能であることを確認した。またこの原子価調整法を使用した、Pu・Np混合溶液からのNpの分離を検討した。
岡田 尚; 都所 昭雄; 木原 義之
Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (GLOBAL'95), 0 Pages, 1995/09
None
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
動燃技報, (94), p.72 - 77, 1995/06
MOX燃料製造施設等から発生するプルトニウム系廃液の処理(Fe共沈法、活性炭及びキレート樹脂吸着法)に伴ない発生する二次副生物(スラッジ、廃樹脂、活性炭)の低減化を目指し「ノンスラッジ廃液処理プロセスの開発」に着手した。本方法は、不溶性タンニン(吸着剤)を使用するものであり、使用済吸着剤が熱分解でガス化する利点に着目した。Pu廃液による各種基礎試験、実廃液によるカラム処理試験及び吸着剤の熱分解試験等を実施し、Pu吸着特性、DFに及ぼす線速度ならびにカラム長さの影響等のデータを収集した。本報告は、これらの試験内容及び得られた結果をまとめたものである。従来のFe共沈法と比べ処理液中の線放射能濃度は確実に低下傾向を示し、吸着剤カラムのみで設備を構成できコンパクト化が図れること、また発生廃棄物は熱分解により、吸着物(Pu,U)の酸化物のみとなり、プルトニウム系廃液処理法として有効であることを確認できた。
1995年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 廣田 隆; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8440 95-019, 22 Pages, 1995/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1) 本年度の工程中和廃液受入量は796l、スラリ 焼設備からは洗浄液として154l、分析廃液は534.7lであり、合計1484.7lである。なお、前年度繰越量である工程廃液85l、分析廃液55.5lを含めると今年度処理対象液量の合計1625.2lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ932l、584.5lであり合計1516.5lとなった。(3)処理液中の・線放射能濃度は、何れも放出基準値である5.6x10/SUP-2/Bq/ml以下となり、次工程の廃水処理室(プルトニウム燃料第一開発室:R-4)に送液した。
岡田 尚; 都所 昭雄; 木原 義之
Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (GLOBAL'95), 0 Pages, 1995/00
アクチニドリサイクル研究開発では先進的な核燃料サイクルとして、環境負荷低減、総合的経済性の向上、核拡散抵抗性の向上を目指している。本研究開発で取り扱うマイナーアクチニド(Np,Am,Cm)の一つであるNpは酸性溶液中でIV,V,VI価の原子価を有するためその挙動は複雑である。Pu(III)のNpに対する還元力は、従来一般的に使用されているFe(II)還元剤と同程度であるが、Pu(III)は分解除去可能な硝酸ヒドロキシルアミン及びヒドラジンで調製するため、不純物残留の恐れがなく、プロセスの簡素化や廃液廃棄物発生量の低減化が達成可能である。本件はPu(III)によるNpの原子価調整方法を検討し、再処理や分離技術等への適用可能なことを確認した。
都所 昭雄; 木原 義之; 綿引 政俊; 小笠原 誠洋*; 大高 昭博*
PNC TN8410 94-403, 30 Pages, 1994/11
酸に対して難溶性であるPuOの溶解技術向上を目指した電解溶解試験を実施している。この電解溶解法は、添加した硝酸銀の電解酸化反応で生成したII価の銀イオン(Ag)によりPuO(IV)がPuO(V)を経由してPuO(VI)まで酸化され、PuOの溶解が進行する方法である。本報告では、種々の温度で焼結したMOXペレットを粉砕した粉末を溶解試料として用い、PuOの溶解速度に及ぼす焼結温度の影響等を確認する目的で試験を実施した。この結果、PuOの溶解速度は、焼結温度が高くなるのに比例して遅くなることが確認できた。これは、焼結温度が高くなるにつれて、UOの溶解に寄与するAgの割合が増加するためであることを試験で確認した。また、本法によるPuOの溶解速度は、従来の沸騰硝酸中における値に比べ大きな値が得られた。
1994年3月)-都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*
PNC TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の・放射能濃度は、何れも放出基準値である5.610ー2Bq/m1以下であった。
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8410 94-216, 18 Pages, 1994/04
今回は、最終的に使用済吸着剤を容易に減容あるいは分解する場合、本吸着剤の分解温度、分解時間、分解ガスの成分と量、吸着剤中に含まれるメタルの最終残査の酸化状態などの熱分解挙動を知るための試験を実施し、以下に示す結果を得た。(1)分解炉中に空気を供給した酸化状態で約600
Cまで加熱することにより、吸着剤単体はほぼ完全に分解された。その時の主なガス成分はCOであり、その他としてCO、CH
が検出された。(2)窒素ガス供給下(還元状態)で1000Cまで加熱しても、初期乾燥重量の約45%が残査として残留する。残査の主成分は、吸着剤の成分である炭素であり、試験に使用した白金皿に付着していた。(3)酸化雰囲気下で加熱すると、吸着剤が分解し、大幅に重量減少する。最終的にはウラン、プルトニウムは安定な酸化物(例えば、それぞれU
O
、PuOの形態)として残留する。その他の元素も安定な酸化物として残留する。
木原 義之; 都所 昭雄
動燃技報, (89), p.53 - 56, 1994/03
二酸化プルトニウム(PuO2)を硝酸に溶解する方法の一つとして電解溶解法がある。この溶解法は、II価の銀イオン(Ag2+)を触媒として用いるもので、硝酸銀の電解酸化反応で生成するAg2+によりPuO2(IV価)からPuO2+(VI価)へ酸化することによりPiO2の溶解を促進させる方法であり、室温で完全に溶解できる優れた方法である。我々は本法をプルトニウム燃料製造施設での混合酸化物(MOX)の溶解あるいはPu系固体廃棄物の除染等、様々な分野への適用性に関する研究を進めている。今回は種々のPu/U比のMOX粉末を用いた試験の結果、PuO2溶解速度に及ぼすUO2の影響について報告する。
沼田 浩二; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8410 94-215, 19 Pages, 1994/01
プルトニウム第二、第三開発室などのプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニウム廃液処理設備において凝集沈澱処理(鉄共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副生物の発生しないあるいは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、不溶性タンニン(以下吸着剤という)によるノンスラッジ廃液処理プロセスの開発を行っている。今回は、前年度のビーカスケールバッチ試験に引続き、不溶性タンニンを用いた微量プルトニウムのカラム方式による吸着基礎試験を実施した。本試験では、不溶性タンニンのプルトニウム吸着性能を把握するため、DFに及ぼす線速度及びカラム長さの影響ならびに試験液中のプルトニウム濃度の影響を調べた。また、連続通水試験を実施し、不溶性タンニンの破過点確認試験を実施した。その結果、次のことが明らかになった。(1)パラメータ試験結果から、1)線速度が遅いほどDFが向上する。2)カラム長さが長いほどDFが向上する。3)線放射能濃度が低いほどDFは低下する。(2)連続通水試験結果から、105Bq/mlオーダの試験液を処理した場合、タンニン充填量の約40倍まで処理が可能である。(3)中和処理後の105Bq/mlオーダの廃液を10-3Bq/ml(放出基準値の1/10)までPuを除去するためには、適切な線速度及びカラム長さを選定することにより可能である。
根本 剛; 都所 昭雄
動燃技報, (88), p.29 - 39, 1993/12
圧力晶析法は、冷却晶析法のように温度を冷却する代わりに、結晶生成の駆動力に圧力を制御しながら、結晶化あるいは融解する新しい晶析プロセスである。今回、本法の抽出溶媒からのnドデカン分離への適用性について、模擬溶媒を使用して試験を実施した。その結果、次のような結論を得た。(1)冷却温度約-10
、圧力100MPaの条件で分離すると、純度98.5%以上のnドデカンを分離することができる。(2)分離したnドデカンは再処理プロセスの抽出工程や希釈剤洗浄工程に再使用できる。(3)物質の相変化を利用した分離法であるため、新たな二次廃棄物を発生しない分離・回収プロセスである。これらの結果から、抽出溶媒中のnドデカンを分離できる新しいタイプの分離プロセスを開発した。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04
プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8410 93-101, 40 Pages, 1993/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は688l、分析廃液は407lであり、合計1095lである。なお、前年度繰越量を含めるとそれぞれ859l、481lの合計1340lである。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ779l、477lであった。(3)処理後の・放射能濃度は何れも放出基準値である5.610-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や点検を必要とする装置はなく、今後計画的に保守点検を行い、整備する計画である。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*
PNC TN8410 93-100, 46 Pages, 1993/04
本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液をほぼ計画通り処理することができた。その主な内容は次の通りである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は1196l、分析廃液は184lであり、合計1130lである。なお、前年度繰越分を含めるとそれぞれ1445l、232lの合計1677lが処理対象液である。(2)その内、今年度はの工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1094l、172lであった。(3)処理後の・放射能濃度は何れも放出基準値である5.610-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や改造を必要とする装置がないが、経年劣化も進んでいるので、交換可能な装置は計画的に交換する必要がある。
