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青嶋 厚; 鈴木 義晴; 滑川 卓志
日本原子力学会誌ATOMO
, 55(12), p.733 - 736, 2013/12
日本原子力研究開発機構では原子力技術研究開発の過程で得られた特許等の技術知財を民間企業に開放して企業の製品開発に生かす活動を10年以上に渡り実施してきており、現在までに各種の特徴ある開発製品群を生み出している。また、平成23年度からは従来の成果展開事業に加えて3.11の東日本大震災の発生を受け、新たに震災対応のための製品開発という枠組みを作り製品開発を実施している。本報告では、これらの成果について最新の情報を報告する。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/05
ガラス固化技術開発施設(TVF: Tokai Vitrification Facility)は、1995年より東海再処理工場(TRP)での軽水炉使用済燃料再処理により発生した高放射性廃液のガラス固化処理を行ってきている。ガラス固化での中心となる装置は溶融炉であるが、溶融ガラスの腐食性によりその設計寿命は5年に設定されており、これに起因する溶融炉交換のために運転停止や解体廃棄物の発生が生じる。この問題を解決するためには、構造材料の長寿命化を図るとともに、白金族蓄積に対する対策技術開発が必須である。このため、原子力機構ではこれら目標を達成するための開発計画を立案し、高耐食性を有するとともに白金族を容易に排出するための温度制御が可能な溶融炉の開発を進めている。また、これにあわせ白金族の機械式除去技術の開発や、低温溶融技術開発,白金族の廃液からの除去技術開発を進めている。
青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄
Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/09
東海再処理工場(TRP)では、平成17年度末に、約30年に渡る電力会社との再処理契約に基づく運転を完了し、平成18年度からは、「ふげん」のMOX使用済燃料を用いて技術開発のための試験運転を実施している。一方、TRPの運転に伴う高放射性液体廃棄物の処理は、平成7年よりガラス固化処理技術開発施設(TVF)にて行っており、今後さらに固化処理を継続する予定である。TVFでは、溶融炉が主たる装置であるが、現状では高温ガラスの腐食性のため、その設計寿命は5年間に制限されており、今後製造する固化体本数を考慮した場合、約10年後の溶融炉の交換が必要になる。また、溶融炉の運転では、白金族元素の円滑な抜き出しが安定運転のためには重要であり、今後、TVFの円滑な運転のために、既設溶融炉からの白金族元素の確実な抜き出しを確保するとともに、大幅な長寿命化及び白金族元素抜き出し性能向上を図った新型溶融炉の開発が必要となる。このため、JAEAでは、必要となる新技術の絞込みを行い、その開発計画を作成し、それに基づき精力的に開発を進めている。
塩月 正雄; 青嶋 厚; 野村 茂雄
Proceedings of International Waste Management Symposium 2006 (WM '06) (CD-ROM), 10 Pages, 2006/02
高レベル廃棄物処理方法として現在世界的に採用されているガラス固化溶融技術について、将来の高燃焼度軽水炉及びプルサーマルから発生する高レベル廃棄物並びにFBRサイクルから発生する高レベル廃棄物への適用性及び柔軟性を、各サイクルから発生する高レベル廃液の組成から評価した。各燃料サイクルから発生する高レベル廃棄物処理方法として、溶融条件等の改良や最適化を図ることにより、現行のガラス固化溶融技術を適用できる見通しがあり、加えてFBRサイクルにおいて開発中の新しい湿式再処理法においては、高レベル廃棄物の減容化が図れるものと考えられる。さらに、現在開発中の白金族元素対策等の技術開発が将来の燃料サイクルからの高レベル廃棄物のガラス固化処理においても重要であることが確認された。
青嶋 厚; 田中 和彦
Proceedings of International Waste Management Symposium 2005 (WM '05) (CD-ROM), 10 Pages, 2005/03
東海再処理工場では昭和52年のホット運転開始以来、発生する放射性廃棄物を適切に処理してきている。これらの内現在、特に注目している技術開発項目としてガラス固化技術と低放射性廃液固化技術がある。ガラス固化技術に関しては改良型溶融炉への更新工事を本年終了し、10月より11月にかけて20本のガラス固化体を製造した。低放射性の廃液の固化技術としては、現在、ホウ酸ナトリウムを用いた中間固化体を製造する為の施設を建設中であり、平成19年より運転を開始する予定である。
青嶋 厚; 田中 和彦; 小坂 哲生
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00
TVFでは、平成7年よりホット運転を開始し、平成14年の主電極の損傷が発生するまでに130本のガラス固化体を製造した。この後、TVFでは、炉底構造を改良した2号メルターへの更新工事を進めることとし、現状平成16年9月の運転開始を目標に更新工事を進めている。これと並行し、白金族金属の蓄積に対する運転対策方法開発を進めると共に、1号メルターの解体技術開発、高減容化技術開発、更には環境負荷低減型新型メルターの設計研究等種々の技術開発を進めている。
駒 義和; 青嶋 厚; 鴨志田 守*; 笹平 朗*
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.317 - 320, 2002/11
リン酸トリブチル(TBP)による硝酸リン酸混合溶液からのAm(VI)の抽出に関する研究を行った。n-dodecaneで希釈したTBPによる抽出では、Am(VI)は還元されなかった。リン酸イオンの存在によりAm(VI)の分配比は低下したが、Ndとの分離係数は増大し120の値が得られた。希釈しないTBPにより3MHNO
溶液から6.6の分配比で抽出された。酸濃度が低い条件では、硝酸イオン濃度が高くともリン酸イオンの酸解離により分配比は低くおさえられた。
森田 泰治; 館盛 勝一; 駒 義和*; 青嶋 厚*
JAERI-Research 2002-017, 20 Pages, 2002/08
JAERI-Research-2002-017.pdf:1.32MB
本レポートは、核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)と日本原子力研究所(原研)との間で、「高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究」のテーマのもと、平成10年9月より平成14年3月末までの3年半の間実施した共同研究の成果をまとめたものである。共同研究の目的は、サイクル機構で開発中のTRUEX/SETFICSプロセス及び原研で開発中のDIDPA抽出プロセスのそれぞれのアクチニド分離プロセスについて総合的な評価を行って、共通的な課題を摘出し、効率的なプロセス開発に資することにある。評価検討の結果、アクチニド分離の主工程は異なっていても、廃溶媒の処理やDTPA廃液の処理等の分離後の処理,溶媒リサイクル等の副次的な工程では多くの共通的な課題が存在することが明らかになった。工学実証規模に移すためには、これらの課題を解決するとともに、副次的な工程を含むプロセス全体について一貫した試験を実施することが必要であると結論した。さらに、プロセス全体について高い視点から評価すると、経済性向上と二次廃棄物発生量低減の2項目が重要であり、これらを念頭に置いたうえで、より合理的で効率的なアクチニド分離プロセス開発のため、今後も継続して研究開発を推進することが必要である。
駒 義和; 小田 好博; 青嶋 厚
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(6), p.647 - 654, 2002/06
被引用回数：39 パーセンタイル：89.99(Nuclear Science & Technology)ウラニル水酸化物及び水和物の錯体構造及び電荷分布の寄与を解明するために第一原理分子軌道計算を行った。ラマン散乱周波数や構造解析の実験結果と比較し、錯体構造や電荷分布とラマン散乱周波数の関係を調べた。その結果、ウラニルの単量体では高周波数側に見積もられ水分子が5あるいは6配位した構造が最も実験結果と近い波数となった。一方で水酸化物イオンが配位すると計算は低周波数側に見積もられることが示された。更にウラニルの二量体モデルを作成し計算を行った結果、水酸化物イオンでウランが架橋された構造が水分子で架橋するよりも安定で実験結果に近い構造、及びラマン散乱周波数を示すことが分かった。錯体構造及び電荷分布を比較すると、結合長の変化よりも、電荷分布の変化が大きく、配位子からの電荷の移動がラマン散乱周波数に最も大きな影響を与えていることが分かった。
足立 裕彦*; 田中 功*; 西谷 滋人*; 小笠原 一禎*; 石井 琢悟*; 青嶋 厚; 駒 義和
JNC TY8400 2002-009, 20 Pages, 2002/05
JNC-TY8400-2002-009.pdf:1.15MB
既存の再処理工程の高度化・最適化や将来の再処理技術の確立のためには、ミクロな現象の理解と量子化学的手法に基づく理論的な評価手法の開発が必要である。ランタニド・アクチニドのような重元素を含んだ物質の電子状態計算を行う際には、相対論DV-X
法のように、相対論効果を正確に取り入れた手法が必要となるが、既存のプログラムではスピン分極が考慮されておらず、4f,5f電子をもつ化合物などへの適用は難しかった。そこで本研究では、スピン分極を考慮した相対論DV-X分子軌道計算プログラムを新たに開発し、更にその応用としてランタニド・アクチニド化合物における化学結合状態の非経験的な解析を行った。ランタニド3塩化物では、スピン分極を考慮することによりGdにおける電子状態の不連続性(Gdブレイク)を第一原理計算によって再現することに成功した。また、アクチニド化合物では、化学結合性の価数依存性が配位子により大きく変化することがわかった。更に、硝酸ウラニルおよびウランを他のアクチニド元素で置き換えた化合物における化学結合状態は原子種に依存して極めて複雑な変化をすることが明らかとなった。
長谷川 一樹*; 山村 朝雄*; 塩川 佳伸*; 佐野 雄一; 青嶋 厚
JNC TY8400 2002-005, 36 Pages, 2002/05
JNC-TY8400-2002-005.pdf:1.29MB
放射性廃棄物に含まれているアクチナイドと希土類は共にIII価が安定で、その化学的性質はよく似ているため、その分離は容易ではなくイオン交換法・溶媒抽出法・溶融塩中での電解法などの様々な分離法が検討されてきた。よく知られているように、ウラン、ネプツニウム、ランタン、セリウム等の金属調製は従来乾式法で行われてきたが、我々は水溶液電位窓の外部領域を利用した定電流電解法によるアマルガム調製と得られたアマルガムの熱分解によって高純度金属が調製できることを明らかにして来た。この研究過程で、酢酸緩衝溶液中のウランとセリウムの電解速度を比較すると、同じ電流密度でも両者に明らかな差があり、ウランのアマルガム化は速やかに進行するのに対して、セリウムの還元速度は非常に遅いことが明らかとなった。即ち、水溶液電解法はその操作性やこれに必要な装置などが非常に簡便であり、定電位電解法を適用すれば、新たな元素分離の可能性が拓かれる可能性がある。特に、III価の希土類とアクチナイドの分離は原理的にクロマトグラヒィに頼っているのが現状であり、これが単純な電解法で行えるならばTRU廃棄物等の放射性廃棄物の処理が簡略化できる可能性がある。本研究で対象としたアクチナイドと希土類の、規制電位-1.90Vの定電位電解における還元速度はサマリウム、ユウロピウムを除くならば、アクチナイドと希土類では還元速度に大きな差が認められ、前者の還元速度は後者より速い。更に、両者では原子番号順に還元速度が遅くなる。即ち、アクチナイドではウラン、ネプツニウム、アメリシウムの順、即ち、原子番号順に遅くなり、希土類でもランタン、セリウム、プラセオジム、ネオジム、ガドリニウムの順に遅くなる。
榎田 洋一*; 山本 一良*; 小林 登*; 富岡 修*; 宮原 幸子; 駒 義和; 青嶋 厚
JNC TY8400 2002-004, 115 Pages, 2002/05
JNC-TY8400-2002-004.pdf:1.51MB
核燃料再処理や放射性廃棄物の除染への将来における適用を想定し、リン酸トリブチル(TBP)の硝酸錯体を超臨界二酸化炭素に溶解して用いることにより、ランタニド酸化物と他の金属酸化物の混合物からランタニドだけを選択的に、また、二次廃棄物発生量を最小化し、かつ、大きな処理速度で回収することが可能であることを示すことを本研究の目的とした。粉末もしくはバルクのGd2O3等のランタニド酸化物とTBP硝酸錯体をn-ドデカンで希釈した有機流体と反応させ、ランタニド酸化物の溶解抽出速度を明らかにした。また、ランタニド酸化物に金属酸化物または金属単体を混合した試料に対しても同様の実験を行い、ランタニド酸化物の選択的な溶解抽出が可能であるかどうか、また、その反応機構を検討した。さらに、同様の試料を超臨界二酸化炭素中でTBP硝酸錯体と反応させ、超臨界二酸化炭素中でのランタニド酸化物の溶解抽出速度を明らかにするとともに、ランタニド酸化物の選択的な溶解抽出が可能であることを示した。また、TBPの超臨界二酸化炭素に対する溶解度を分子シミュレーションを用いて定量的に評価することが可能であることを確認した。さらに、得られた基礎データを見かけの速度定数を算出するとともに、溶解抽出過程を解析するための化学工学モデルを作成した。本報告書は、核燃料サイクル開発機構の核燃料サイクル公募型研究により実施した業務成果に関するものである。
山本 一良*; 榎田 洋一*; 小林 登*; 高梨 光博*; 青嶋 厚*; 野村 和則; 柴田 淳広
JNC TY8400 2002-003, 81 Pages, 2002/05
JNC-TY8400-2002-003.pdf:1.67MB
経済性の革新的向上と廃棄物発生量の大幅低減を実現するために提案されている先進的核燃料再処理分離プロセスは、晶析法を採用する等により、従来と異なるプロセスパラメタ(重金属負荷度、除染係数、流量率等)で運転されることになるため、実用プロセス条件の選定に先立ち、化学プロセスフローシートに関して十分な変動範囲にわたったさまざまな視点からの基礎検討が必要である。本研究では、先進的核燃料再処理分離プロセスの化学プロセスフローシートに関して、さまざまな変動の及ぼす影響を理論・計算解析により把握し、より経済性の向上と廃棄物発生量の低減を実現するプロセスとして高い完成度を目指すものである。本研究では、まず、化学プロセスフローシートの定常分離特性に関する研究を行い、溶媒抽出分離プロセスでウラン、プルトニウム及びこれらに混入する主要な不純物の定常状態における分離特性(回収率、廃液発生量等)をプロセス計算解析によって明確にした。次に、化学プロセスフローシートの変動後の分離特性に関する研究で、ウラン、プルトニウム及びこれらに混入する主要な不純物の分離特性(回収率等)がプロセスパラメタ(重金属負荷度、流量率等)の変動によってどのように変化するかをプロセス計算解析の観点から明確にした。最後に、分離プロセスシステムの微小変動が分離特性に与える影響に関する研究で、現実の化学分離プロセスで生じる可能性があり、通常の計算機解析では考慮されないような比較的微小な変動が再処理分離プロセスに与える影響の大きさをプロセス計算解析によって明確にした。本報告書は、核燃料サイクル開発機構の先行基礎工学研究協力制度により実施した業務成果に関するものである。
宮原 幸子; 川崎 諭*; 柴 正憲*; 斉藤 和則*; 駒 義和; 菅沼 隆*; 青嶋 厚
JNC TN8400 2002-014, 40 Pages, 2002/05
JNC-TN8400-2002-014.pdf:1.57MB
硝酸を含むTBP(TBP-硝酸溶媒)を用いて混合酸化物(MOX)粉末からU及びPuを選択的に溶解する方法(粉化燃料抽出法)を検討している。この方法は硝酸による溶解工程およびTBP溶媒による抽出から成る工程(共除染工程)を一体化でき、比較的低温かつ大気圧で操作できるので、再処理工程の簡素化が期待できる。Pu酸化物はU酸化物と比較して硝酸に溶解しにくいことからPuの溶解挙動を把握する必要があり、TBP-硝酸溶媒へのPuとUの混合酸化物(MOXペレット焙焼粉)の溶解特性を調査した。U、Pu混合酸化物(Pu富化度(Pu/Pu+U)18%)の焼結ペレットを、空気雰囲気中400
で4時間加熱し平均粒径約10
mのU、Pu混合酸化物の粉末を調製した。この粉末(MOXペレット焙焼粉)を4.74mol/L硝酸を含むTBP溶媒に投入し300分撹拌した。MOXペレット焙焼粉6gを20mLに投入した試験では、300分経過後のTBP溶媒中のPu濃度は0.17mol/Lとなり、初期投入量の約9割が溶解した。MOXペレット焙焼粉は硝酸を含むTBP溶媒に溶解することが分かった。このときの初期の溶解速度は、同条件下でのMOX燃料の硝酸水溶液への溶解速度とほぼ一致した。Puの溶解速度は硝酸水溶液系の溶解速度から推測できるものと考えられる。また、MOX中に含まれるAmも、Puより溶解速度が遅いものの硝酸を含むTBP溶媒に溶解することが分かった。
駒 義和; 青嶋 厚; 森田 泰治*; 館盛 勝一*
JNC TY8400 2002-001, 26 Pages, 2002/03
JNC-TY8400-2002-001.pdf:0.51MB
本レポートは、核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)と日本原子力研究所(原研)との間で、「高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究」のテーマのもと、平成10年9月より平成14年3月末までの3年半の間実施した共同研究の成果をまとめたものである。共同研究の目的は、サイクル機構で開発中のTRUEX/SETFICSプロセス及び原研で開発中のDIDPA抽出プロセスのそれぞれのアクチニド分離プロセスについて総合的な評価を行って、共通的な課題を摘出し、効率的なプロセスの開発に資することにある。評価検討により共通的な課題を摘出した結果、アクチニド分離の主工程は異なっていても、廃溶媒の処理やDTPA廃液の処理等の分離後の処理、溶媒リサイクル等の副次的な工程では多くの共通的な課題が存在することが明らかになった。工学実証規模に移すための共通的な開発要件としては、これらの課題を解決すると共に、副次的な工程を含むプロセス全体についてある程度の規模で一貫した試験を実施することが必要であると結論した。さらに、プロセス全体について高い視点から評価すると、経済性向上と二次廃棄物発生量低減の2項目が重要であり、これらを念頭に置いた上で、より合理的で効率的なアクチニド分離プロセス開発のため、今後も継続して研究開発を推進することが必要である。
矢野 公彦; 青嶋 厚
サイクル機構技報, (14), p.193 - 195, 2002/03
2001年(平成13年)10月29日から30日にかけて、長半減期放射性核種の分離に関するJNC/CEA技術協力に基づく第10回情報交換会議が東海事業所において開催された。本会議では、湿式及び乾式分離に関する情報交換が行われ、口頭発表件数は17件であった。今後も、マイナーアクチニド(MA)及び長半減期核種の分離法及びPUREX以外の再処理について情報交換を進めていくとともに、3回目の研究員交換及び共同による研究成果の公開を実施していくことで合意した。本報告は、会議の概要及び結論をまとめたものである。
青嶋 厚
原子力eye, 48(7), 72 Pages, 2002/00
先進的高速炉燃料再処理プロセスの確立に向けて、サイクル機構東海事業所高レベル放射性物質研究施設(CPF)において研究開発を進めていく先進湿式再処理法及び乾式再処理法について、その概要を紹介する。
駒 義和; 青嶋 厚; 野村 和則; 佐野 雄一
Global2001, 0 Pages, 2002/00
先進的核燃料リサイクル研究の一環としてAm、CmやTc等の長半減期の放射性核種を分離回収するプロセスを開発している。TRUEX法の開発において、シュウ酸及びシュウ酸錯体の生成を考慮した計算コードを作成し、これを用いてシュウ酸の添加の効果を議論した。また、SETFICS法の開発については、高装荷フローシート及び抽出機構に関して検討した。Tcの電解析出回収については模擬高レベル廃液を用いた試験の結果を報告する。
青嶋 厚; 宮地 茂彦; 菅沼 隆; 根本 慎一
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00
実用化戦略調査研究の一環として行われる先進的高速炉燃料サイクルシステム開発に資するため、主に基礎データ取得フィールドの充実を目指した、高レベル放射性物質研究施設(CPF)の改造工事を行った。本報告では、先進的高速炉燃料サイクルシステム開発の概要及びCPFにおける開発経緯並びに工事概要と工事後の試験研究内容について紹介する。
永井 俊尚; 小島 久雄; 青嶋 厚; 荻野 英樹
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/00
小資源国日本にとって、21世紀の持続的発展のためには原子力エネルギー利用は必須であり、燃料リサイクルを基本方針としている。使用済燃料を再処理し、U,Pu等を回収して再利用することにより、資源及び環境への大きなメリットが期待できる。これは、低除染-TRU含有燃料のリサイクルを基本とするFBRサイクルシステムにより達成することができるとともに、Puを特別視しない十分な核拡散抵抗性を有するシステムである。この技術開発状況も合わせて報告する。
