ジ-2-エチルヘキシルリン酸によるMoの抽出分離プロセスの開発

森田 泰治; 山岸 功; 津幡 靖宏; 松村 和美; 桜井 孝二*; 飯嶋 孝彦

JAEA-Research 2012-031, 39 Pages, 2012/11

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ガラス固化体において濃度限度を超えるとイエローフェーズを生成するMoの高レベル廃液からの除去を目的に、酸性リン酸エステル抽出剤であるHDEHP(ジ-2-エチルヘキシルリン酸)によるMo抽出分離プロセスの開発を行った。Mo及びその他の主な核分裂生成物元素の抽出・逆抽出に関するバッチ試験データを取得し、この結果をもとにミキサセトラ型抽出試験装置を用いた連続抽出分離試験を2回実施し、元素の分離挙動を把握した。第2回連続抽出試験では、第1回の試験と比較して、Yの抽出率低減、Mo及びZrの逆抽出率改善などの成果を得たが、いずれも十分な値には到達しなかった。しかし、解析コードPARC-MAを用いたプロセスシミュレーション解析の手法を確立し、これによる最適プロセス条件の検討を行って、Y抽出率のさらなる低減には洗浄液硝酸濃度の上昇が、Mo及びZrの逆抽出率のさらなる改善には過酸化水素溶液及びシュウ酸のそれぞれの逆抽出液の流量増加及びZr逆抽出におけるミキサ内滞留時間増加が必要なことを明らかにし、最適分離条件を示すことができた。

Study on gaseous effluent treatment during dissolusion tests of spent fuel

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。

次世代燃料サイクルのための高レベル廃液調整技術開発,6; HDEHPによるMoの連続抽出分離

森田 泰治; 山岸 功; 松村 和美; 飯嶋 孝彦; 松村 達郎

no journal, , 

ガラス固化体における濃度制限の厳しいモリブデン(Mo)を高レベル廃液より分離することを目的として、HDEHP(ジ-2-エチルヘキシルリン酸)による抽出分離プロセスを開発している。バッチ抽出試験の結果をもとに条件を設定して、模擬高レベル廃液によりミキサセトラを用いた連続抽出試験を行い、各元素の抽出分離挙動を求めた。抽出段数の制約等から十分な抽出率,逆抽出率を得るには至らなかったが、各元素の挙動はほぼ想定の範囲内であり、HDEHPによるMo分離プロセスの構築は可能であると結論できる。

次世代燃料サイクルのための高レベル廃液調整技術開発,13; HDEHPによるMo抽出分離プロセスの開発

森田 泰治; 山岸 功; 飯嶋 孝彦; 桜井 孝二

no journal, , 

ガラス固化体における濃度制限の厳しいモリブデン(Mo)を高レベル廃液より分離することを目的として、HDEHP(ジ-2-エチルヘキシルリン酸)による抽出分離プロセスを開発している。模擬高レベル廃液によりミキサセトラを用いた連続抽出試験を行い、各元素の抽出分離挙動を求めた。この結果を評価するとともに、解析コードPARC-MAによるプロセスシミュレーション解析を行い、プロセス最適化を検討した。連続抽出試験では十分な抽出率,逆抽出率を得るには至らなかったが、各元素の挙動はシミュレーション解析可能であり、本Mo分離プロセスは十分な成立性があると評価できる。

福島第一原子力発電所破損燃料の溶解法の検討,1; デブリ燃料を模擬したウラン・ジルコニウム酸化物固溶体の溶融塩による分解

松村 達郎; 飯嶋 孝彦; 高野 公秀

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故においては、原子炉内の多くの燃料が、その原形をとどめていない燃料デブリとなっていると推定されている。これらには、被覆管構成元素のZrや炉内構造物構成材料が混合しているとともに、海水を注入したことにより海水成分も混入していると考えられ、さらにコンクリートと高温で反応したMCCI生成物も生成していると考えられる。これらの物質は、TMI等における知見によって酸に対して難溶性であることが知られていることから、今後、実施される燃料デブリ試料の元素分析のため、前処理として定量性が確保された溶解法を確立する必要がある。そこで、難溶解性試料の溶解法として知られているアルカリ融解法,アンモニウム塩融解法及び加圧酸分解法の適用を試みている。本研究では、コールド試験として酸化ジルコニウム及びケイ酸ジルコニウム、模擬デブリとして二種類の組成の酸化ウラン,ジルコニウム固溶体について、これらの手法による溶解試験を実施した。その結果、過酸化ナトリウムを融剤としたアルカリ融解法により、すべての試料の酸溶解が可能であることが明らかとなった。今後、より詳細なデータの取得と、複雑な組成の模擬デブリについて分解反応等を明らかにし、燃料デブリ試料の取出しに備えたい。