JAEA知財の企業製品化への展開; JAEA成果展開事業の紹介

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

https://doi.org/10.3327/jaesjb.55.12_733

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。

Vitrification experience and new technology development in Tokai vitrification facility

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。

Waste treatment experience and future plans in Tokai Reprocessing Plant

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。

高レベル廃液からのアクチニド分離プロセスの研究(共同研究)

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。

TRU廃棄体からのアクチナイド分離回収法の開発(公募型研究における共同研究報告書)

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。

TBP-硝酸溶媒へのU, Pu混合酸化物の溶解

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10m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。

CMPO-TBP系における抽出のモデル化及びシミュレーションに関する研究

高梨 光博; 駒 義和; 青嶋 厚

JNC TN8400 2001-022, 60 Pages, 2001/03

JNC-TN8400-2001-022.pdf:1.31MB

TRUEXプロセスの数値シミュレーションコードを開発した。このコードを用いて、高レベル放射性物質研究施設(CPF)で行われた向流抽出試験におけるアメリシウムとユウロピウムの濃度プロファイルを計算した。計算の結果は実験結果とほぼ一致した。また、プルトニウム燃料センターで行われたTRUEX法を用いたAm回収試験の条件について検討し、スクラブ液中の酸濃度の低下および溶媒・逆抽出液量の低下により、逆抽出効率の向上および試験廃液の低減が可能となる条件を示した。試験条件を設定できるようにするために、計算対象成分にジルコニウム、モリブデンおよび鉄を追加し、これらの金属およびアメリシウムやユウロピウムとシュウ酸との錯体の抽出挙動に対する影響を計算コードに加えた。シュウ酸錯体の影響を考慮することにより、アメリシウムやユウロピウムなどの濃度プロファイルにおいても、水相濃度の計算値が、錯体の影響を考慮していない場合に比べて上昇した。CPFで行われた試験に対して、シュウ酸添加量とアメリシウム回収率の関係を計算により調べたところ、過去の試験で用いられたシュウ酸濃度が、処理溶液および洗浄溶液からともに0.03mol/Lであったのに対して、これをそれぞれ0.045および0.06mol/Lとしてもアメリシウムの回収率を十分高い値(99.9%以上)に維持できることが明らかになった。したがって、添加できるシュウ酸濃度には余裕があり、ジルコニウムなどの除染性をさらに高められる可能性があった。加えて、ユウロピウムを回収するプロセスフローシートにおけるシュウ酸濃度条件の設定を計算によりおこなった。

Ageing management of Tokai Reprocessing Plant

中野 貴文; 稲野 昌利; 青嶋 厚

no journal, , 

東海再処理施設は1981年に操業を開始し、これまで30年間に1000tを超える使用済燃料を処理している。東海再処理施設では、今後の長期に渡る運転において施設の安全を確保するため、安全機能を有する施設を対象に高経年化技術評価を2004年4月から2005年9月にかけて実施した。この評価では、施設の安全機能に影響を及ぼす恐れのある経年変化事象として、金属材料の腐食,疲労,摩耗,鉄筋コンクリートの中性化,塩害,ケーブルの絶縁低下等を抽出し、これらのうち金属材料の腐食等を重要な経年変化事象と判断し、工学的な知見やこれまでに東海再処理施設で蓄積した腐食データ等に基づき、経年変化事象の進展,施設の安全機能に与える影響を評価した。その結果を踏まえ現状実施している保全の妥当性を評価し、追加保全作の策定を行った。この取り組みを通して、今後10年間に渡り施設の安全機能を維持できる見通しを得ることができた。本報告では、以上の取り組みを紹介する。

長寿命ガラス固化溶融炉に関する技術開発

加藤 淳也; 宮内 厚志; 青嶋 厚; 塩月 正雄; 山下 照雄; 中島 正義; 守川 洋; 三浦 昭彦; 福井 寿樹*; 山崎 晶登*; et al.

no journal, , 

本技術開発の目的は、高レベル放射性廃液の処理処分コスト低減等を図るため、現行のガラス固化溶融炉を高度化し、溶融炉の長寿命化を実現することである。そのため溶融炉の寿命を決定している耐火材の侵食並びに電極消耗の2点に対して対策を講じた新たな長寿命ガラス固化溶融炉の技術開発を行う。耐火物侵食対策としては、溶融炉壁を冷却することによりスカル層(ガラス固体層又は低温高粘性流体層)を形成させ、ガラスによる侵食抑制を図る「長寿命炉壁構造」の開発を行う。電極消耗対策については、現在、炉に固定されている電極を消耗品として容易に交換できるようにするとともに、加熱領域の柔軟性等を有する「可換式電極構造」の開発を行う。また、本開発においては長期に安定な運転条件を把握するため、シミュレーション解析等を進めるとともに、各技術の検証のための小型試験装置の設計及び製作,コールド試験を行い、次世代ガラス固化溶融炉として実用化を図る。

ゾルゲル法を用いた高レベル放射性廃液の低温ガラス固化

新原 盛弘; 藤原 孝治; 小坂 哲生; 上野 勤; 青嶋 厚

no journal, , 

使用済み核燃料の再処理で発生する高レベル放射性廃液は安定で取扱が容易な形態であるガラスに固化処理される。現状のガラス固化処理法は高温の溶融ガラス(約1200C)を用いるため、溶融炉構造材の侵食により炉の寿命が約5年と短い。一方、ゾルゲル法は軟化点以下(約600C)で幅広い組成のガラスを作る手法としてガラスファイバー製造等に使われているが、このゾルゲル法をガラス固化に応用することでプラント寿命を大幅に延長することが期待される。本研究ではケイ酸エチルを出発原料としたゾルゲル法により、現在ガラス固化技術開発施設(TVF)で製造しているガラスと同一組成のガラスを合成し、ガラスの均質性をX線回折分析によって評価した。