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論文

人形峠環境技術センターウラン濃縮施設による保障措置にかかる課題への取組状況

石田 毅; 中島 伸一; 近藤 伸次; 林原 健一; 山田 茂樹*; 岡本 諒*; 中村 仁宣

第44回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2023/11

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター(以下、「人形峠センター」という。)では、国内初の遠心分離法によるウラン濃縮技術の実用化のため、1979年よりウラン濃縮パイロットプラントの試験運転を開始後2001年の運転終了に至るまでの間、ウラン濃縮技術に係る研究開発活動が実施されてきた。現在は濃縮施設の廃止措置に係る技術開発を実施している。ウラン濃縮技術は、核不拡散の観点において、その情報を厳格に管理する必要がある。人形峠センターは研究開発活動を実施するにあたって、核不拡散対応を含む保障措置上の様々な課題解決に取り組んできた。本論文では主な課題に対する取り組みについて紹介する。

報告書

濃縮工学施設における廃止措置の進捗状況; 平成26年度下半期

松本 孝志; 高橋 信雄; 林原 健一; 石森 有; 美田 豊; 垣屋 秀好

JAEA-Technology 2016-020, 80 Pages, 2016/11

JAEA-Technology-2016-020.pdf:17.8MB

人形峠環境技術センターの濃縮工学施設は、ウラン濃縮プラントの技術的基盤を確立することを目的として建設された施設である。施設内に2つのプラントがあり、天然ウラン及び、回収ウランを用いた濃縮ウランの製造試験を昭和54年度から平成元年度まで行った。平成26年度からは廃棄物調査や澱物調査等を実施する区画を整備するため、平成31年度までの計画でウラン濃縮プラントを構成するプロセス設備やユーティリティ設備などの管理区域内設備を解体・撤去する。本報告書は、濃縮工学施設の廃止措置の基本計画に基づき、廃止措置進捗状況として平成26年度下半期の実績工程、廃止措置方法、写真による廃止措置経過及び部屋・作業員種別毎の作業人工実績、についてまとめた。

報告書

超臨界流体におけるウラン錯体の安定性と乾式回収技術の効率化(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

冨安 博*; 野村 光生; 山崎 斉; 林原 健一

JNC TY6400 2004-004, 18 Pages, 2004/07

JNC-TY6400-2004-004.pdf:0.65MB

本研究は、ウランを含むNaFおよびCaF2廃棄物(以後NaFおおびCaF2廃棄物と呼ぶ)から二次廃棄物を作ることなくウランを回収する技術を開発することを目的として始められた。ウランの回収は完全で、最終的に回収したNaFおよびCaF2を再利用するものとする。この目的を達成するため、先ず、超臨界CO2を用いる方法を試みた。抽出剤としては、TBPが一般的であるが、二次廃棄物を作らないことの前提があるため、TBPに代わる抽出剤の使用を検討した。TBPには必ずりん廃棄物の問題が生じるからである。様々な抽出剤の中でも、超臨界CO2への溶解度、ウランに対する選択性等を考慮してアセチルアセトンを使用することにした。実験の結果、アセチルアセトンがTBPよりも強い配位能力を有することが分かった。超臨界二酸化炭素とアセチルアセトンによる混合流体を用い、硝酸ウラニル中からウランの回収が可能であることを確認した。実際に、アセチルアセトンを含む超臨界CO2を用い、NaF廃棄物からウランを回収する実験を試みた。その結果、ウランの一部は溶媒中に回収されたが、大部分は廃棄物中に留まった。これは、ウランがフッ化物と強く結合し、しかもNaFの内部に侵透しているため、表面の洗浄では完全なウラン回収は不可能であることを意味する。そこで、ウランを完全に回収することを目指し、以下に示す新たな実験を試みた。最初に、廃棄物を熱湯水に溶解する。この水溶液にNaOHを加え、ウランを加水分解種の沈殿として分離した。この操作によりウランを99.9%以上回収することができる。ウラン分離後、溶液に少量のエタノールを加える。この操作によりNaFを粉末として回収した。結論として、NaFおよびCaF2廃棄物では、ウランはフッ化物と強力に結合しているため、超臨界二酸化炭素を用いた乾式回収は極めて困難である。しかし、廃棄物を一旦熱湯に溶解する湿式処理により、ウランをほぼ完全に回収し、NaFも純粋な粉末として高収率で回収することができた。この際、回収したウランは加水分解種として水分を含んでいるが、これを水あるいはエタノールに分散させ、溶液を超臨界状態にすると、ウランは、それぞれ、U3O8あるいはUO2として安定化させることができる。

報告書

放射性二酸化炭素からのウラン回収及び再利用に係る研究(先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

相原 雅彦*; 楊井 慎二郎*; 嶋崎 洋平*; 野村 光生; 山崎 斉; 林原 健一

JNC TY6400 2004-003, 93 Pages, 2004/07

JNC-TY6400-2004-003.pdf:2.19MB

核燃料サイクルを安全に運転していくためには放射性廃棄物のあたらしい処理法や廃棄法が開発されなければならない。超臨界二酸化炭素抽出法は低レベル固体放射性廃棄物中のウラン回収技術として注目されている。本報告書では、超臨界プロセスから排出される高圧の二酸化炭素の回収と再利用するシステムにおいて、酸化カルシウムの炭酸化反応と炭酸カルシウムの脱炭酸化反応の利用を提案する。酸化カルシウム吸収剤による高圧二酸化炭素の繰り返し反応実験を行い、反応速度解析、反応固体の固体分析、反応の数値解析、回収.再利用プロセスの評価がなされた。炭酸化反応は約2MPaで最も速く、5回の繰り返し反応に関しても0.4程度で安定していた。 酸化カルシウム吸収剤は1.10$$mu$$m程度の粒子から構成され、さらにそれらの粒子はサブミクロンオーダーの微粒子の集合体となっていることがわかった。その集合体の空隙は炭酸化反応で閉塞が起こり、反応性に影響を及ぼしていることがわかった。 反応解析データより本回収.再利用システムの二酸化炭素回収熱原単位を試算した。

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