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論文

Minor actinides separation by ${it N,N,N',N',N'',N''}$-hexaoctyl nitrilotriacetamide (HONTA) using mixer-settler extractors in a hot cell

伴 康俊; 鈴木 英哉*; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 37(7), p.489 - 499, 2019/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Chemistry, Multidisciplinary)

ホットセル内のミキサセトラ抽出器に${it N,N,N',N',N'',N''}$-ヘキサオクチルニトリロトリアセトアミド(HONTA)を適用し、マイナーアクチノイド(MA: Am及びCm)の分離を目的とした連続向流試験を実施した。高レベル廃液から回収したMA及び希土類(RE)を含有した0.08M(mol/dm$$^{3}$$)の硝酸をフィード液に使用して14時間の抽出試験を行った。${it n}$-ドデカンで0.05Mに希釈したHONTAはMAを抽出し、94.9%のAm及び78.9%のCmをMAフラクションに回収した。一方、Y, La及びEuはHONTAにほとんど抽出されず、99.9%のY、99.9%のLa及び96.7%のEuがREフラクションに移行した。Ndは一部がHONTAに抽出され、REフラクションへのNdの移行率は83.5%であった。計算コードを用いて求めた抽出器各段のMA及びREの濃度は実験値とほぼ一致した。この計算コードを用いた試算を行い、分離条件の最適化することでMAのMAフラクションへの移行率及びREのREフラクションへの移行率が$$geq$$99%となる結果を得た。

論文

Extraction of trivalent rare earths and minor actinides from nitric acid with ${it N,N,N',N'}$-tetradodecyldiglycolamide (TDdDGA) by using mixer-settler extractors in a hot cell

伴 康俊; 鈴木 英哉; 宝徳 忍; 川崎 倫弘*; 佐川 浩*; 筒井 菜緒; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 37(1), p.27 - 37, 2019/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:35.76(Chemistry, Multidisciplinary)

ホットセル内のミキサセトラ抽出器に${it N,N,N',N'}$-tetradodecyldiglycolamide (TDdDGA)を適用した連続向流試験を行った。マイナアクチノイド(MA: Am及びCm)、希土類(RE: Y, La, Nd及びEu)及び他の核分裂生成物(Sr, Cs, Zr, Mo, Ru, Rh及びPd)を含む硝酸を抽出器に供給した。TDdDGAは供給液中のMA及びREを効果的に抽出する一方、他の核分裂生成物はほとんど抽出しなかった。抽出したMA及びREを0.02mol/dm$$^{3}$$硝酸で逆抽出し、MA-REフラクションとして回収した。MA-REフラクションにおけるMA及びREの割合はそれぞれ$$>$$98%及び$$>$$86%であった。これらの結果からMA及びREの抽出剤としてのTDdDGAの適用性を示した。

論文

Uranium and plutonium extraction by ${it N,N}$-dialkylamides using multistage mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 鈴木 明日香; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Procedia Chemistry, 21, p.156 - 161, 2016/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:25.7

${it N,N}$-ジアルキルアミドを用いたU及びPu回収プロセスの妥当性を示すための連続抽出試験を実施した。このプロセスは${it N,N}$-(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミドを抽出剤に用いた第1サイクル及び${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミドを抽出剤に用いた第2サイクルから構成されている。第1サイクルへの供給液は0.92M(mol/dm$$^{3}$$)のU、1.6mMのPu及び0.6mMのNpを含んだ5.1M硝酸であり、第1サイクルの抽残液を第2サイクルの供給液として使用した。UのUフラクション及びU-Puフラクションへの移行率はそれぞれ99.1%及び0.8%であり、PuのU-Puフラクションへの移行率は99.7%であった。U-PuフラクションにおけるUのPuに対する濃度比は9であり、Puは単離されていない。また、UフラクションにおけるUのPuに対する除染係数として4.5$$times$$10$$^{5}$$を得た。これらの結果は本プロセスの妥当性を支持するものである。

論文

Distribution behavior of neptunium by extraction with ${it N,N}$-dialkylamides (DEHDMPA and DEHBA) in mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 34(1), p.37 - 47, 2016/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:74.7(Chemistry, Multidisciplinary)

${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)及び${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)のNp(V)及びNp(VI)に対する抽出特性の硝酸イオン濃度依存性をバッチ法にて調査した。DEHDMPA及びDEHBAのNp(VI)に対する分配比は硝酸イオン濃度が3mol/Lより高い条件において1を上回った。Np(V)はDEHDMPA及びDEHBAにほとんど抽出されず、それぞれの抽出剤が示した分配比の最大値は0.4及び0.2であった。連続抽出プロセスにおけるNpの挙動を把握するため、DEHDMPA及びDEHBAのそれぞれを抽出剤に用いた2サイクルプロセスの試験を行った。フィード液中のNpのUフラクション及びU-Puフラクションへの回収率は63.7%及び29.1%であり、第1サイクル試験の終了後にNp(V)からNp(IV)あるいはNp(VI)への原子価変化の進行を示唆する結果を得た。UのUフラクションへの回収率は99.9%、PuのU-Puフラクションへの回収率は99.8%であり、U及びPuの回収率に対するNpの悪影響は見られなかった。

論文

Supposed existence of Np$$^{4+}$$ in a genuine dissolver solution from the results of extraction simulation by PARC-L code

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 森田 泰治

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(12), p.1552 - 1561, 2015/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

実使用済燃料の溶液(実溶解液)を用い、実験室規模で、再処理の抽出-分離プロセス実験を、ミキサセトラを抽出器に用いて行った。実験では、Np$$^{(VI)}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$とNp$$^{4+}$$を区別するために、${it n}$-ブチルアルデヒドをNp$$^{(VI)}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$のNp$$^{(V)}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$への還元剤として用いた。水相のNp濃度から、NpがU、Puとともに溶解液から抽出されたと考えられる。Np挙動を精査するために、原子力機構の公開抽出シミュレーションコード、PARC-Lを用いて66ケースの計算を行った。その結果、われわれは、溶解液中で60%がNp$$^{4+}$$の場合の計算結果が、実験結果でのNpの抽出-分離挙動を最もよく再現することを見出した。それゆえ、この溶解液は、Npの抽出-分離挙動に影響するのに十分な割合でNp$$^{4+}$$を含んでいた、と考えられた。

論文

A Study on the application of ${it N,N}$-dialkylamides as extractants for U and Pu by continuous counter-current extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 津幡 靖宏; 筒井 菜緒; 松村 達郎

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1147 - 1152, 2015/09

${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)、${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)及びこれらの劣化生成物のZr, Mo, Ru, Rh, Pd及びUに対する一段のバッチ抽出試験を行い、劣化生成物はいずれの金属元素も抽出しない結果を得た。さらに、連続向流プロセスにおけるDEHDMPA及びDEHBAのU及びPuに対する分離能力を計算コードで評価すると共に、UフラクションにおけるU及びU-PuフラクションにおけるU及びPuの濃度の実験値と計算値がほぼ同じ値を示すことを確認した。これらの結果は分離プロセスにおける抽出剤としてのDEHDMPA及びDEHBAの適用性、並びにプロセスの分離能力の評価における計算コードの有用性を支持している。

論文

Extraction separation of U and Pu by ${it N,N}$-di(2-$$ethylhexyl$$)-2,2-dimethylpropanamide (DEHDMPA) and ${it N,N}$-di(2-$$ethylhexyl$$)butanamide (DEHBA) using mixer-settlers in the presence of degradation products of DEHDMPA and DEHBA

伴 康俊; 宝徳 忍; 津幡 靖宏; 筒井 菜緒; 松村 達郎

Solvent Extraction Research and Development, Japan, 22(1), p.47 - 55, 2015/00

${it N,N}$-ジアルキルアミドの劣化物の存在下における、${it N,N}$-ジアルキルアミドのウラン(U)及びプルトニウム(Pu)に対する抽出特性を評価するため、ミキサセトラを用いた2サイクルの連続抽出試験を行った。第1サイクルでは、U(VI)を選択的に抽出する${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)を使用し、第2サイクルではU(VI)とPu(IV)を共抽出する${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を使用した。なお、各サイクルの有機相にDEHDMPA及びDEHBAの放射線分解で生成する劣化物を添加した。DEHDMPAは効果的にUを抽出し、ウランフラクションへのUの回収率として99.57${%}$を得た。一方、PuはDEHDMPAにほとんど抽出されず、ウランフラクションにおけるUのPuに対する除染係数として1.1$$times$$10$$^{4}$$を得た。第1サイクルで得たラフィネートを第2サイクルのフィード液として使用し、第1サイクルで回収されなかったU及びほぼ全てのPuを効果的にDEHBAで抽出した。DEHDMPA及びDEHBAの劣化物は二相分離及びミキサセトラの運転に悪影響を及ぼさなかった。

論文

Uranium and plutonium extraction from nitric acid by ${it N,N}$-di(2-ethylhexyl)-2,2-dimetnylpropanamide (DEHDMPA) and ${it N,N}$-di(2-ethylhexyl)butanamide (DEHBA) using mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 津幡 靖宏; 森田 泰治

Solvent Extraction and Ion Exchange, 32(4), p.348 - 364, 2014/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:74.44(Chemistry, Multidisciplinary)

${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)の硝酸, U(VI)、及びPu(IV)に対する抽出特性をバッチ法で調べ、それぞれの化学種に対する分配比計算式を導出した。DEHDMPA及び${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を抽出剤としたミキサセトラによる連続抽出試験を実施した。DEHDMPAはフィード液中のUを選択的に抽出し、99.93%のUをUフラクションに回収した。また、DEHBAはPuのほぼ全量を抽出し、99.94%のPuをU-Puフラクションに回収した。ミキサセトラ各段におけるU及びPuの濃度のシミュレーション計算を行い、本計算手法がUフラクションにおけるU濃度、及びU-PuフラクションにおけるPu濃度の計算に有効であることを示した。

報告書

SGL施設の廃止措置に係る六フッ化ウランの加水分解による安定化処理

伊奈川 潤; 宝徳 忍; 小田 哲三; 青柳 登; 間柄 正明

JAEA-Technology 2014-007, 48 Pages, 2014/03

JAEA-Technology-2014-007.pdf:5.76MB

原子力機構原子力科学研究所の保障措置技術開発試験室(SGL)施設では、1983年4月から1993年3月まで、分光法によるウランの濃縮度の測定法を開発するため、各種濃縮度のウランの六フッ化物(UF$$_{6}$$)が使用された。この研究開発が終了した後、UF$$_{6}$$はSGL施設内に保管されてきた。一方、SGL施設の廃止措置が計画され、2015年3月までに同施設の管理区域を解除することとなり、そのためには同施設に保管していたUF$$_{6}$$を搬出することが必要となった。常温付近で高い蒸気圧を有し、水分などと激しく反応するUF$$_{6}$$を搬出した後、安全に保管するためには、UF$$_{6}$$を化学的に安定なウラン化合物に変換する必要がある。UF$$_{6}$$を安定化する方法として、UF$$_{6}$$を加水分解により安定なフッ化ウラニル(UO$$_{2}$$F$$_{2}$$)に変換し、さらに蒸発乾固により固体化する方法を選んだ。加水分解及び蒸発乾固を行うための設備を製作し、SGL施設内に設置した。2012年10月から2013年8月に、安定化処理を実施した。本報告書は、UF$$_{6}$$の安定化処理作業に係る検討、及び作業の結果をまとめたものである。

論文

Recovery of U and Pu from nitric acid using ${it N,N}$-di(2-ethylhexyl)butanamide (DEHBA) in mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 津幡 靖宏; 森田 泰治

Solvent Extraction and Ion Exchange, 31(6), p.590 - 603, 2013/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.06(Chemistry, Multidisciplinary)

モノアミド抽出剤の一つである${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を用いた、ミキサセトラ抽出器による硝酸溶液からのUとPuの回収率のシミュレーション計算、及びUとPuの回収試験をそれぞれ実施した。ミキサセトラへの単位時間あたりの溶液供給量、ミキサセトラの段数、及び硝酸濃度をシミュレーション計算のパラメータに設定し、UとPuの分離に対する適切な試験条件を決定した。試験の結果、1.5mol/dm$$^{3}$$(M)のDEHBAによる4M硝酸中のU及びPuの回収率として$$>$$99.9%及び97.84%をそれぞれ得た。

論文

Isotope dilution inductively coupled plasma mass spectrometry for determination of $$^{126}$$Sn content in spent nuclear fuel sample

浅井 志保; 利光 正章; 半澤 有希子; 鈴木 英哉; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 奥村 啓介; 宝徳 忍; 木村 貴海; 鈴木 健介*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.556 - 562, 2013/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.35(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物に含まれる長寿命核種の1つである$$^{126}$$Snのインベントリ評価を目的として、ICP-MSによる$$^{126}$$Snの分析法を開発した。また、照射履歴の明確な使用済燃料溶解液を分析試料として、開発した$$^{126}$$Sn分析法の妥当性を検証するとともに、使用済燃料溶解液中の$$^{126}$$Sn存在量及び共存するスズ同位体の同位体比を算出した。ICP-MS測定の前処理法として、陰イオン交換法を採用し、$$^{126}$$Snの主要な測定妨害核種$$^{126}$$Teや、高放射性の成分Sr, Y, Cs、及びBaを分離除去した。陰イオン交換樹脂に吸着したスズは、1M HNO$$_{3}$$によって定量的に溶出した。得られたスズ溶出液中のスズの同位体比は、ICP-MSによって精度よく測定され、また、国内初の$$^{126}$$Sn実測値が得られた。さらに、スズ同位体比は燃焼計算コードORIGEN2による計算値ともよく一致したことから、ORIGEN2による計算の信頼性を確認できた。

論文

Application of ${it N,N}$-di(2-ethylhexyl)butanamide for mutual separation of U(VI) and Pu(IV) by continuous counter-current extraction with mixer-settler extractors

伴 康俊; 宝徳 忍; 森田 泰治

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(6), p.588 - 594, 2012/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.41(Nuclear Science & Technology)

${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を抽出剤に用いて、U-Pu抽出部,スクラブ部,U回収部,Pu逆抽出部、及びU逆抽出部から構成されたミキサセトラ型抽出器による連続向流試験を実施した。連続向流試験のフィード液はU(VI), Pu(IV)、及び模擬核分裂生成物を含む3mol/dm$$^{3}$$(M)硝酸である。U-Pu抽出部において、フィード液に含まれている99.9%以上のU(VI)及びPu(IV)が1.9MのDEHBAによって抽出された。DEHBAに抽出されたPu(IV)は、Pu逆抽出部において0.3M硝酸によって逆抽出され、約82%のPuがPuフラクション側に分配された。1.9MのDEHBAがU回収部においてU(VI)を効果的に回収し、U(VI)のPuフラクション側への分配が1%未満であることを確認した。DEHBAに抽出されたU(VI)はU逆抽出部で逆抽出され、98%以上のU(VI)がUフラクション側に分配された。

論文

Distribution of U(VI) and Pu(IV) by ${it N,N}$-di(2-ethylhexyl)butanamide in continuous counter-current extraction with mixer-settler extractor

伴 康俊; 宝徳 忍; 森田 泰治

Solvent Extraction and Ion Exchange, 30(2), p.142 - 155, 2012/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.61(Chemistry, Multidisciplinary)

${it n}$-ドデカンで1.5mol/dm$$^{3}$$(M)に希釈した${it N,N}$-ジ-(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)のU(VI)及びPu(IV)に対する抽出特性を一段のバッチ法にて調査し、U(VI)及びPu(IV)の分配比を与える式として${it D}$ $$_{rm U}$$ = 1.4[NO$$_{3}$$ $$^{-}$$]$$^{1.6}$$[DEHBA$$_{rm free}$$]$$^2$$及び${it D}$ $$_{rm Pu}$$ = 0.11[NO$$_{3}$$ $$^{-}$$]$$^{3.3}$$[DEHBA$$_{rm free}$$]$$^2$$をそれぞれ得た。ミキサセトラ抽出器を用いて1.5MのDEHBAを抽出剤とする連続向流試験を実施し、U-Pu抽出部において99.9%以上のU(VI)及びPu(IV)を抽出した。抽出されたPu(IV)は0.67M硝酸によって逆抽出され、フィード液中のPu(IV)の97%以上をPuフラクションに回収した。本研究の結果からDEHBAが、Pu(IV)の還元剤を用いることなく硝酸濃度を調節することによって、U(VI)とPu(IV)を相互分離する抽出剤として機能することが示された。

論文

Selective extraction of U(VI) by counter-current liquid-liquid extraction with $$N$$,$$N$$-di(2-ethylhexyl)-2,2-dimethylpropanamide

伴 康俊; 宝徳 忍; 森田 泰治

Solvent Extraction and Ion Exchange, 29(4), p.519 - 533, 2011/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:55.91(Chemistry, Multidisciplinary)

$$N$$,$$N$$-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)によるU(VI)の選択抽出を目的として、U抽出部,スクラブ部、及びU逆抽出部から構成されたミキサセトラ型抽出器を用いて連続抽出試験を行った。DEHDMPAはU(VI), Pu(IV)、及び模擬核分裂生成物を含む硝酸溶液からU(VI)を選択的に抽出した。このとき、UフラクションにおけるPu(IV)に対するU(VI)の除染係数は990であった。また、Uフラクション及びラフィネートへのU(VI)及びPu(IV)の移行率は、それぞれ94.5%及び99.9%であった。ミキサセトラ型抽出器の各段におけるU(VI)及びPu(IV)の濃度をシミュレーション計算にて求めた。U抽出部におけるU(VI)及びPu(IV)の濃度、並びにスクラブ部におけるU(VI)の濃度の計算値と実験値はほぼ一致した。

論文

Determination of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel for inventory estimation of high-level radioactive wastes

浅井 志保; 半澤 有希子; 奥村 啓介; 篠原 伸夫; 伊奈川 潤; 宝徳 忍; 鈴木 健介*; 金子 悟*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.851 - 854, 2011/05

 被引用回数:21 パーセンタイル:11.99(Nuclear Science & Technology)

$$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs are long-lived fission products and are found in high-level radioactive waste (HLW). The estimation of their inventories in HLW is essential for the safety assessment of a geological disposal, owing to their mobility in the strata. In this study, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in spent nuclear fuel solution were measured. About 5 g of irradiated UO$$_{2}$$ fuel discharged from a commercial Japanese PWR with the average burn-up of 44.9 GWd/t was sampled. After Se and Cs were chemically separated, the amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs in the spent nuclear fuel solution were measured with inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometer (ICP-QMS). The amounts of $$^{79}$$Se and $$^{135}$$Cs were 5.2 $$pm$$ 1.5 and 447 $$pm$$ 40 g/MTU, respectively. The results obtained in this study showed good agreement with those obtained by the ORIGEN2 calculation using the data library of JENDL-3.3.

報告書

六フッ化ウラン空容器の洗浄処理

宝徳 忍; 森田 泰治

JAEA-Technology 2009-052, 16 Pages, 2009/10

JAEA-Technology-2009-052.pdf:3.54MB

六フッ化ウランは、ウラン濃縮工程及び乾式再処理法の一つであるフッ化物揮発法の研究などで使用されており、核燃料サイクルにおいて重要なウランの化学形態の一つである。六フッ化ウランは、通常シリンダー型の容器に固体状で封入されており、温度及び圧力を調整することによって気体状で取り扱われるのが一般的である。しかし、六フッ化ウランは化学的に活性であり、空気中の水分によっても反応し、白煙状のフッ化ウラニル及び腐食性の強いフッ化水素が発生するため、その取り扱いには十分な注意が必要である。本報告は、六フッ化ウランを安全に取り扱うために有効な手法を示すことを目的としてまとめたものであり、そのために必要なウランの物理的性質及び化学的性質について整理し、シリンダー型の六フッ化ウラン空容器の洗浄処理作業を再処理試験室の工学フード内に設置した、塩化ビニル製の簡易グローブボックスを使用して行った結果について報告するものである。

論文

Technetium separation for future reprocessing

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和; 森田 泰治

Journal of Nuclear and Radiochemical Sciences, 6(3), p.271 - 274, 2005/12

PUREX技術に基づいたTcの抽出分離試験を、燃焼度44GWd/tの使用済ウラン燃料を用いて行った。試験結果を、シミュレーションコードESSCAR(Extraction System Simulation Code for Advanced Reprocessing)を用いて検討した。TBP抽出によって、Tcを溶解液からほぼ定量的に抽出し、高濃度硝酸スクラブによって抽出されたTcを定量的に回収できることを示した。さらに、Tcの抽出機構では、ZrとUとの共抽出効果が支配的な要因であることをESSCARコードによる計算結果から示した。

論文

Accomplishment of 10-year research in NUCEF and future development; Process safety and development research

森田 泰治; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 内山 軍蔵

JAERI-Conf 2005-007, p.25 - 30, 2005/08

$$alpha$$-$$gamma$$セル及び多くのグローブボックスを保有するNUCEFのBECKY(バックエンド研究施設)において、再処理プロセス安全研究,高度化再処理技術開発及び高レベル廃液の群分離の研究を実施した。本論文において、上記研究の10年間の成果と分離プロセス開発分野における今後の活動について概観する。プロセス安全研究では、使用済燃料を用いた再処理試験により放射性核種の挙動を評価し、大型再処理施設における閉じ込め安全性を確認した。高度化再処理の研究では、単サイクルプロセス確立のためのNp挙動制御技術開発等を実施した。群分離の研究では、開発した4群群分離プロセスについて、濃縮実高レベル廃液による試験を実施してその分離性能を実証した。将来のマイナーアクチノイド等の分離を含む再処理技術開発のため、NUCEF-BECKYの有効活用が必要である。

論文

Research on PARC process for future reprocessing

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06

原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。

論文

An Advanced aqueous reprocessing process for the next generation's nuclear fuel cycle

峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 森田 泰治

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1250 - 1255, 2003/11

次世代核燃料サイクルのための高度化湿式再処理プロセスを提案した。本プロセスの枢要な要素技術は、ヨウ素129分離,選択的Np(VI)還元によるNp分離及び高濃度硝酸による核分裂生成物、特にTcの分離,抽出クロマトグラフィーによるMAの分離、並びにCs/Srの分離である。溶解後のウランの分離はそれに続く抽出分離プロセスの必要容量を低減するために有効である。これらの技術のうち、NpのTBP中還元速度を測定した。その結果水相中での還元速度より小さいことがわかった。また、この結果に基づいて改良したフローシートを用いて使用済燃料試験を行った結果、90%のNpがU/Pu分配工程の手前で分離されることがわかった。

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