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論文

Uranium, plutonium and neptunium co-recovery with irradiated fast reactor MOX fuel by single cycle extraction process

中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

マイナーアクチニドのうち、NpはNp(IV)もしくはNp(VI)においてリン酸トリブチル(TBP)にU及びPuとともに抽出することが可能である。このプロセスでは、分配,精製工程を削除し、単サイクルによりU, Pu及びNpを一括回収するフローシートを設定した。本研究は、高速炉「常陽」の照射済燃料溶解液を使用し、ミキサセトラより滞留時間の短い遠心抽出器により実施した。フィード溶液は、高HNO$$_{3}$$濃度に調整し、TBPに抽出可能なようにNp(VI)への酸化を試みた。これによりNpはU, Puとともに約99%回収可能であった。一連の研究により、フィード溶液の高HNO$$_{3}$$濃度化は、Npの回収において有効であることが実証できた。

論文

Dissolution of powdered spent fuel and U crystallization from actual dissolver solution for "NEXT" process development

野村 和則; 比内 浩; 中原 将海; 鍛治 直也; 紙谷 正仁; 大山 孝一; 佐野 雄一; 鷲谷 忠博; 小巻 順

Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05

U crystallization process from the dissolver solution of the spent nuclear fuel has been developed as one of the key essential technologies for the "NEXT" process development. Since several tens % of U is supposed to be recovered at the crystallization process, it is expected to reduce the total mass of nuclear material to be treated in the solvent extraction process. For the U crystallization, it is desirable to prepare the dissolver solution of relatively high U concentration. Although the conventional dissolution method needs significantly long dissolution time in order to obtain the dissolver solution of high U concentration with high dissolution ratio, it is expected the effective dissolution is achieved by powderizing the spent fuel. The beaker-scale experiments on the effective powdered fuel dissolution and the U crystallization from dissolver solution with the irradiated MOX fuel from the experimental fast reactor "JOYO" were carried out at the Chemical Processing Facility (CPF) in Tokai Research and Development Center. The powdered fuel was effectively dissolved into the nitric acid solution and the results were compared with the calculation results of the simulation model. In the U crystallization trials, U crystal was obtained from the actual dissolver solution without any addition of reagent.

論文

Development of uranium crystallization system in "NEXT" reprocessing process

大山 孝一; 野村 和則; 鷲谷 忠博; 田山 敏光; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 小巻 順; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1461 - 1466, 2007/09

次世代の再処理技術として、安全性の向上と高経済性が要求される中、晶析技術は将来技術として最も注目されている技術である。原子力機構は、三菱マテリアル,埼玉大学及び早稲田大学とともに晶析プロセス開発と連続処理が可能な晶析装置開発を並行して行ってきた。晶析プロセス開発においては、原子力機構の高レベル放射性物質研究施設(CPF)を中心に、国内外の研究機関のフィールドにて、照射済燃料溶解液等を用いた基礎試験を実施し、フローシート検討を行うとともに、さらにより純粋な結晶を得るために、結晶精製研究を行っている。また、晶析装置開発においては、各種の晶析装置構造の検討を経て、最も有望な晶析装置として、回転キルン型連続晶析装置の型式を選定し、ウラン溶液での基本特性データを取得した。また、工学規模の晶析装置を製作し、システム性能試験を実施した。本報において、晶析プロセスの技術開発を報告する。

論文

Development of advanced head-end systems in "NEXT" process

鷲谷 忠博; 小巻 順; 船坂 英之

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.1467 - 1473, 2007/09

日本原子力研究開発機構では、FBRサイクル実用化研究の一環として、再処理コストの低減とプロセスの簡素化,廃棄物発生量の低減等の特徴を有する先進湿式法再処理技術(NEXTプロセス)の開発を行っている。この先進湿式法再処理では、合理的な燃料集合体の解体及びせん断システムの開発と連続溶解システムの開発を行っている。解体システムでは信頼性の高い機械式ラッパ管切断技術を採用し、せん断及び溶解システムでは、後の晶析工程に最適なシステムとして、燃料ピンの短尺せん断技術,燃料の連続溶解技術を採用している。JAEAでは、これまでに基礎試験から工学規模での機器開発を実施し上記システムの成立性の見通しを得てきた。本発表では、これらの前処理システムの開発概要について報告するものである。

論文

Recent activities on aqueous partitioning at JAEA

木村 貴海; 小巻 順; 森田 泰治

Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.151 - 158, 2007/00

日本原子力研究開発機構において進められている分離に関する研究開発の概要について、次世代原子力システム研究開発部門におけるNEXTプロセス開発、及び原子力基礎工学研究部門における分離要素技術開発の現状を中心に報告する。

報告書

The Study on the Corrosion of Pool Components by the Evaluation of Micro-elements Variation in fuel storage Water, 1983

落合 和哉; 武田 維博; 渡部 一良; 小巻 順*

PNC TN841 84-62, 22 Pages, 1983/09

PNC-TN841-84-62.pdf:0.38MB

None

口頭

Plutonium and other actinides behaviour in NEXT process

三浦 幸子; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 野村 和則; 小巻 順

no journal, , 

NEXTプロセスの晶析工程及びU-Pu-Np共回収工程におけるPuを中心としたアクチニド元素の挙動について、検討を行った。晶析工程におけるPuの挙動はその原子価により異なること、さらにPuはFPとして存在するCsとの間で複塩を作り、これがCsの除染性を低下させる可能性があること等を確認した。また、抽出工程においては、逆抽出時の温度管理やNpの原子価を考慮した抽出条件設定等を考慮する必要があるが、適切なプロセス条件設定により、U, Pu及びNpを製品中にほぼ全量移行させる(共回収する)ことが可能であること等を確認した。

口頭

先進湿式再処理技術の研究開発計画; 要素技術の成果と今後の計画

鷲谷 忠博; 佐野 雄一; 小巻 順; 船坂 英之; 杉山 俊英

no journal, , 

高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究(FS)フェーズ2の技術総括結果から、燃料サイクルシステムの主概念として「先進湿式法再処理+簡素化ペレット法燃料製造」が選定された。本報では先進湿式法再処理技術に関し、これまでの主要プロセス開発及び機器開発の成果と今後の研究開発計画について報告する。

口頭

次世代湿式再処理技術における晶析システムの開発

鷲谷 忠博; 田山 敏光; 中村 和仁; 柴田 淳広; 矢野 公彦; 紙谷 正仁; 小巻 順; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 本間 俊司*; et al.

no journal, , 

FBRサイクル実用化研究では、溶媒抽出工程での処理量を低減(工程規模縮小,有機溶媒使用量低減化=経済性,安全性向上)を目的に、溶解・清澄後の溶解液に対し、晶析技術を用い溶解液中の大部分を占めるウランをウラン結晶として回収することを目的とした技術開発を行っている。この晶析技術については、これまでに、ビーカースケールの基礎試験によりウラン晶析時のPu, FPの挙動を確認した。また、臨界安全性,遠隔運転・保守性を考慮した回転キルン型晶析装置の開発を行い基本的な成立性の確認を行った。本発表では、これらの晶析システム開発の概要について報告する。

口頭

モノアミド抽出剤D2EHDMPAによるU選択的抽出の連続多段分離試験

森田 泰治; 伴 康俊; 宝徳 忍; 鈴木 伸一; 木村 貴海; 小巻 順

no journal, , 

TBPの代替抽出剤として、またUのみを選択的に分離する抽出剤としてモノアミド抽出剤(N,N-ジアルキルアミド)を検討している。これまでの基礎的検討により有望と判断された、U(VI)のみを抽出し、Pu(IV)を抽出しないモノアミド抽出剤であるN,N-di(2-ethylhexyl)-2,2-dimethylpropanamide(D2EHDMPA)を用いて、U-Pu-模擬核分裂生成物の溶液からUのみを分離するプロセスのミキサセトラによる連続多段分離試験を実施した。試験の結果、U及びPuの抽出率として99.6%及び0.1%がそれぞれ得られ、また、逆抽出されたUフラクションにおけるPuに対する除染係数は990であった。Uの逆抽出率は95%と想定より低かったが、これはおもに分相が不十分であったためと考えられる。以上の結果より、改善すべき点はあるものの、D2EHDMPAによる抽出分離プロセスにより、硝酸以外の試薬を用いずにUが分離できることが示された。

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