JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　7 件中 1件目～7件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Evaluation of Aluminum Hexacyanoferrate utilization for PGM and Mo removal from simulated high-level-raffinates in reprocessing for repository area minimization

中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*

Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111569
 被引用回数：1 パーセンタイル：50.28(Nuclear Science & Technology)

Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.

論文

Recovery of rhodium by solvent extraction using $$N, N, N', N', N", N"$$-hexahexyl-nitrilotriacetamide and electrodeposition

松宮 正彦*; 徳満 駿*; 三島 卓己*; 佐々木 祐二

ECS Advances (Internet), 3(4), p.043001_1 - 043001_8, 2024/12

https://doi.org/10.1149/2754-2734/ad86cd

白金族元素のひとつであるRhの分離と精製は、従来法では塩酸による溶解と沈殿生成を繰り返す必要があり、より効率的な精製法の確立が求められている。そこで、NTAアミドを用いた溶媒抽出法と電析を組み合わせた精製法について研究した。その結果、NTAアミドによる有機溶媒へのRhの抽出はイオン対抽出機構によるものであり、抽出されたR(III)は電極上での3電子還元によりRh金属として析出することを明らかにした。また、連続的な溶媒抽出と直接電析により、Rhを回収できることを確認した。

論文

Solvation structure and thermodynamics for Ln(III), (Ln=Pr, Nd, Tb and Dy) complexes in phosphonium-based ionic liquids evaluated by Raman spectroscopy and DFT calculation

徳満 駿*; 三島 卓己*; 松宮 正彦*; 佐々木 祐二

Journal of Molecular Liquids, 414, Part A, p.126150_1 - 126150_8, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.molliq.2024.126150

希土類元素の電析による回収工程に用いる溶媒としてイオン液体が期待されている。リン酸系イオン液体は粘性が低く、高温で安定であるため、有望な溶媒である。イオン液体中の電析反応は金属イオンの溶存状態の影響を受けるが、回収工程で想定される高温条件での溶存状態と熱力学パラメータについては知見が不足している。そこで、本研究ではリン酸系イオン液体bis(trifluoromethyl sulfonyl)amide(TFSA)を用いて、ラマン分光により希土類元素(Pr, Nd, Tb, Dy)の溶存状態を調査し、温度依存性を取得することで熱力学パラメータを決定した。その結果、いずれの希土類元素もTFSAの5配位錯体を形成しやすく、錯体構造中ではTFSAはcis-異性体がより安定となることが分かった。加えて、密度汎関数法に基づく量子化学計算により錯体の結合エネルギー等を求め、実験により求めた熱力学的特性と矛盾しないことを確認した。

口頭

環境モニタリング情報発信のための国際標準に基づくソフトウェア基盤の構築

関 暁之; 斎藤 税; 鈴木 健太; 冨島 一也; 宗像 利彦; 安嶋 拓己; 斎藤 公明; 武宮 博

no journal, , 

環境モニタリングデータおよびその可視化データに関する標準形式を定め、原子力事故からの復興支援の一環として原子力機構や各省庁・地方自治体が測定・収集している環境モニタリング情報を相互比較可能な形式で情報発信した。また、IAEA等との協力を介して、環境モニタリング情報の国際的な共有、可視化を実現する情報基盤を整備した。これによって、今回の事故だけでなくチェルノブイリ等、過去の事故時に測定した環境モニタリング情報との比較を容易にするとともに、今後の復興支援に向けた対策に資する。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験

三島 理愛; 柴田 裕樹; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

マイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の燃焼により生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物に関する知見を得るため、単相固溶体型MA窒化物燃料の模擬物質であるGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を実施した。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPd金属を混合成型し、Ar気流中1323Kで加熱して得られた反応後試料について、SEM-EDS測定より、Gd, Zr, Pdからなる反応生成物と、未反応で残存したGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$Nが確認された。XRD測定結果より、試料は未反応のGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$N,ZrN、及びGdPd$$_{3}$$と同じ結晶系で格子定数が小さい物質(a=0.40212 $$pm$$ 0.00004nm)からなることがわかった。これらの結果から、1323KでのGd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの反応によって立方晶系(AuCu$$_{3}$$型)のGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$が生成することが示された。また、生成したGd$$_{1-x}$$Zr$$_{x}$$Pd$$_{3}$$中のGdとZrのモル比はおよそ1:2で、反応前の窒化物固溶体中と比べてZrの比率が小さいことから、本実験条件ではZrよりもGdの方がPdと金属間化合物を生成しやすいことが示唆された。

口頭

次世代核燃料サイクルの再処理工程におけるフェロシアン化アルミニウムを用いたPGM、Mo分離の導入による高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減に関する研究

三島 理愛; 岡村 知拓*; 阿部 拓海; 中瀬 正彦*

no journal, , 

高レベル放射性廃液(HLLW)に含まれる白金族元素(PGM; Ru、Rh、Pd)とMoはガラス溶融炉の運転安定性低下、ガラス固化体の品質低下、ガラス固化体発生本数および処分場面積の増大の原因となる。今後の高燃焼度燃料やMOX燃料の再処理においてよりPGM、Moが多く含まれるHLLWの発生が予測されており、PGM、Mo分離技術が必要となる可能性がある。そこで本研究ではバックエンドプロセス合理化を目的とし、PGM、Moを選択的に除去するための収着材として、シアノ基架橋型配位高分子材料であるフェロシアン化アルミニウム(AlHCF)に着目した。再処理工程への適用を見据え、AlHCFによる模擬HLLWの収着実験データを取得し、その実験データを反映して再処理プロセス計算、NMB4.0を用いた発熱・伝熱計算を実施して処分場負荷低減効果を定量的に評価した。プロセス諸量評価の結果からAlHCFが有効に処分負荷低減に寄与するAlHCF使用条件を明らかにした。AlHCF利用とプロセス合理化により、ガラス固化体発生本数は最大で1/5程度に削減でき、処分場面積は約4%の大きさに低減可能となる見込みが示された。

口頭

不活性母材ZrNを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験,2; 生成物組成の反応温度依存性

三島 理愛; 佐藤 匠; 林 博和

no journal, , 

窒化ジルコニウム(ZrN)を不活性母材としたMA核変換用窒化物燃料の燃焼で生成する核分裂生成物(FP)元素を含む化合物の研究は、この燃料の再処理方法を検討する上で重要である。われわれはこれまでに、アクチノイド模擬物質Gdを含む窒化物固溶体Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験(1323K)において立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$ (x=0.4)が生成することを報告した。一方でDy$$_{0.3}$$Zr$$_{0.7}$$NとMo-Ru-Rh-Pd合金の高温反応試験(1623K)ではZrを含まないDyPd$$_{3}$$が生成したという報告がある。本研究では生成物組成の反応温度依存性についての知見を得るため、Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdの高温反応試験を1418-1623Kにおいて行った。Gd$$_{0.25}$$Zr$$_{0.75}$$NとPdをモル比4:3.1で混合成型しAr気流中で加熱した試料のXRD及びSEM-EDS測定結果から、(1)本温度範囲においても立方晶系のGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$が生成し、(2)反応温度の上昇に伴いGd$$_{x}$$Zr$$_{1-x}$$Pd$$_{3 pm y}$$のGd比は増加して1623Kでx=0.6となることがわかった。

7 件中 1件目～7件目を表示
  • 1