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論文

Characterization of the dissolver sludge of MOX spent fuel at the Tokai Reprocessing Plant

鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO$$_{2}$$燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO$$_{2}$$燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。

論文

Study on immobilization technology of radioactive krypton gas by ion-implantation and sputtering process

佐本 寛孝; 木村 典道; 大谷 武久; 須貝 英司; 林 晋一郎

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.458 - 463, 2009/09

原子力機構は、再処理施設から回収される放射性クリプトンガスの安定貯蔵技術として、イオン注入法によりクリプトンガスを金属合金中へ固定化する技術を開発している。クリプトンガスの注入特性及び固定化した金属合金の特性については、これまでに実施したコールド試験により確認した。今回の報告では、東海再処理施設(TRP)に付属して設置されているクリプトン回収技術開発施設(KRF)において、再処理オフガスより液化蒸留法により回収した放射性クリプトンガスを固定化した実績及び固定化した金属合金のガス保持特性について報告する。

口頭

クリプトンガスのイオン注入固定化試験,19; 放射性クリプトン注入合金の保持特性

佐本 寛孝; 木村 典道; 大谷 武久; 須貝 英司; 高橋 誠; 林 晋一郎; 圷 和幸*

no journal, , 

イオン注入固定化装置により放射性クリプトンガスを注入固定化した合金の保管温度とクリプトンガスの保持特性との関係を明らかにした。

口頭

溶解槽スラッジの再溶解試験

須貝 英司; 照沼 宏隆; 大谷 武久; 疋田 敬一; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 岡野 正紀; 林 晋一郎

no journal, , 

東海再処理工場の溶解槽で生じるスラッジのうち、高圧水洗浄で除去できない配管内のスラッジを溶解除去するために、溶解槽内から回収したスラッジの再溶解試験を行った。その結果、溶解槽スラッジはモリブデン酸ジルコニウムが主成分であり、再処理工程で通常使用されるNaOHとHNO$$_{3}$$を用いることにより、常温において約80%のスラッジを溶解可能であることがわかった。本試験結果より再処理工程で通常使用されるNaOHとHNO$$_{3}$$が溶解槽内の配管等に堆積したスラッジの除去に有効な対策となるものと考える。

口頭

ふげんMOX燃料再処理時の溶解液のPu濃度調整方法

菊池 英樹; 鈴木 一之; 須貝 英司; 疋田 敬一; 大谷 武久; 佐本 寛孝; 林 晋一郎

no journal, , 

東海再処理施設(TRP)では、現在までにふげんMOXタイプB燃料(以後、「ふげんMOX燃料」という)約6トンの再処理を行った。ふげんMOX燃料はPu含有率が軽水炉燃料に比べ高く、溶解液のPu濃度を軽水炉燃料相当に調整する必要がある。本件では、Pu濃度の調整方法及び清澄工程から残渣に同伴して高放射性濃縮廃液(HAW)へ移行するPu挙動について調査した。ふげんMOX燃料を処理するのに際して、硝酸ウラニルを用いたPu濃度の調整方法を確立し、軽水炉燃料と同様な処理が行えることを確認した。また、HAWへ移行するPu挙動を調査した結果、パルスフィルタ洗浄液に含まれHAWへ移行するPu量はHAWへ移行する全Pu量の95%程度であり、軽水炉燃料と同程度であった。

口頭

再処理工程におけるKrガス放出特性の調査

大谷 武久; 鈴木 一之; 畠 勝郎; 菊池 英樹; 中村 大司; 佐本 寛孝; 田中 志好

no journal, , 

東海再処理工場(TRP)では、再処理オフガス中の主要核種の挙動調査の一環として、Krガス放出特性に関する調査を実施している。Krガスは、せん断,溶解過程で全量がオフガス系へ移行し、燃料溶解の進行を確認する指標となる。TRPでは、これまでにLWR燃料(PWR,BWR)に加え、ATR燃料(UO$$_{2}$$,MOX)の4種の使用済燃料の処理実績を有する。これらの処理実績から運転管理の指標となるKrガスの放出特性に関して、燃焼度,燃料種別の影響を把握する目的で、せん断,溶解過程におけるKrガスの放出と運転との関係,SOG系,DOG系へのKr移行割合等を調査した。今回は、新たに取得したATR-UO$$_{2}$$, ATR-MOX燃料に関する調査結果をLWR燃料との比較を含め報告する。

口頭

東海再処理施設における硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理,1; 東日本大震災における健全性確認と緊急安全対策

高橋 直樹; 中村 芳信; 大部 智行; 佐本 寛孝; 生田目 聡宏; 星 貴弘; 倉林 和啓; 向 泰宣; 木村 雄一; 栗田 勉

no journal, , 

本報は、硝酸プルトニウム溶液の固化安定化処理に関する4報のシリーズ報告の最初の報告として、プルトニウム転換技術開発施設を中心とした、(1)東日本大震災における被害状況とその復旧、(2)設備の健全性確認に向けた取り組み、及び(3)震災後に実施した緊急安全対策の概要について報告する。

口頭

再処理施設の計量管理に必要な測定技術と技術開発成果

谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海

no journal, , 

核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により$$gamma$$線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。

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