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論文

原研におけるTRU廃棄物処理処分の研究

辻野 毅

原子力システムニュース, 6(3), p.15 - 20, 1995/12

天然資源の乏しい我が国にとって、核資源はもちろん可能な限り廃棄物のリサイクルは必要であり、資源の有効利用を計りつつ、より一層の環境の保全、核拡散防止及び経済性の向上が求められている。放射性廃棄物の管理を一層合理的なものとし、サイクルシステムとして整合性のとれたものとするため、発生源における超ウラン元素(TRU)の高度分離(Partitioning)とリサイクル(Recycle)、TRU核種を含む廃棄物(TRU廃棄物)の処理(Disposal)が重要である。将来的には、大強度加速器等の開発と相まって、TRUの消滅(Trans-mutation)が考えられる。ここではTRUに係る原子力バックエンドシステムの討論に資するため、まずTRU廃棄物の特徴と当面における研究開発課題について述べ、ついで原研における研究のねらいと進め方、最近における成果の一例と今後の展望について紹介する。

論文

デコミッショニング技術開発における今後の視点

辻野 毅

RANDECニュース, (25), P. 1, 1995/04

新長計における方針、原研における技術開発の現状をのべ、今後の技術開発として必要な項目と伴に発生廃棄物低減化、処分、再利用、システム整合性など将来的視点についてまとめた。

論文

An Approach for the reasonable TRU waste management in NUCEF

峯尾 英章; 土尻 滋; 竹下 功; 辻野 毅; 松村 達郎; 西沢 市王; 杉川 進

Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.708 - 715, 1995/00

NUCEFはTRU元素を用いる研究施設であり、1995年初めにホット運転を開始した。施設で発生するTRU廃棄物の管理は重要な課題である。TRU元素を含む液体及び固体の放射性廃棄物の発生源は、主に臨界実験のための核燃料調整設備及び再処理プロセスや再処理に係るTRU廃棄物管理の研究を行うセル及びグローブボックスである。NUCEFのTRU廃棄物管理は、分別管理を基本とし、試薬類のリサイクル及びTRU元素の再利用を最大限に行い、さらに高度な分離法や固化法により廃棄物の減容や廃棄物の有するリスクの減少を図ろうとするものである。将来、貯槽に貯蔵されている液体廃棄物からのTRU元素の分離及び固化、さらに固体廃棄物の弁別区分をNUCEFで行われる研究開発の成果を応用して行う予定である。

論文

Behavior of tritium in the Purex process

内山 軍蔵; 藤根 幸雄; 前田 充; 杉川 進; 辻野 毅

Solvent Extr. Ion Exch., 13(1), p.59 - 82, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.61(Chemistry, Multidisciplinary)

ピューレックス再処理工程におけるトリチウムの閉じ込めプロセスを評価検討するためにトリチウムのリン酸トリブチル(TBP)による抽出挙動を調べた。回分抽出実験ではU-30%TBP/n-ドデカン(nDD)-HNO$$_{3}$$-H$$_{2}$$O系におけるトリチウムの分配比を、また、6段のミキサセトラ型抽出器(内部循環式)を用いた化学工程実験では、トリチウム洗浄工程におけるトリチウムの除染係数をそれぞれ測定した。実験の結果、(1)大部分のトリチウムは水及び硝酸の化学形でTBPに抽出されること,(2)有機相中トリチウムの約1%は有機溶媒の分解生成物に固定化されること,(3)有機相ウラン濃度=85g/dm$$^{3}$$,水相硝酸濃度=3M,O/A(有機相流量と水相流量の比)=25の条件で6段の洗浄段で約500のトリチウムの除染係数が得られることがわかった。

論文

動き出す燃料サイクル安全工学研究施設; NUCEF計画の現状と展望

辻野 毅; 内藤 俶孝; 前田 充; 妹尾 宗明; 星 三千男; 井沢 直樹; 竹下 功; 板橋 隆之; 岡崎 修二; 土尻 滋

原子力工業, 40(5), p.9 - 59, 1994/00

本特集は、NUCEF施設の完成を契機に、NUCEF計画のねらい、NUCEFにおける研究計画、建設・整備の経緯、施設の概要と安全性、及びNUCEF計画の今後の展開について、まとめて報告するものである。

論文

Safety research programs in NUCEF for fuel cycle back-end facilities

辻野 毅; 竹下 功; 井沢 直樹; 板橋 隆之

Topical meeting,Safety of the Nuclear Fuel Cycle, 0, p.124 - 137, 1994/00

原研では、NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)の建設・整備が終了し、平成6年度後半のホット試験をめざし、コールドの特性試験等を進めている。燃料サイクル施設の安全確保に資するため、NUCEF施設、研究計画と臨界、閉じ込め、事故評価等の安全基盤充実への寄与について、講演する。(1)燃料サイクル安全確保の留意点 (2)NUCEF施設 (3)NUCEFにおける研究計画 (4)安全審査指針と工学安全性技術基盤充実への寄与 (5)安全性研究の進め方

論文

わが国における核燃料リサイクルとNUCEF計画

辻野 毅

第30回原子動力研究会年会報告書, p.1 - 21, 1993/08

原子動力研究会の再処理・廃棄物グループ報告の一つとして、標題について、報告するものである。わが国における核燃料サイクル、とりわけバックエンドの安全確保と次世紀に向けた技術の高度化に資するため、原研では、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の建設・整備を進めている。現在、その建家は完成すると共に内装設備の据付をほぼ終了し、それらの作動試験を開始している。ここでは、わが国における核燃料リサイクルへのNUCEFの役割と寄与および施設について、概説すると共に建設・整備と利用計画の状況についてまとめ、終りに、今後の計画についてのべる。

論文

NUCEF project and its contribution to emerging fuel cycle back-end

外池 幸太郎; 峯尾 英章; 竹下 功; 辻野 毅

GLOBAL'93,Future Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles & Waste Disposal Options, 0, p.555 - 562, 1993/00

現在、日本原子力研究所では、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)が、1994年の運転開始に向けて完成しつつある。NUCEFで計画されている研究は、核燃料サイクルにおける安全性の向上と、技術の高度化を目的としたものである。本発表では、高度化燃料サイクル・バックエンドにおけるコスト低減やプロセス技術の高度化等の新たな方向づけを述べ、これに関連したNUCEFの研究計画の概要を、臨界安全性研究、高度化再処理プロセスに関する研究及びTRU廃棄物処理・処分に関する研究に分けて説明する。また、NUCEFの主要な設備である2基の臨界実験装置、$$alpha$$$$gamma$$セル及びグローブボックスに収納されている実験装置を紹介するとともに、建設の進捗状況及び研究協力等の将来計画についても述べる。

論文

New facilities for criticality safety experiments; STACY and TRACY in NUCEF

辻野 毅; 竹下 功; 板橋 隆之; 野村 正之; 清瀬 量平*

Proc. of the 8th Pacific Basin Nuclear Conf., p.9-E-1 - 9-E-6, 1992/00

原研におけるNUCEF計画について、臨界安全性を中心に、研究計画、実験施設、安全設計および建設整備の概要をまとめて報告する。再処理施設の安全評価および安全性向上に資するため、NUCEF計画では、STACYおよびTARACYと呼ぶ2つの溶液燃料型臨界実験装置を建設・整備中である。これらは、附属の燃料調整設備を含めて、1992年度中に完成する予定である。

論文

Study on voloxidation process for tritium control in reprocessing

内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 鳥飼 誠之*; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

Radioact. Waste Manage. Nucl. Fuel Cycle, 17(1), p.63 - 79, 1992/00

再処理施設におけるトリチウムの管理技術を開発することを目的としてボロキシデーション法に関するプロセス研究を行った。同法は、使用済み燃料の酸化工程と還元工程とから成るプロセスである。実験は工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg-UO$$_{2}$$バッチ)を用いて行い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、反応温度など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUO$$_{2}$$ペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、トリチウムの大部分は燃料の酸化・粉末化とともに放出され、1,000を越える除染係数が得られた。これらの結果は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法でもトリチウムの管理技術として有効であることを示している。

報告書

Development of voloxidation process for tritium control in reprocessing

内山 軍蔵; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 91-199, 35 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-199.pdf:0.98MB

再処理前処理工程においてトリチウムを管理することを目的とするボロキシデーション法についてプロセス開発研究を行った。実験には工学規模のボールミル型反応器(処理量:2kg/バッチ実験)を用い、微照射燃料の酸化及び還元反応速度に及ぼすプロセスパラメーター(酸素濃度、水素濃度、温度、反応器回転数など)の影響及びトリチウムの放出挙動を調べた。その結果、被覆管付きUO$$_{2}$$ペレット燃料の酸化反応はコンスタントフラックスモデルで、U$$_{3}$$O$$_{8}$$粉末燃料の還元反応は球減少モデルでそれぞれ表現できることがわかった。また、燃料中のトリチウムの約60%は燃料の酸化とともに放出されるが、99.9%以上の放出率を得るにはさらに窒素ガスによる約2時間の追い出し操作が必要であった。得られた結果をもとに行ったシステム予備評価は、酸化工程のみからなるボロキシデーション法が再処理施設におけるトリチウムの管理技術として有効であることを示した。

論文

STACY and TRACY: Nuclear criticality experiments facilities under construction

小林 岩夫; 竹下 功; 柳澤 宏司; 辻野 毅

Proc. of the 91 Int. Conf. on Nuclear Criticality Safety,Vol. 1, p.I-9 - I-18, 1991/00

日本原子力研究所では、核燃料サイクルバックエンドに必須な安全性に関する研究を進めるため、「燃料サイクル安全工学研究施設」を建設中である。同施設においては、a.臨界安全性に関する研究、b.高度化再処理プロセスに関する研究、c.TRU廃棄物の安全管理技術に関する研究、を行う予定である。ここでは、軽水炉燃料サイクルの再処理に関する臨界安全性の研究を行うため、二基の臨界実験装置STACYとTRACYを建設している。STACYは定常臨界実験装置と称し、ウラン、プルトニウム及びそれらの混合溶液に関する臨界条件について実験する装置であり、TRACYは過渡臨界実験装置と称し、溶液状ウランによる臨界事故現象を究明する装置である。本論文ではこれらの装置の建設情況と研究計画について記載している。

論文

NUCEF project and its expected contribution to safety assessment

柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00

現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。

報告書

改良ボロキシデーションプロセス実験装置の概要

内山 軍蔵; 島飼 誠之*; 北村 正史*; 山崎 一伸; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 90-016, 71 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-016.pdf:1.88MB

改良ボロキシデーションプロセス実験装置は核燃料再処理工程からの放射能放出低減化研究の一貫として、ボロキシデーション法のプロセス工学的な研究を実施するために設計・製作されたベンチスケール規模(処理量2kg-UO$$_{2}$$/バッチ)の実験装置である。本装置を用いて、軽水炉模擬使用済み燃料(酸化ウラン)の酸化一還元サイクル挙動、トリチウムなどの揮発性核分裂生成物の放出挙動および回転軸封部のシール性能などを把握することができた。ここでは、本装置の概要などについてまとめた。

報告書

トリチウム水リサイクルプロセスの研究

藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 89-172, 79 Pages, 1989/11

JAERI-M-89-172.pdf:2.01MB

再処理工程におけるトリチウム管理のためのトリチウム水サイクルプロセスについて行った基礎的研究結果を報告する。トリチウム水リサイクルプロセスにとって重要なトリチウム洗浄工程における性能に及ぼす操作条件の影響を実験的に検討した。トリチウム分配比、有機溶媒に化学結合されるトリチウムの量などを30%TBP/nDD-硝酸ウラニル系で測定した。洗浄実験は水相内部循環方式のミニミキサセトラによって実施した。また、想定したトリチウム水リサイクルプロセスについてトリチウム収支の計算評価を実施した。

報告書

Tritium distribution ratios between the 30% tributyl phosphate(TBP)-normal dodecane(nDD) organic phase and uranyl nitrate-nitric acid aqueous phase

藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 杉川 進; 前田 充; 辻野 毅

JAERI-M 89-152, 14 Pages, 1989/10

JAERI-M-89-152.pdf:0.48MB

トリチウム分配比を30%TBP-nDD/硝酸ウラニル-硝酸-水系で測定した。トリチウムは、トリチウム水(HTO)とトリチウム硝酸(TNO$$_{3}$$)の化学形でTBPに抽出され、その分配比は、水相中の硝酸濃度が0~6mol/l、トリチウム濃度が0.5~800mCi/l、有機相中のウラン濃度が0~125g-U/lの範囲で0.002から0.005の間で得られた。また、このトリチウムの2相間同位体分配係数は、約0.95と求められた。

報告書

トリチウム水リサイクルプロセスにおけるトリチウム洗浄技術の開発,I; トリチウム洗浄用内部循環型ミキサーセトラのモックアップ試験

杉川 進; 藍 寛信*; 藤根 幸雄; 前田 充; 辻野 毅; 大塔 容弘*; 陶山 尚宏*

JAERI-M 88-209, 28 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-209.pdf:1.05MB

再処理工程でのトリチウム($$^{3}$$H)管理の改善を目的として、湿式再処理法に対する適合性が高い「トリチウム水リサイクルプロセス」に関する研究開発が進められている。この方法では、極力少ない軽水洗浄液で効率良く溶媒から$$^{3}$$Hを洗浄除去できる洗浄器を開発する必要がある。筆者らは、工学規模のミキサーセトラ型トリチウム洗浄装置を試作・開発するため、プラスチック製の単段および2段のミキサーセトラを用いたモックアップ試験を行い、高い有機相対水相量比で運転可能な水相内部循環型ミキサーセトラの設計条件を検討した。

報告書

トリチウム水リサイクルプロセス試験装置の概要

前田 充; 杉川 進; 藤根 幸雄; 内山 軍蔵; 辻野 毅; 大塔 容弘*; 藍 寛信*; 陶山 尚宏*

JAERI-M 88-133, 122 Pages, 1988/07

JAERI-M-88-133.pdf:2.64MB

再処理工程の回収水(トリチウム水)をリサイクル使用するプロセスに関し基礎的試験を行った。本報告書はそこで使用した試験装置について述べたものであり、トリチウム洗浄系を中心に試験液の調整系、廃液処理系などの主要ステップに関し、工程設計条件及び主要機器、計装などの試験装置の主要諸元を示すとともに、平常時及び事故時の安全上の配慮など安全設計の考え方についてまとめた。

論文

Tritium scrubbing of organic product stream from codecontamination step for tritiated water recycle process

前田 充; 藤根 幸雄; 杉川 進; 内山 軍蔵; 辻野 毅; 藍 寛信*; 岡部 伸*; 大塔 容弘*; 陶山 尚宏*; 佐藤 茂*

RECOD,Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Management, Vol. 2, p.511 - 515, 1987/00

トリチウム水リサイクルプロセスの評価に資するため、トリチウム(T)洗浄ステップを中心に、工程化学、洗浄機器の両面から研究を進めた。工程化学の研究では、Purex溶液系でのT配分挙動、共除染ーT洗浄工程でのT分布・洗浄挙動、劣化溶媒へのTの捕捉挙動について検討し、Tは、HTO、TNO$$_{3}$$の分配挙動として説明できること、少量の軽水洗浄により溶媒相より効率よく除去できること、劣化溶媒に少量捕捉されるが分離プロセス面への影響は軽微であることなどを明らかにした。また、洗浄機器の研究では、ミキサセトラとパルスカラムの2型式について検討を行い、ともに有機相対水相流量比25以上の条件下でも高DFが得られること、ただし前者では水相内部循環式の機器開発が必要なこと、また、後者では逆混合効果が重要であることを明らかにするとともに、所要の機器開発または流動特性の把握を行ってこれを実証した。

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