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-ray from actinides in various types of spent fuels森田 泰治; 津幡 靖宏
no journal, ,
抽出プロセスにおける溶媒の吸収線量を比較するため、各種の燃料におけるアクチノイドからの線によるエネルギー放出について評価した。対象とした燃料は、軽水炉UO
燃料,軽水炉MOX燃料,標準的FBR燃料及びマイナーアクチノイド(MA)リサイクルのあるFBR燃料の4種である。溶媒がUとPuを合わせて0.4Mの濃度で含むとき、溶媒がU及びPuの線から受ける吸収線量率は、5年冷却の軽水炉UO燃料で、0.016Gy/sであった。軽水炉MOX燃料,標準的FBR燃料,MA入りFBR燃料では、この値がそれぞれ6.4倍,16.4倍,15.8倍となった。溶媒がAm, Cm及び希土類元素を合わせて0.04Mの濃度で含む時の線による吸収線量は、5年冷却の軽水炉UO燃料で0.071Gy/sであった。これが、軽水炉MOX燃料の場合には0.74Gy/sとなった。
田口 茂郎; 駿河谷 直樹; 黒沢 明; 綿引 優
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東海再処理施設は、1977年より試験運転を実施している。その中で、核物質の測定・技術の開発を実施し、保障措置にかかわる技術の高度化に貢献してきた。本報告は、これまで開発してきた分析法の概要を紹介する。
長岡 真一; 川口 芳仁
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東海再処理施設の抽出工程においては、Npの50
60%が廃液側に移行する。この移行割合は、Pu, U及びNp共抽出を目指すうえで問題となっている。そこでわれわれは、Pu, U及びNp共抽出技術を得るため、抽出工程におけるNp挙動を調査している。本稿では、東海再処理施設におけるこれまでのNp挙動に関する調査結果及びPu, U及びNp共抽出の計画について報告する。
中原 将海; 佐野 雄一; 野村 和則
no journal, ,
NEXTと名付けられた先進湿式再処理プロセスにおいて、U, Pu及びNpの共回収を目的とした簡素化溶媒抽出法の研究を実施した。本研究では、フィード溶液又は洗浄液を高硝酸濃度に設定した試験を実施し、Npの酸化及び抽出挙動に関する評価を行った。この条件では、フィード溶液を高硝酸濃度に設定した条件の方が、フィード溶液中においてNpの酸化反応が進行し、ほぼすべてのNpをプロダクト溶液へ回収することができた。また、抽出段における酸濃度も比較的高く、これによってもNpの酸化が促進されたと思われる。
荒井 陽一; 竹内 正行; 小泉 務; 加瀬 健; 加藤 利弘*
no journal, ,
酸化物電解法では過酷な腐食環境下(高温,塩素-酸素環境)となるため、装置材料の耐食性の確保が極めて難しい。そこで、当該環境で高耐食性を持つセラミック材を選定し、金属及び黒鉛材料へのセラミックスコーティング技術の適用性について腐食試験を通して検討した。その結果、セラミックコーティング膜は良好な耐食性を示し、それぞれの材料の耐食性を改善した。セラミックコーティング技術が酸化物電解環境における、坩堝材料の耐蝕性を改良する役に立つ方法の1つであることがわかった。
木村 隆志
no journal, ,
東海再処理施設におけるIAEAによる保障措置活動の概要を紹介する。
水口 浩司; 安池 由幸*; 福嶋 峰夫; 明珍 宗孝
no journal, ,
使用済酸化物燃料を対象とし、空気等の安全なガスで高速に脱被覆・燃料溶解できる酸化物系溶融塩であるモリブデン酸溶融塩を用いて、U,TRUを選択的に分離する簡素かつ安全な世界初の脱被覆・溶解一体化処理プロセスの実現を目的とする。本報では、UOを用いてモリブデン酸溶融塩による脱被覆・溶解一体化処理試験を行ったので報告する。
清水 武範
no journal, ,
東海再処理工場(TRP)はLWR燃料とATRふげん燃料を再処理するため、1970年代に設計された。安定した運転のためには、前処理工程機器のトラブル,溶解槽や蒸発缶などの酸による腐食,環境への放出放射能低減,廃棄物の減容安定化に取り組む必要があった。これらを克服したことにより、今日の円熟した再処理技術の確立が達成された。TRPは、2006年11月末時点で、1105トンのウラン燃料及び23トンのふげんMOX燃料の処理実績である。TRPで開発されたウラン脱硝技術,プルトニウム-ウラン混合転換技術,ガラス固化技術,放射線管理技術などが六ヶ所再処理工場(RRP)において用いられている。TRPは、130名もの技術者の派遣やRRP研修生の受入れを継続している。TRPにおける教育訓練は、ISO9000に準拠しており、再処理施設保安規定に規定されている。この手順及び記録は、原子力安全保安院による保安検査において確認されている。
船坂 英之
no journal, ,
本セッションでは下記の3つの内容について発表を行い、それについて議論を行う。日本における高速炉サイクル技術の現状と今後の計画・若い人材の確保と教育・次世代への技術継承。
倉田 正輝*; 矢作 昇*; 北脇 慎一; 福嶋 峰夫
no journal, ,
電力中央研究所と原子力機構は、金属電解法の開発に関する共同契約を締結し、2005, 2006年度にMOXを出発物質とする一連のプロセス試験を、原子力機構東海研究開発センター高レベル放射性物質研究施設に実施してきた。数十gのアクチニドを用いた試験を実施し、還元及び電解試験においてアクチニドの99%以上を回収することができた。また、電解試験で発生する陽極残渣からアクチニドを塩化物として回収するリワークの試験を実施した。