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河村 和廣; 花本 行生; 秋葉 健一*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/04
フェリエライト(F)およびA型ゼオライト(A)の混合ゼオライト充填カラムを用いて、高レベル廃液からの発熱元素であるCsとSrのクロマトグラフ分離について検討した。NH4ClとEDTAの混合液はCsとSrの定量的分離に有効である。クロマトグラフィーでのカラム効率および分離度Rsは、流速の低下あるいはカラム温度の上昇に伴い向上した。Rs値は以下の溶離条件で1.41であった。1M NH4Cl/0.07M EDTA、流速0.20cm3/min、カラム温度40
、29成分を含む模擬廃液(SW-11E、PNC)は、ギ酸と硝酸のモル比1.95でpH6.90まで効率的に脱硝できた。ロ液中のCsおよびSrは混合ゼオライトカラム(A:F=2:3)で完全に吸着除去できた。次いで混合溶離液を通液することで、吸着したCsとSrのクロマトグラフ分離が達成できた。CsとSrの各溶離フラクションを焼成することにより、最
堀江 水明; 堀江 水明
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/04
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伊波 慎一; 小松 久人; 立原 富夫*; 大石 正美*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
産業創造研究所では、放射性ヨウ素の除去のために多孔質スチレンジビニルベンゼン共重合体(SDB)に硝酸銀を添着した疎水性吸着剤を委託研究により開発している。今までの研究の結果、本吸着剤は、吸着剤の細孔構造、硝酸銀の分散状態の構造制御により、銀利用率、吸着容量とも高性能化し、しかも、0.5vol%NOx, 2vol%水蒸気存在下でもヨウ素有機ヨウ素の吸着は影響を受けなかった。また、使用後の吸着剤は、熱乾留と圧縮成形により初期体積の15%まで減容し、吸着したヨウ素はほぼ完全に成形体に固定化できた。以上の成果を報告する。
大森 栄一; 菊池 孝; 清水 甫
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理工場では、抽出器(ミキサ・セトラ)の有機相・水相界面の検出として、静電容量式の界面計を現在使用している。この方式による界面検出は、溶液中のスケールや第三相等による伝導性のエマルジョンの発生によって正確な界面検知が困難となる場合がある。このため、伝導性のエマルジョンの影響を受けない超音波界面計について東海工場への適用性の検討を行っている。超音波界面計の部分モデルを製作し、性能確認試験と照射試験を行った。性能確認試験では所定の性能を有していることを確認できた。照射試験では1
109red(1107Gy)の耐放射線性を有することを確認した。
河村 和廣; 花本 行生; 小林 高場*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
フェリエライト(F)およびA型ゼオライト(A)の混合ゼオライト充填カラムを用いて、高レベル廃液からの発熱元素であるCsとSrのクロマトグラフ分離について検討した。NH4ClとEDTAの混合液はCsとSrの定量的溶離に有効である。クロマトグラフィーでのカラム効率及び分離Rsは、流速の低下カラム温度の上昇に伴い向上した。Rs値は以下の溶離条件で1.41であった。1M-NH4Cl/0.07M-EDTA、流速0.20cm3/min、カラム温度40。29成分を含む模擬廃液(SW-11E、PNC)は、ギ酸と硝酸のモル比1.95でpH6.90まで効率的に脱硝できた。ロ液中のCsおよびSrは混合ゼイオライトカラム(A:F=2:3)で完全に吸着除去できた。次いで混合溶離液を通液することで、吸着したCsとSrのクロマトグラフ分離が達成できた。CsとSrの各溶離フラクションを焼成することにより、最終的にC
山村 修; 小山 兼二; 杉山 俊英
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理工場は我が国の再処理工場として、1977年にホット試験を開始して以来、1992年末までに約680トンの燃料を処理してきた。ホット試験開始に当たっては、日米原子力協定に係る政府間交渉を余儀なくされたが、爾来、原子力平和利用の国是と核不拡散の観点に立脚して、保障措置分野においても積極的な取り組みを行い、非核兵器保有国の再処理施設として世界的にも認知っされた存在となっている。本工場は運転開始以来15年をけみし、再処理技術の国内定着という所期の使命はほぼ達成したといえるが、引き続き再処理技術の高度化や高速炉燃料サイクルの確立に向け、来世紀以降も我が国の原子力開発の中枢として活用を図って行く計画である。
小山 智造; 市村 敏夫; 河田 東海夫; 大西 紘一
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
我が国の暗影なエネルギー供給の確立には、プルトニウムの平和利用が不可欠であり、動燃事業団はFBR、MOX燃料製造、及びFBR再処理に関する技術開発を進めてきている。FBR再処理技術開発は、1975年に開始され、現在、プロセス技術・プロセス機器を工学規模でホット試験すべき段階に到達した。このため、リサイクル機器試験施設(REFT)なる新しい施設の建設準備を進めている。1993年3月現在、REFTは安全審査(燃安審)を行っている。本発表は、FBR再処理技術開発の簡単な現状紹介と合わせ、REFTの概要を説明するものである。
吉岡 龍司; 大谷 吉邦; 小形 佳昭; 榊 健明*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理工場では、機械処理工程に集合体せん断機を用いている。せん断片などせん断時の性状に関するデータは少ない。このため、東海再処理工場のせん断機から得られるPWR及びBWRの実せん断片の性状を調査した。調査はテレビカメラによるせん断状況の撮影、せん断の外観観察と長さ、開口率の測定、せん断片及び粉末の重量及びかさの測定、粉末の粒度分布測定について実施した。本件は"RECOD 94"での発表に関わるAbstractとして提出するものである。
吉岡 正弘; 秋山 孝夫; 稲田 栄一
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
1992年5月から約2年間の予定でコールド試運転を開始したTVFの試験状況について報告する。コールド試運転は大きくプロセス運転および遠隔操作・保守試験に分けられ、交互に実施している。プロセス運転試験では、予定した3回の試験ランのうち2回を実施し、固化プロセス各機器の基本的な機能・性能を確認するとともに、固化体製造における品質管理基準を確認した。遠隔操作・保守試験においては、溶融炉及びラックを含む遠隔保守対象部品について両腕型マニプレータ、クレーンを用いて脱着試験を行い、遠隔操作性・保守性を確認した。実廃液を用いたホット運転は、1994年以降を予定している。
堀内 信治; 石田 順一郎
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理施設は、1977年の操業開始以来、約680トンの使用済み燃料を処理してきた。運転時に発生する放射性気体廃棄物は洗浄、ろ過等を経て排気筒から大気中に放出される。主要な放射性核種はクリプトン85、トリチウム、炭素14、放射性ヨウ素であり、その他のものとして、排気中に含まれるダスト状の放射性物質がある。これらの放出状況については、排気筒に設置された排気モニタリングシステムにより監視・測定を実施しており、大気放出にかかる規定・基準類を十分に下回ることを確認している。本発表は、1991年10月より測定・報告を開始した炭素14に重点を置き、捕集・測定原理や、捕集装置の構造等について紹介する。
堀内 信治; 石田 順一郎
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
東海再処理施設は、1977年の操業開始以来、約680トンの使用済み燃料を処理してきた。運転時に発生する放射性気体廃棄物は洗浄、濾過等を経て排気筒から大気に放出されるが、主要な放射性核種はクリプトン-85、トリチウム、炭素-14及び放射性ヨウ素であり、その他の物としては排気中に含まれるダスト状の放射性物質がある。これらの放出状況については排気モニタリングシステムにより測定・監視を実施しており、大気放出に係る規定・基準類を十分に下回っていることを確認している。本発表は1991年10月から測定した炭素-14に重点を置き、排気モニタリングシステムについて概要を紹介する。
伊波 慎一; 小松 久人; 立原 富夫; 高島 洋一*; 松本 史朗*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 0 Pages, 1994/00
産業創造研究所では、放射性ヨウ素除去のために、多孔質スチレン・ジビニルベンゼン共重合体(SDB)に硝酸銀を添着した疎水性吸着材を委託研究によって開発している。これまでの研究の結果、本吸着材は吸着材の細孔構造や硝酸銀の分散係数などの構造制御によって高性能化し、0.5vol% NOx、2vol% 水蒸気存在下でも、ヨウ素、有機ヨウ素の吸着は影響を受けなかった。また、使用後の吸着材は熱乾留と圧縮成形により初期体積の15%まで減容し、吸着したヨウ素はAgIとしてほぼ完全に成形体に固定化できた。以上の成果を報告する。
栗原 弘善; 中島 健太郎*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management (RECOD '94), 1, 2B-4 Pages,
動燃再処理工場における保障措置技術の進歩について、1960年代の草創期に行われた動燃・IAEA間の保障措置研究契約から説き起こし、TASTEXプロジェクトで開発されたプロジェクトが査察の通常使用に到った経緯、その後JASPASあるいはPNC/DOE保障措置技術協力協定に至った経緯を述べ、それらが東海再処理工場のみならず、世界の再処理工場、世界の再処理工場保障措置技術開発に貢献したことを解説している。また、この技術開発が東海再処理工場の運転や計量管理の確立に寄与したこと等を述べている。