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大木 繁夫
第6回アクチナイドと核分裂生成物の分離核変換に関する情報交換会議, 0 Pages, 2001/00
種々の高速炉炉心概念に関するマイナ-アクチナイド(MA)核変換特性の比較評価を行った。MA変換特性の変化を燃料形態(酸化物、窒化物、金属)、冷却材(ナトリウム、鉛、炭酸ガス)、及び炉心設計思想の違いに分析した。窒化物及び金属燃料は酸化物燃料に比べ10%高いMA変換量をもたらすことがわかった。冷却材については、ナトリウムと鉛の間でMA変換量に大きな差はないものの、炭酸ガスにより約10%減少する。これら燃料形態及び冷却材の違いによるMA変換特性の変化は比較的小さく、むしろ炉心設計の違いに起因する影響の方が大きいということができる。
古高 和禎; 原田 秀郎; 中村 詔司; 馬場 務
Proceedings of 6th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 0 Pages, 2000/00
JNCで分離核変換研究のために行われている、重要FP核種の熱中性子吸収断面積及び共鳴積分の測定について講演を行う。測定手法及び得られた結果について報告すると共に、他の研究者の報告した値との差異の原因について論じる。分離核変換研究の為の核データ測定の将来計画について紹介を行う。
飯塚 政利*; 魚住 浩一*; 井上 正*; 岩井 孝; 白井 理; 荒井 康夫
Proceedings of 6th International Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.327 - 341, 2000/00
プルトニウムの挙動に関する電気化学的条件の影響及び乾式再処理における最適な条件を液体カドミウム電極を用いて調べた。液体カドミウム電極でのプルトニウム回収に対応する陰極電流密度は溶融塩中のプルトニウムイオンの拡散に律速され、その電流密度はプルトニウムイオン濃度に比例した。金属間化合物であるPuCd
を過剰に生成する条件で電解した場合は、液体カドミウム電極の底に沈積していた。この挙動はアメリシウム共存系でも局所平衡モデルで説明できた。実験結果は、実験の装置及びプロセスにおいて、プルトニウム回収速度が十分に速いことを示した。
荒井 康夫; 小川 徹
Proceedings of 6th OECD/NEA International Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.445 - 457, 2000/00
原研が進めている分離核変換技術開発中の、窒化物燃料と乾式再処理プロセスに関する最近の研究成果について紹介するものである。燃料製造分野では炭素熱還元法によるMA窒化物及び不活性母材含有窒化物の製造、照射試験分野では「常陽」で照射した(U,Pu)N燃料の非破壊照射後試験結果、乾式再処理分野ではMA窒化物の電解精製、液体陰極での電極反応機構及び液体Cd陰極へのPu回収実証試験結果について報告する。また、これまでの試験から明らかにされた課題と今後の研究計画についても触れる。
-P for Am/Cm Recovery from genuine HLLW佐藤 大輔; 渡部 創; 荒井 陽一; 中村 雅弘; 新井 剛*; 佐野 雄一; 柴田 淳広; 竹内 正行
no journal, ,
A two-step extraction chromatography operation with TEHDGA/SiO-P and HONTA/SiO-P has been developed as MA recovery technology to reduce the volume of vitrified radioactive waste. A column experiment with TEHDGA/SiO-P was conducted using a solution based on HLLW from the modified PUREX process of JOYO irradiated fuels. The results confirmed the separation of 
Am, 
Cm, and Nd from 
Cs. The MA and Nd, which were eluted from the column, were mostly recovered. On the other hand, it reveals the insufficient decontamination of Sr. It is suggested that this problem can be mitigated by increasing the column length. This study demonstrates that TEHDGA/SiO-P exhibited good performance for MA recovery from HLLW.
阿部 拓海; 西原 健司
no journal, ,
MOX使用済み燃料を直接処分する場合において、MOX燃料はUO使用済み燃料よりも高い崩壊熱を有することから、廃棄体を包む緩衝材の温度が制限を超過することが考えられる。この制限を満足するため、種々の設計パラメータを変更することによる緩衝材温度への影響を調査し、いくつかのMOX使用済み燃料直接処分概念を得た。
松村 達郎
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の処理処分は、原子力を持続的に利用するに当たり重要な課題の一つである。高レベル放射性廃棄物(HLW)の分離・核変換(P&T)技術は、放射性毒性と発熱を低減することで処分の負担を軽減することが期待されている。マイナーアクチノイド(MA)は寿命が長く、放射性毒性が高いため、分離の優先順位が高い。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、P&T技術として、CHON原理に合致した革新的な抽出剤を用いた新しいMA分離プロセスを開発した。抽出挙動に適した非有機リン系抽出剤を開発し、ミキサーセトラ型抽出器を用いて実廃液による連続抽出試験を実施した。本発表では、原子力機構における溶媒抽出法を用いたMA分離プロセスの研究開発の現状について報告する。