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樋口 英俊; 小泉 健治; 平野 弘康; 田坂 應幸; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸*
no journal, ,
高速炉燃料の効率的な溶解に有効と考えられる燃料片の小粒径化を目的とした短尺せん断技術を開発している。小粒径の燃料片を効率的に得るためのせん断条件を把握するため、マガジン幅や操作条件をパラメータとして工学規模のせん断試験装置を用いた模擬燃料ピン束の短尺せん断試験を実施した。本試験によって得られたせん断片の長さ、せん断片の開口率及び被覆管外に放出された燃料片の粒径分布等の基礎データから、短尺せん断による燃料片の小粒径化の見通しを得た。
野上 雅伸*; 川崎 武志*; 鷹尾 康一朗*; 野田 恭子*; 杉山 雄一*; 原田 雅幸*; 池田 泰久*; 森田 泰治; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; et al.
no journal, ,
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。このシステムでは、第1沈殿工程で低配位性・低疎水性のピロリドン誘導体を用いてウラニルイオン(U(VI))のみを選択的分離し、第2沈殿工程で高配位性・高疎水性のピロリドン誘導体を用いて残りのU(VI)及びPu(IV, VI)を共沈させて回収する。各種ピロリドン誘導体によるU(VI)沈殿試験の結果、第1沈殿工程用の沈殿剤としてN-n-ブチル-2-ピロリドン(NBP)あるいはN-iso-ブチル-2-ピロリドン(NiBP)が、第2沈殿工程用の沈殿剤としてN-ネオペンチル-2-ピロリドン(NNpP)あるいはN-(1,2-ジメチル)プロピル-2-ピロリドン(NDMProP)が最適であることがわかった。また、U沈殿物の燃料化についても検討を行い、200
C付近でウラン化合物とピロリドン化合物とに熱分解した後に450C以上でか焼することで熱処理後のウラン酸化物中の不純物を低減できることを明らかにした。
Kim, S.-Y.; 川田 善尚; 森田 泰治; 野上 雅伸*; 原田 雅幸*; 池田 泰久*; 菊池 俊明*; 西村 建二*
no journal, ,
ピロリドン誘導体を用いた沈殿法による高速炉燃料の高度化再処理システムを開発している。このシステムでは、第1沈殿工程で低配位性・低疎水性のピロリドン誘導体を用いてU(VI)のみを選択的分離し、第2沈殿工程で高配位性・高疎水性のピロリドン誘導体を用いて残りのU(VI)及びPu(IV, VI)を共沈させて回収する。Puの沈殿挙動を調べることがこのシステムの開発に不可欠であり、Pu単独溶液、U(VI)-Pu(IV, VI)混合溶液を用い、各種ピロリドン誘導体による沈殿試験を実施してきた。その結果、第1沈殿工程用の沈殿剤としてN-n-ブチル-2-ピロリドン(NBP)が、第2沈殿工程用の沈殿剤としてN-ネオペンチル-2-ピロリドン(NNpP)が、Puの沈殿性と沈殿物の性状の点から最適であることが明らかとなった。
鍛治 直也; 野村 和則; 佐野 雄一; 小泉 務
no journal, ,
FaCTプロジェクトの一環として開発を進めている再処理技術である先進湿式法では、廃液2極化というコンセプトを採用した。これは、プロセス中で発生する廃液について濃縮の繰り返しにより放射能濃度の極めて高いものと極く低いものの2種類に分化し、最終的に前者はガラス固化、後者は海洋放出する、という概念である。この概念は、アルカリ性試薬を用いたオフガス洗浄や溶媒洗浄を、他の方法で代替すること(ソルトフリー化)によるNa廃液の大幅低減、及び余剰硝酸の分解等により実現可能になる。ここではおもに、溶媒洗浄のソルトフリー化の概要とその技術開発の状況について報告する。
小泉 務; 北嶋 卓史; 野村 和則; 北脇 慎一
no journal, ,
高レベル放射性物質研究施設(CPF)は、高速炉使用済燃料を取り扱えるセルやPu等を取り扱える幾つものグローブボックスやフードを有するホット試験施設である。1982年より高速炉燃料を対象とした従来型のPUREX再処理のプロセス実証試験を実施してきた。2002年からは主要セル等の改造終了に伴い、高濃度溶解試験,晶析によるU粗離試験,MA分離試験,超臨界抽出試験等の先進湿式再処理開発や、乾式再処理開発を実施してきた。それらの成果は、実用化戦略調査研究やFBRサイクル実用化研究開発への基礎データとして反映されている。
佐々 敏信; 西原 健司; 菅原 隆徳; 大井川 宏之
no journal, ,
リサイクルされたアクチノイドや放射性廃棄物のマネージメントは原子力による持続的なエネルギー供給の重要な課題である。この課題解決について、分離変換技術の有効性が最近のJAEAでの研究から明らかになってきている。マイナーアクチノイドの専焼サイクルを既存の発電サイクルに導入することにより、最終処分場の処分量を増やすと同時に原子力発電コストの合理化を達成できる。加速器駆動システムを用いた廃棄物処分シナリオ,J-PARC核変換実験施設の建設計画とともに、アジアADSネットワークの活動について報告する。
松村 達郎; 稲葉 優介*; 竹下 健二*; 森 敦紀*
no journal, ,
核種分離変換技術の課題の一つとして、化学的挙動が類似した3価MAとランタノイドの分離プロセスの開発がある。われわれは、水溶液中におけるAm(III)及びEu(III)との錯形成定数に10
以上の差があり、溶媒抽出において分離係数SF
が250以上となることを見いだしているTPENについて、実プロセスへの適用という観点から欠点を改良した疎水化誘導体の開発を進めている。新たにTPEN分子の外側に位置するピリジル基にアルコキシ基を結合させた誘導体を数種類合成し、その抽出特性を確認した。その結果、ニトロベンゼンを有機溶媒とした抽出実験において、ドデシルオキシ基を側鎖とするTDdPENがpH4
5の条件で分離係数SFが800以上を示すことを見いだした。この値はフランスが開発しているBTP等と比べても遜色なく、非常に優れた分離性能を有すると言うことができる。今後、実用化に必要となる特性データを取得していく計画である。
駿河谷 直樹; 北川 修; 黒沢 明; 檜山 敏明
no journal, ,
再処理施設の工程管理,計量管理及び保障措置にかかわる分析は、核燃料再処理プラントを運転するうえで非常に重要であり、分析作業にかかわわる技術者の人材育成は重要な課題とされてきた。本発表は、東海再処理施設における分析技術者の人材育成について、最近の経験をもとにその有効性について述べたものである。
森田 泰治; 朝倉 俊英; 佐々木 祐二; 北辻 章浩; 木村 貴海
no journal, ,
テトラドデシルジグリコールアミド, TDdDGAによるミキサセトラを用いた超ウラン元素(TRU)分離のための抽出分離プロセスの向流抽出試験を実施した。TDdDGAは抽出容量が大きく、抽出された元素による第三相の生成を抑制できる。この試験では、模擬高レベル放射性廃液として、Sr, Pd, Zr, Ndの4元素を含む溶液を用いた。試験の結果、TRUのうちAm, Cmの模擬元素であるNdの抽出率として99.96%が得られ、抽出されたNdは0.2M硝酸により定量的に逆抽出された。ほかの3元素は抽出されず、Ndと分離された。Nd製品中へのPd及びSrの移行率は、それぞれ0.4%及び0.07%以下であった。
三浦 靖; 福原 純一
no journal, ,
SG activities are performed at TRP according the IAEA SG agreement, etc. JAEA had developed many SG devices under the programs of TASTEX, JASPAS and Joint Research between JAEA and US DOE. SG activities are performed for TRP operations, nuclear material inventory and transfer and others. The SG activities for TRP operations are performed with 24 hrs inspector presence. For inventory and transfer of nuclear material as spent fuels, process vessels, MOX powder, etc. are verified. The methods for the SG activities are ID check, level reading, DA, NDA measurement, etc. Over 700 IAEA inspectors in total come to TRP a year to perform the SG activities.
北垣 徹; 田坂 應幸; 鷲谷 忠博; 小林 嗣幸
no journal, ,
FaCTプロジェクトの一環として実施中のFBR燃料集合体を対象とした解体技術開発において、機械式解体システム試験装置の製作,一連の解体動作確認を行った。本報ではこれらの成果及び今後の計画について報告する。
田山 敏光; 中村 和仁; 鷲谷 忠博; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*
no journal, ,
FaCTプロジェクトの一環として実施中のFBR燃料の処理を対象とした晶析法によるウラン回収技術開発について、模擬物質及び使用済燃料を用いた晶析基礎試験,晶析装置の開発等を進めている。本報ではこれらの成果及び今後の計画について報告する。
百瀬 琢麿; 遠藤 邦明; 伊東 康久; 山下 朋之; 並木 篤; 眞田 幸尚; 秋山 聖光; 武石 稔; 田子 格; 古田 定昭
no journal, ,
原子力機構の核燃料サイクル工学研究所では日本で最初の再処理工場が1977年から運転されてきた。再処理施設における全般的な放射線管理は、連続モニタリングやサンプリング手法による作業環境の監視により行われている。連続モニタとしては、
線,中性子線,空気中
と
放射能のためのモニタが無用な被ばくを防止するため集中監視システムとして設置されている。また、再処理施設からの排気・排水については規制値を遵守するため、連続測定やサンプリング測定により確認している。さらに、施設からの公衆と環境の影響を評価するため、周辺環境における監視が行われてきた。この発表では再処理施設における放射線防護の特徴と最近の研究開発の取り組みについて紹介する。
渡部 創; 佐野 雄一; 後藤 一郎; 駒 義和
no journal, ,
抽出クロマト要素試験装置を用いた流動性及び温度特性把握試験により、適切な運転条件を検討した。