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伊藤 義之; 小島 順二
no journal, ,
本研究では、東海・再処理施設内の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の吸着塔で使用するCs及びSr吸着材の検討を行っている。従来の吸着材(T-KCFC、チタン酸-PAN)は、フェロシアン化物やポリアクリロニトリル(PAN)を使用しており、これらの放射線分解によるシアン化水素の発生等に対する懸念があった。本件では、
線照射試験によりフェロシアン化物等の放射線分解について調査した結果、フェロシアン化物やPANは、放射線分解により溶液中にシアンイオンを生成するとともに、吸着材表面は、吸収線量の増加とともにひび割れを生じ、PANは剥がれ落ちることが分かった。このため、放射線の影響を受け難い無機吸着材の適用をバッチ吸着試験及びカラム吸着試験により検討した結果、Cs吸着材では、ケイチタン酸塩、Sr吸着材では、A型ゼオライト及びチタン酸カリウムが、従来の吸着材と同等又はそれ以上の吸着性能であることが分かった。
小林 秀和; 永井 崇之; 菖蒲 康夫
no journal, ,
原子力機構のガラス固化技術開発施設(TVF)では、1995年から開発運転を開始し、2016年4月までに、1号溶融炉で130本、2号溶融炉で126本、計256本のガラス固化体を製造した。本発表では、TVF運転を通じて得られた主な成果と白金族対策を中心とした最近の研究状況を紹介する。
沼田 伸二; 西村 和明; 中道 英男; 田中 秀樹; 栗田 勉
no journal, ,
東海再処理施設では、プルトニウム転換技術開発施設(PCDF)において、1977年の日米再処理交渉を契機に国産技術として独自開発したマイクロ波加熱直接脱硝法(MH法)による混合転換プロセスの実証運転と技術開発を行ってきた。1983年以降、ふげん, 常陽, もんじゅ燃料用MOX原料粉末を製造するため、分離精製工場(MP)から受け入れたPu溶液の混合転換処理を行うとともに、セラミックス製脱硝ボート等のプロセス機器等の技術開発を行い、プロセスの安定性を向上させた。これまでのホット試験及び40回の施設運転(キャンペーン)において、累積約7トンPu混合転換処理した。東海再処理施設で実証した混合転換プロセスは、六ヶ所再処理施設に採用されており、これまでに蓄積した経験・技術を六ヶ所再処理施設へ反映している。
工藤 淳也; 長岡 真一; 倉林 和啓; 柳橋 太; 大部 智行
no journal, ,
将来の再処理施設の抽出プロセス開発として、Pu, Uの共回収により核拡散抵抗性を向上させたプロセス開発を行っている。本プロセス開発では、燃料の多様化(軽水炉から高速炉)に対応するためPu含有率の異なる溶解液に対して、製品のPu/U比を一定で回収する共回収試験を、東海再処理施設分析所の小型試験設備(OTL)において実施している。OTLは、溶解、抽出試験が行えるようにセルやグローブボックス(GB)を備え、また、十分な分析が行えることから、共回収プロセスのホット試験を実施した。
小泉 務
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原子力機構で実施しているSmARTプロジェクトである「照射済燃料を出発原料とした小規模MAサイクル実証研究」について、その概要を報告するものである。報告概要は、核燃料サイクルの意義・必要性、高速炉サイクルの特長、小規模MAサイクル実証研究(SmARTサイクル)、照射済燃料中のMA分離、ペレット規模試験の詳細検討、照射済燃料中のMA分離、遠隔燃料製造設備のレイアウト、これまで実施してきた技術トピックス等である。
藤田 博喜; 松原 菜摘; 中野 政尚
no journal, ,
環境モニタリングの概要について紹介するとともに、東電原子力発電所事故により放出された放射性核種の影響を受けた項目及びこれらの監視方法に係る検討状況、さらに、環境監視課で取り組んでいる再処理施設周辺の環境モニタリングに係る最近の研究成果等について報告する。
原賀 智子
no journal, ,
本発表は、核燃料サイクルに関心のある企業関係者、原子力事業者や大学関係者を対象として開催されるセミナーにおいて、原子力機構の技術開発成果としてキャピラリー電気泳動法を用いた分析法について紹介するものである。本件では、放射性試料中のアクチノイドイオンを簡易・迅速に分析するための蛍光性試薬を開発し、溶液試料中のウランの分析に適用した結果、従来の吸光検出による手法と比較して、10万倍以上の高感度な分析法の開発に成功した。また、本開発した手法を用いることにより、様々な金属イオンが共存する使用済燃料溶解液中の微量のネオジムイオンの検出に成功した。本法は、様々な共存物質が含まれる放射性廃棄物試料へ適用が期待される。
星 勝也; 西野 翔
no journal, ,
様々な作業環境模擬中性子校正場において中性子線量計の特性試験を行い、これらを校正するための標準的な手法の確立・具体化のための検討を行った。MOX燃料施設のように、1MeV以上の領域に中性子フルエンス分布を有する校正場においては、レスポンスの値は中性子スペクトルの形状に大きく依存せず、1.0
0.3の範囲に収まることが分かった。また、機種ごとに中性子場の平均エネルギーの一次関数で補正することで、レスポンスは1.00.1と改善された。一方で、輸送キャスクの周辺のように、1MeV以上の領域に中性子フルエンス分布を有さない中性子場においては、サーベイメータによって応答の傾向が大きく異なり、2倍以上の過大評価、又は1/3以下の過小評価をするものがあり、用途に応じて特別の校正をする必要がある。
吉岡 正弘*; 福井 寿樹*; 三浦 信之; 塚田 毅志*
no journal, ,
経済産業省がIHI, 日本原燃, 日本原子力研究開発機構、及び電力中央研究所に委託した次世代再処理ガラス固化技術基盤研究事業は、低レベル廃棄物及び高レベル廃液(HLLW)の先進的ガラス固化技術を開発するために2014年に始まった。本事業において、高充填マトリックス、ガラスセラミックスを含む現行ホウケイ酸ガラスの代替マトリックス、マイナーアクチニド吸着ガラス等の開発が前述の機関に委託されている。