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仲吉 彬; 北脇 慎一; 福嶋 峰夫; 倉田 正輝*; 矢作 昇*
no journal, ,
金属電解法再処理の主要な工程(電解還元,電解,インゴット化)について、実機の約1/1000規模(MOXペレット10個/バッチ)で実用を模したシーケンシャル試験を行った。電解還元試験ではいずれのバッチにおいても、MOX電極電位の変化は、同様の傾向を示し、4バッチの平均電流効率は約63%であった。電解試験ではMOXペレットの還元物を直接、あるいは、インゴット化して陽極に装荷し、固体陰極と液体Cd陰極を用いて電解を行った。連続試験により塩中のU, Pu濃度の変化が理論通りの変化を示すことが確認された。固体陰極析出物は高温で溶融させることにより、インゴットとして回収した。
高野 雅人; 小嶋 裕; 田中 憲治; 小林 健太郎; 塚本 亮介*
no journal, ,
東海再処理施設から発生する低放射性廃液中の硝酸塩に対して、廃棄体の最終処分時に障害となる硝酸根を触媒還元法により分解した後に、セメント固化法により廃棄体化する技術の適用を検討している。ビーカスケール試験では、模擬廃液(硝酸ナトリウム溶液400g/L)中の硝酸根を水酸化ナトリウム又は、炭酸ナトリウムにほぼ100%分解転換できる操作条件(触媒・還元剤の種類及び添加量,処理温度)を得ている。今回、想定される廃液中の不純物(亜硝酸イオン,硫酸イオン,亜硫酸イオン)が硝酸根分解反応に与える影響と、異常反応を引き起こすおそれのあるアジ化ナトリウムが液中に生成され残留するかどうかを確認する試験を行った。さらに、連続処理試験による触媒寿命の推定を行ったので報告する。
堀口 賢一; 菅谷 篤志; 田中 憲治; 小林 健太郎; 佐々木 忠志*
no journal, ,
核燃料再処理施設では、大量に発生する硝酸塩を主成分とした低放射性廃液を安全かつ経済的に処理処分する必要がある。東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を実施している。低放射性廃液は処分費用低減の観点からセメント固化前に核種分離を行い放射能濃度の高い廃液量を低減する。固化試験は、核種分離で発生する放射能濃度が低く硝酸塩を主成分とした廃液(硝酸塩廃液)及び放射能濃度が高く数種類の塩を含む廃液(スラリ廃液)さらに廃溶媒処理技術開発施設から発生するリン酸廃液を模擬し、特殊なスラグセメントを用い実施した。今回は、これまで実施したビーカースケール固化試験,200リットル容器で行った実規模混練試験,セメント固化体危険物判定試験,実廃液固化試験及び浸漬試験の各試験結果を報告する。
渡部 創; 佐野 雄一; 駒 義和; 後藤 一郎
no journal, ,
抽出クロマトグラフィ法によるMA回収技術の開発の一環として、ベンチスケールの抽出クロマトグラフィ装置を開発し、分離塔内部における温度特性等について調査を行った。試験の概要及び結果について報告する。
山本 昌彦; 駿河谷 直樹; 田口 茂郎; 綿引 優; 吉村 和久*
no journal, ,
再処理プロセスにおける微量Puの分析法としては、一般に放射能分析法が用いられている。この方法は、非常に高感度であるが、試料の前処理に煩雑な操作が必要であり、測定結果が得られるまで長時間を要する。操作の簡便な方法としては、吸光光度法が考えられるが、この方法は検出下限が比較的高く、微量Puの測定には限界がある。そこで本研究では、天然水中の微量金属分析などへの応用例が報告されている固相分光法に着目し、高感度かつ簡便なPu測定法への適用を試みた。固相分光法は、イオン交換体などの少量の固相に濃縮した試料を直接分光測定する方法である。また、固相を光路部に保持させたフローセルを用いれば流れ分析が可能となり、目的成分の濃縮とともに妨害元素の分離も同時にでき、迅速,高感度かつ簡便な測定が期待できる。
長谷 竹晃
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)は、米国ロスアラモス国立研究所と共同でプルトニウム量を測定する新型の非破壊測定装置(ENMC: Epithermal Neutron Multiplicity Counter、熱外中性子測定装置)を開発した。ENMCは、熱中性子を主な測定対象とした既存の測定装置と比べ、測定対象をよりエネルギーが高い熱外中性子までに広げることにより、高精度でプルトニウム量を測定することができる装置である。JAEAは、ENMCによる破壊分析レベルの高精度測定の実現性を評価するために精度評価試験を実施し、測定誤差を破壊分析と同レベルの約0.5%まで低減できる見通しを得た。
篠原 正憲
no journal, ,
HTTRにおける定格30日連続運転は、炉心の燃焼特性,燃料の性能,ヘリウム純度管理,高温機器の性能等に関するデータを取得・評価し、高温ガス炉開発のための運転データを取得・蓄積するとともに、高温(950
C)連続運転(平成21年度実施予定)に先立ち、長期の安定運転にかかわる機器性能を確認した。
田中 伸幸; 浅野 雅春; 小貫 薫; 前川 康成
no journal, ,
われわれは熱化学水素製造法ISプロセスの効率化のために、分離膜を用いてヨウ化水素酸を共沸濃度以上に濃縮するプロセスを研究している。一方、放射線プロセスを利用した高分子電解質膜の開発研究を進めており、燃料電池用電解質膜の開発に成果を収めている。そこで同技術による高分子電解質膜のヨウ化水素酸濃縮への適用性を検討した。その結果、従来の膜と比較して、セル電圧について100Cで30%以上優れたイオン透過性を有することが示された。また、消費エネルギーも約25%低く、実用条件に近い高温環境においても大きなエネルギー削減効果が認められた。
線自己照射による特性変化とその熱回復米野 憲; 加藤 正人; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 菅田 博正*; 柴田 和哉*; 田村 哲也*; 宇野 弘樹*
no journal, ,
長期保管燃料が崩壊に伴う自己照射が燃料の格子定数に及ぼす影響と自己照射された長期保管燃料の高温での変化について評価した。格子定数に関しては、崩壊数の増加に伴い拡大を示し、0.29%まで拡大し飽和に達したことを確認した。この変化は燃料ペレットの密度 約1%TDの低下に相当する。また、高温における燃料の変化については、熱処理により密度において約1%という微小変化を確認したが、燃料ペレット自体に大きな変化は確認されなかった。
線非弁別測定式臨界警報装置の開発と特性評価吉田 忠義
no journal, ,
中性子と線を単一の検出器で検出し、かつ両放射線による合計の吸収線量率を測定する臨界警報装置を新たに開発した。モンテカルロ計算と実験によって、エネルギー依存性や入射角度依存性を評価した。さらに過渡臨界実験装置TRACYを用いて、溶液系プロセス臨界事故と同様のパルス状放射線に対する応答試験を実施し、警報を適切に発することを確認した。
中道 晋哉; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 森本 恭一; 鹿志村 元明; 木原 義之
no journal, ,
「常陽」での短期照射試験後、燃料中心部の限定された領域で燃料製造時に不純物として混入するSiO
の凝集が認められた。SiOを25%混合したMOXについて酸素分圧を変えて1700C, 2000C, 2400Cの温度で熱処理を行った。低酸素分圧下で熱処理した試料において、MOXの粒界にPu, Am及びSiの化合物の形成が観察され、特に2400Cで熱処理した場合において、その傾向が顕著となった。
青山 佳男; 榊原 哲朗; 山口 大美; 佐々木 尚*; 谷口 尚司*; 藤田 満*; 鈴木 洋*
no journal, ,
約100kHzの電磁誘導によりコンクリート,ガラス等のセラミックスも直接自己加熱可能な"超高周波誘導炉"を用いて金属とセラミックスを同時に過熱・溶融し、かつ可燃・難燃物も一括焼却溶融が可能となる放射性廃棄物減容処理システムの開発を行った。小型設備及び実証設備による運転データの取得を行い、超高周波誘導炉により金属とセラミックを同時に直接誘導加熱することが可能であり、また、作製される溶融固化体の特性評価の結果から処分適合性を満足できることが確認され、雑多な放射性廃棄物の溶融処理に適用可能であることが示された。
関 洋治; 秋場 真人; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 西 宏; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 谷川 尚; 森 清治; 丹澤 貞光; et al.
no journal, ,
ITERでの試験を予定している固体増殖水冷却方式テストブランケットモジュール(TBM)のトリチウム生成率を見積もるため、トリチウム増殖比(TBR)に注目しつつ、層の厚さと配置を最適化するために一次元核熱計算を実施した。さらに、増殖材充填層内におけるヘリウムパージガス流動の数値解析を実施した。本研究によって得られた代表的な知見を以下に示す。(1)増倍材をSingle Packingで充填する場合、増殖材層の背面に増倍材層を2層配置することで、Binary Packingと同等のトリチウム生成率取得が可能である。(2)Heパージガスの流動が非常に緩やかであるため、対流拡散の影響が少なく、第一壁及びメンブレンパネル近傍では、トリチウムの高濃度領域が存在する。本成果は、原型炉を見据えたTBM設計の研究開発に資するものである。
小原 智史; 大塚 智史; 若井 隆純; 井上 賢紀; 浅山 泰; 鈴木 淳市; 大沼 正人*
no journal, ,
本研究では、高クロム鋼における析出物を定量評価するために、これまで用いられてきた電子顕微鏡による直接観察(TEM:従来法)に加え、マクロ領域を測定可能な中性子小角散乱法(SANS:高クロム鋼評価において新しい手法)を用いて、析出物のサイズ分布や分散状態を測定した。この結果をもとに、強度との関係を比較・評価し、高クロム鋼における析出物定量評価法について評価した。その結果、これまでTEMによる直接観察結果だけでは困難であった析出物のサイズ分布や分散状態を、SANSを用いることで定量評価できた。また、SANS測定結果から、焼ならし温度の上昇により生じる強度化は、析出物の微細・分散化による析出強化作用の向上が寄与することが明らかとなった。
植田 祥平
no journal, ,
原子力機構では、従来の炭化ケイ素(SiC)被覆燃料粒子よりも耐熱性・化学的安定性等に優れると期待される炭化ジルコニウム(ZrC)被覆燃料粒子の製造技術及び検査技術の開発を進めている。先行研究から大型化した200gバッチ規模ZrC被覆実験装置を用いたZrC被覆実験を実施し、ZrC層物性と被覆温度,粒子装荷量との相関を取得することで、定比ZrC層の取得に成功した。また、ZrC被覆燃料粒子の品質を評価するうえで重要な、ZrC層厚さ,ZrC層密度,熱分解炭素(PyC)層前処理の検査技術を開発した。今後、装置大型化のため定比ZrC被覆条件データを拡充するとともに、検査精度を高度化し、超高温ガス炉(VHTR)等の革新的高温ガス炉用燃料としてZrC被覆燃料粒子の実用化に資する。
下条 晃司郎; 矢板 毅; 鈴木 伸一; 長縄 弘親
no journal, ,
当該研究グループでは、環境調和型の新しい溶媒と言われているイオン液体を利用して金属イオンを抽出する"グリーン"な溶媒抽出技術の開発に取り組んでいる。その一環として、ランタノイド抽出における抽出剤として多座配位子TPENを用い、イオン液体とクロロホルムにおける抽出挙動の比較検討を行った。その結果、イオン液体系はクロロホルム系に比べて大幅に抽出効率が向上することが明らかとなった。また酸性水溶液を回収相にすることで逆抽出も容易に行うことが可能で、さらにTPENの漏れ出しも全くないことが明らかとなった。