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中村 聡志; 木村 崇弘; 伴 康俊; 松村 達郎; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 津幡 靖宏; 林 博和
no journal, ,
原子力機構では高レベル放射性廃液中のマイナーアクチノイド(MA)を分離し、加速器駆動システム(ADS)により核変換する研究開発を行っている。ADSの炉心設計において、核特性の評価が重要であるが、ADSに対するベンチマーク計算では、核特性を正しく評価できず、炉心設計の合理化が不十分である。これは、ADSで検討されている燃料中のアクチノイド元素のうち半分以上を占めるMAの積分データの実験値が不足しているためである。そこで、当ディビジョンでは、MA試料を核分裂計数管中に組み込み、MAの積分実験データを取得することを検討している。MA試料量の不確かさは積分実験データの不確かさに影響するため、正確に定量することが必要とされている。本発表では、核分裂計数管用MA試料の作製方法及び定量方法について紹介する。
谷川 聖史; 松木 拓也; 安田 猛; 蔦木 浩一; 佐本 寛孝; 関根 恵; 鈴木 敏*; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; 磯前 日出海
no journal, ,
核物質を取扱う上で平和目的に限定して使用していることを示すために、計量管理等を適切に実施しなければならない。現在、核物質量の評価には液量等を測定しサンプリングを行い、Pu濃度を分析しPu量を算出している。また非破壊測定として主に中性子同時計数法を用いてPu量を求めている。これまでに東海再処理施設が取り組んできた成果として、再処理施設における核物質の動きを監視するためのリアルタイムモニタリング技術がある。これまでにPu溶液に対しては中性子をNDAにより直接測定する先進型溶液監視・測定装置(ASMS)を用いることで、リアルタイムベースで貯槽内のPuのモニタリングが可能となった。加えてPuの有無に係る液量変動を明確に識別できることが分かった。また、核分裂生成物を含む溶液に対してはPuモニタリングとして、HAW施設において、任意の箇所で測定を行うことで中性子計数率とPu量には相関関係がある見通しをMCNPの解析から得られた。また運転状態のモニタリング能力として実機を用いて攪拌運転時に測定した結果、検出位置により
線の挙動が異なることから、モニタリング能力がある見通しを得た。
明石 信; 柴田 裕樹; 佐藤 匠; 林 博和
no journal, ,
窒化物燃料の乾式再処理プロセスでは、溶融塩電解による超ウラン元素(TRU)を液体カドミウム(Cd)陰極中への分離回収で得られるTRU-Cd合金からのCdの蒸留分離を伴うTRU窒化物への再転換が検討されている。この再窒化工程の工学機器設計のためには、合金の加熱条件等をパラメーターとした試験のデータや中間生成物であるTRU-Cd金属間化合物の熱力学データの取得が必要である。本研究では、TRUの模擬物質としてガドリニウム(Gd)を用い、Gd-Cd合金の再窒化試験、及び中間生成物であるGd-Cd金属間化合物の熱力学データの取得とその評価を行った。
角 美香; 鈴木 徹
no journal, ,
日本原子力研究開発機構プルトニウム燃料技術開発センターで計量分析に用いられている同位体希釈質量分析法(IDMS)に関し、プルセンターで確立した分析技術等を、IDMSによるPu、U測定に関する国際規格(ISO 8299)に反映させる取り組みについて紹介する。
松村 達郎; 伴 康俊; 宝徳 忍; 鈴木 英哉; 津幡 靖宏; 筒井 菜緒; 森田 圭介; 樋川 智洋; 柴田 光敦*; 黒澤 達也*; et al.
no journal, ,
分離変換技術を導入した次世代の核燃料サイクルにおける再処理・MA分離プロセスとして「SELECTプロセス」(Solvent Extraction from Liquid-waste using Extractants of CHON-type for Transmutation)の開発を進めている。これは、発電炉の使用済燃料から、再利用可能なU, Pu、長半減期で放射能毒性が高いマイナーアクチノイド(MA = Np, Am, Cm)を分離し、U, Puを核燃料として再利用するとともに、MAは核変換システムによって短半減期核種あるいは安定核種に高い効率で核変換を行うことを目指したものである。SELECTプロセスは、CHON原則に合致した必要とされる性能を有した抽出剤を用いた複数の溶媒抽出プロセスによって構成する。本発表では、プロセス構築のコンセプト及び開発の現状について紹介する。