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柴田 淳広; 大山 孝一; 矢野 公彦; 野村 和則; 中村 和仁; 小山 智造; 近沢 孝弘*; 菊池 俊明*; 石井 淳一; 本間 俊司*; et al.
no journal, ,
原子力機構では、溶解液の大部分を占めるウラン(U)の効率的な回収方法として温度制御のみによる晶析技術に注目し、三菱マテリアル及び大学と協力しつつ、次世代湿式再処理技術への本技術の適用を検討している。本報告では、プルトニウム(Pu)の原子価を6価に調整することでPuとUを共晶析させ、再処理主工程を晶析法のみで構成する軽水炉燃料再処理プロセスについて紹介する。
小藤 博英; 天本 一平; 佐々木 一哉*; 安本 勝*; 高崎 康志*; 明珍 宗孝; 寺井 隆幸*
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金属電解法による乾式再処理プロセスから発生する使用済み電解質の再生利用を図るためのリン酸塩転換法の適用性を検討している。電解質中でのリン酸塩転換反応を評価するための基礎実験及び平衡計算のための熱力学的挙動の評価を行った。
北川 修; 黒沢 明; 檜山 敏明
no journal, ,
核燃料再処理施設における分析は、マニプレータなどの遠隔機器を備えたホットセルなどで行われるため、高精度で信頼性が高い分析値を提供するためには、分析操作のスキルと分析化学の専門知識が分析技術者に求められる。東海再処理施設における分析技術者の分析技術の伝承を含めた人材育成は、新人から熟練者に至るまで、机上教育,OJTなどを通じて実施している。机上教育は、文献,映像,マニュアルなどの教材を用い、分析化学にかかわる基礎知識,各分析方法の理論的解説,放射性物質の取扱いにかかわる基本動作について行っている。また、熟練者によるOJTでは、分析技術者のスキルに応じて、標準試料や実試料を分析しながら、分析装置・機器の取扱い及び校正操作、分析操作上のノウハウ・注意点について、指導している。そして、これらの分析技術者に求められる専門知識及びスキルが、分析技術者に備わっていることを確認するため、技能認定の仕組みを構築し、技能認定制度として導入することとした。技能認定制度の主目的は、各分析技術者のスキルを試す、あるいは比較することではなく、人材育成の観点から実施するものである。本発表は、東海再処理における分析技術の技能認定制度の概要について述べたものである。
倉田 正輝*; 矢作 昇*; 北脇 慎一; 仲吉 彬; 福嶋 峰夫
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電力中央研究所と原子力機構は、U, Pu, Amを用いて実用を模した主要工程の連続/繰り返し試験(シーケンシャル試験)を共同で実施している。高速炉用MOXペレットを電解還元法により還元し、U-Pu合金を製造し、そのU-Pu合金と固体陰極,液体陰極を用いた電解精製試験を実施した。その結果、電極電位の推移,電流効率,塩組成,製品中のPu, Am濃度等を測定した。
遠藤 邦明; 飯嶋 信夫; 吉次 雄一; 伊東 康久; 百瀬 琢麿
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東海再処理施設は、1977年のホット試験開始以来、2007年5月までに約1140トンの使用済燃料の再処理を行ってきた。この間、再処理施設の放射線管理は、それまでの原子炉や研究開発施設では経験していなかった技術的な課題について取り組む必要があった。ここでは、約30年に渡る再処理施設の運転における放射線管理上の技術的課題と取り組みについて一例を紹介する。
菖蒲 信博; 高下 浩文
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原子力事業を円滑に進めるには、地域との信頼醸成が今や不可欠である。そのためには、単なる情報提供に留まらず、地域との双方向の対話などを通じてお互い理解を深め、協働・共考していくことが求められている。地域共生のみならず信頼醸成の戦術として位置付けてきた対話・協働活動について、核燃料サイクル工学研究所では、職員と住民との双方向の直接対話"さいくるフレンドリートーク"、地元密着の事業運営を行うために、研究所幹部が地元の利害関係者の代表者と対話する"東海研究開発センター地域住民懇談会"、地域の方の視点に一歩踏み込んだ情報提供を目指すため、地元のNPO及び7名の地元の方と協働で素材を作成及び発信する取組み"メッセージ作成ワーキング"がある。ここでは、それら対話・協働活動の現状,課題及び今後の方向性について述べる。
長岡 真一
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東海再処理施設の抽出工程において、酸濃度及び溶液温度がNp移行挙動に与える影響を把握するため、分配工程にて酸濃度及び溶液温度を運転パラメータの許容範囲内で調整し、同工程における製品側へのNp移行率について調査した。
米澤 理加; 菖蒲 順子
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これまでの原子力事業者の作った広報素材(メッセージ)は、「興味が持てない」,「わかりにくい」と指摘を受けることが多かった。そこで、より住民の視点にあった情報提供を目指すために、2004年8月から住民と協働によるメッセージの作成に取組んでいる。これまでにリーフレットやかるたなどを作成してきた。その取組みの中から、核燃料サイクルに関するボードゲームの作成について概要を報告する。
栃木 善克; 舘 幸男; 油井 三和
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地層処分システムの安全評価に供するために構築した3つのデータベースから成る核種移行データベースのうち、拡散データベースの利用環境整備を目的として、データベースの定義及びシステムの更新を実施した。定義の更新は、データ評価で使用する推定値の新規導入,推定値と実測値を区別して扱うための手法検討,信頼性情報にかかわるデータの導入などに重点を置いて実施した。システムの更新は、常時最新のデータを使用者に供することを目的として、Webブラウザ上で動作するアプリケーションとして新規に構築した。また同時にシステムの更新に伴う機能向上により、データの抽出・データのグラフプロット機能などを可能とした。
大山 孝一; 桂井 清道; 野村 和則; 竹内 正行; 近藤 賀計; 鷲谷 忠博; 明珍 宗孝
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日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉サイクル実用化研究開発(以下、FaCT)の一環として、高速炉燃料の再処理技術開発を行っている。FaCTで主概念に選定している先進湿式法再処理(NEXTプロセス)では、溶媒抽出工程の処理量の低減,工程規模の縮小,有機溶媒使用量の低減化,経済性向上及び安全性向上を目的とした高速炉燃料再処理プロセスの開発を行っている。晶析工程に適した高濃度溶液を効率的に得るため、溶解工程では短尺せん断操作による粉化率の高い燃料粉を最適な溶解プロセス条件で硝酸に溶解する必要がある。本技術開発では、従来の溶解技術と比較して溶解速度を向上(溶解時間の短縮)させることで、処理量あたりの設備のコンパクト化を図ることを目指している。また、これまでに開発した回転ドラム型溶解装置を対象に工学的成立性及び信頼性の向上を図るための検討を実施している。
野村 和則; 中原 将海; 佐野 雄一; 紙谷 正仁; 宮地 茂彦; 小泉 務
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核燃料サイクル工学研究所(NCL)では、高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高速実験炉「常陽」等で照射されたMOX燃料を用いた高速増殖炉燃料の先進的な再処理技術の開発を行っている。溶媒抽出法に関するCPFの所期の目的は、実際の照射済高速炉燃料を用いた向流多段抽出試験を実施し、軽水炉に利用されている技術(PUREX法)の高速炉再処理への適用性を評価することであった。U/Puの溶解液からの分離特性データを取得し、高速炉燃料であっても、高い除染係数と回収率でU, Puを回収できることを示した。現在は先進湿式再処理技術開発として、簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNpの共回収のための溶媒抽出試験をCPF用の小型遠心抽出器を用いて実施してきている。1990年代には、供給液に含まれるPuの一部をPu(VI)に調整することによりU-Pu-Np混合製品を得る向流連続試験を実施し、Pu(VI)が存在する場合にはほとんどのNpが期待通りにU-Pu製品流に回収されることを確認し、21世紀となってからは、FaCTプロジェクトにおける先進的湿式再処理技術の一環として、U晶析後の母液を対象としたU-Pu-Np一括回収プロセスの開発を行っており、抽出段の高酸濃度化により90%以上のNp回収率が得られ、U-Pu-Npの共回収を行える見通しを得ている。