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難波 隆司; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊
ATALANTE 2004 Advances for future nuclear fuel cyc, 0 Pages, 2004/06
FBRサイクル実用化戦略調査研究において進めている燃料サイクル技術開発のうち、Na冷却高速炉に対応した再処理及び燃料製造のシステム設計や要素技術開発の検討状況を報告する。
朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06
原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。
佐々木 祐二; 須郷 由美; 鈴木 英哉*; 木村 貴海
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 4 Pages, 2004/06
使用済み燃料の革新的な再処理法の開発は原子力分野において重要な研究テーマである。われわれはこれまでにARTISTプロセスを開発してきた。ARTISTプロセスはモノアミドを用いるマトリックスウランの抽出分離とTODGAを用いる全TRU抽出分離を主工程としている。TODGAは3, 4価のアクチノイドイオンに対して高い抽出性能を示すが、Np(V)のような5価のアクチノイドイオンの分配比は低い。したがって、ARTISTで対象となるNpは4価に還元して抽出する必要がある。核分裂生成元素では、TODGAにより、ランタノイド(III), Sr(II), Zr(IV)がよく抽出される。本発表では、3, 4, 5, 6価のアクチノイドイオン, Sr(II), Zr(IV)、及びランタノイド(III)の抽出挙動についての詳細と抽出容量,相互分離などについて紹介する。
荒井 康夫; Pillon, S.*
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 9 Pages, 2004/06
日本及びフランスにおけるこれまでのMA核変換用燃料に関する研究をレビューして、今後の研究課題について議論した論文である。ADSに代表される専用システムに用いる燃料,FBRの炉心燃料に少量のMAを混入させた燃料,FBRの炉心燃料とは別に高濃度のMAを含むターゲットとして用いる燃料それぞれについて、両国で実施してきた製造,物性,照射及び再処理研究から導かれた結果と国際協力を含めて進行中,計画中の試験について幅広く紹介する。
鈴木 伸一; 佐々木 祐二; 矢板 毅; 木村 貴海
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 4 Pages, 2004/06
われわれは、使用済核燃料(SF)の簡素化次世代型再処理プロセス:ARTISTプロセスを提案している。ARTISTプロセスの主要工程の一つは、「Uの選択的抽出工程」である。「Uの選択的抽出工程」では、選択的にU(VI)のみの分離回収を目的としている。使用する試薬としては、焼却処分が可能であり固体廃棄物の低減が期待され、環境負荷低減が見込めるN,N-ジアルキルアミドを用いる。特に、嵩高いN,N-ジアルキルアミドは、金属との錯形成において枝分かれ効果を示すため、この枝分かれ効果を用いてAn(VI)とAn(IV)の分離が可能となる。本研究では、D2EHDMPAを用いプロセス内でのPu(IV)のリサイクル蓄積を起こすことなくU(VI)の単離ができることを確認した。さらに、Npの抽出においても、Np(VI)からNp(V)あるいはNp(IV)への還元処理を行わずにNp(VI)とU(VI)の分離の可能性を見いだした。
小澤 正基; なし*
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 69 Pages, 2004/06
使用済み燃料中の希少元素FPの電解採取法による分離と、電解析出した電極のアルカリ水及び人工海水の電解における水素製造活性を論ずる。電解析出ではPd2+の添加により他元素イオンの析出が促進されること、新たにTcO4-の析出が促進されることを見出した。4元系元素(Pd, Ru, Rh, Re)を析出させたRMFP析出電極の触媒活性は増大し、RMFP-Ti電極はPt電極に代替できること、RMFP-Pt電極はPt電極の触媒活性を大幅に改善する。
Complex for Super-DIREX Process紙谷 正仁; 三浦 幸子; 野村 和則; 小山 智造; 小雲 信哉*; 森 行秀*; 榎田 洋一*
2nd International Conference ATALANTE 2004, 4 Pages, 2004/00
Super-DIREX再処理法における直接抽出プロセスの成立性を確認するため,照射済MOX燃料を機械的処理に粉体化し、常圧40-80
のTBP錯体でウラン及びプルトニウムを抽出する試験を行った。ウラン及びプルトニウムの抽出及び核分裂生成物との除染について実験データを取得した。
柴田 淳広; 矢野 公彦; 野村 和則; 小泉 務; 小山 智造; 三宅 千枝
2nd International Conference ATALANTE 2004: Science for the Future Nuclear Fuel Cycles, 3 Pages, 2004/00
NEXTプロセスでは、晶析法により溶解液からウランを粗分離する。硝酸ウラニル晶析条件下でのプルトニウム挙動を調べることは、ウランへのプルトニウムの同伴を避ける上で重要である。そこで、本研究では、プルトニウム溶液を用いた基礎試験を実施し、硝酸ウラニル晶析条件下でのプルトニウム挙動を調べた。
矢野 公彦; 柴田 淳広; 野村 和則; 小泉 務; 小山 智造; 三宅 千枝
2nd International Conference ATALANTE 2004: Science for the Future Nuclear Fuel Cycles, 4 Pages, 2004/00
先進湿式法の一部である晶析工程の開発として、プルトニウム溶液の冷却試験とウラン・プルトニウム混合溶液の晶析試験を実施した。プルトニウムの原子価が6価の場合、その溶解度未満の濃度であっても、ウランとプルトニウムが共晶析した。プルトニウムの原子価が4価の場合、共晶析は起こらずウランのみが析出した。
難波 隆司; 船坂 英之; 長沖 吉弘; 佐賀山 豊
Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles (CD-ROM), 0 Pages, 2004/00
FBR実用化戦略調査研究フェーズIIの燃料サイクルシステム部分の中間取りまとめの概要を報告する。