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峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。
竹下 健二*; 中野 義夫*; 松村 達郎
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
溶媒抽出法では通常金属イオンと抽出剤の錯形成反応により有機相に金属イオンを抽出し、溶離剤を用いて水相に回収する。溶離剤には異なる液相の水溶液あるいは錯形成剤を含む水溶液が用いられる。本研究では、リン酸エステルを感温性高分子ゲルに組み込むことにより、温度変化によるゲルの体積相転移現象に伴う高分子ネットワークの構造変化を利用した新規な抽出プロセスを提案する。本報では、リン酸エステルを導入したn-isopropylacrylamide(NIAP)ゲルを合成し、アクチノイド元素(Am(III))及びランタノイド元素の抽出溶離繰り返し試験を行って、相転移現象がアクチノイド元素の抽出・溶離操作に有効に利用できることを明らかにした。これにより、高度な分離機能を持つ新抽出剤を溶離剤と言う廃棄物発生源のないプロセスで利用できる可能性を示すことができた。
高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 吉川 静雄; 岡本 久人
Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 4 Pages, 1999/00
マイナーアクチノイドの消滅処理において、その候補燃料の一つに窒化物がある。しかしマイナーアクチノイドの窒化物については物性はおろか、調製の報告例も数少ない。われわれは炭素熱還元法によりアメリシウム窒化物の調製に成功した。X線回折の結果から、AmNの格子定数は0.4998nmであった。アメリシウム酸化物による回折線は観測されなかったが、格子定数のほかの文献値との比較から、AmNに酸素が固溶したAm(N,O)であると推測される。今後、加熱温度、C/Am比等の条件を最適化することにより、より酸素濃度の低いアメリシウム窒化物を得られることが期待される。
湊 和生; 小川 徹; 沢 和弘; 関野 甫; 高野 利夫; 喜多川 勇; 石川 明義; 冨田 健; 大枝 悦郎
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
ZrC被覆粒子燃料は、その優れた特性から、現行のSiC被覆粒子燃料に代わり得る候補であり、高温ガス炉の直接ヘリウムサイクルやプルトニウム燃焼に寄与できるのではないかと考えられている。ZrC被覆燃料粒子の高温での健全性及び核分裂生成物の保持特性について、照射後加熱試験により調べた。その結果、ZrC被覆粒子燃料の優れた高温特性を明らかにした。また、1400
Cから1650Cにおいて照射試験を行った。ZrC被覆粒子燃料にはとくに異常は認められなかったが、SiC被覆粒子燃料には、核分裂生成物のパラジウムによる腐食が認められた。
荒井 康夫; 岩井 孝; 中島 邦久; 白井 理; 鈴木 康文
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
原研における窒化物燃料サイクルに関する実験研究の最近の成果を紹介するものである。照射挙動に関しては、JMTRにおける照射試験により基礎的な燃料挙動を把握したのに引き続き、2本の(U,Pu)N燃料ピンが高速実験炉常陽で現在照射中である。約4.7%FIMAの燃焼度達成後、11年度後半からは照射後試験の開始が予定されている。高温特性に関しては、アクチニド窒化物相互の固溶体以外に、ZrNあるいはTiN等の不活性母材を含む窒化物燃料の調製条件の確立及び熱伝導度の評価等が行われた。また、新規装置を用いた熱容量及び熱膨張の測定に着手した。溶融塩電解に関しては、塩化物共晶塩中におけるNpN及びPuNの電解試験が行われ、電気化学測定により陽極溶解機構を調べるとともに固体陰極においてアクチノイド金属の回収に成功した。
坂村 義治*; 井上 正*; 白井 理; 岩井 孝; 荒井 康夫; 鈴木 康文
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
金属及び窒化物燃料用に開発されている高温化学再処理に関する研究の一環として、LiCl-KCl/液体金属系での超ウラン元素の挙動を調べた。ここではLiCl-KCl/液体Bi系でのNpの挙動に関する実験と、LiCl-KCl/液体Cd系でのPu及びAmの挙動に関する実験を行った。前者の実験では、液体Bi中へのNpの固溶度と過剰部分モル自由エネルギーを求めた。後者の実験では、液体Cd中でのPuの活量係数及びPuとAmの分配係数を評価したほか、溶融塩中においてAmが還元条件下ではII価で存在することを示した。さらにNp/Np(III)及びPu/Pu(III)の標準電極電位を決定したほか、得られた実験結果を用いて、LiCl-KCl/液体金属系中でのアクチノイドとランタノイドのふるまいについて、熱力学的側面から議論した。
吉川 允二*
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
日本の政府関係研究機関及び産業界における原子力研究、開発活動について概観した。本論文では、日本における原子力研究開発について、研究機関それぞれの役割と同時に、政策、方向性、体制についても明らかにすることを心がけた。2001年に向けて見直しの始まった「原子力の研究・開発及び利用に関する長期計画(原子力委員会)」及び2001年に予定されている省庁レベルでの行政改革についても考察した。
宮本 喜晟; 塩沢 周策; 小川 益郎; 羽田 一彦
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
本報告では、現在原研で進めている高温ガス炉からの核熱を利用した水素製造に関する研究開発の概要について述べる。この核熱利用水素製造では、天然ガスの水蒸気改質によるHTTR水素製造実証試験のため研究開発及び熱化学法の一種であるISプロセスによる水からの水素製造のための研究を進めている。HTTRを用いた水素製造については、HTTR水素製造システムの設計、このシステムでの実証試験に先立つ炉外技術開発試験装置の製作、水素透過試験及び触媒管健全性試験を実施している。ISプロセスについては、化学実験で48時間の連続水素製造に成功し、工学試験の第一段階として、閉サイクル連続水素製造試験装置の製作に着手した。これら水素製造に関する研究開発の計画、技術・研究開発課題、並びに研究開発の現状について述べる。
白数 淑郎; 湊 和生
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00
テクネチウム消滅処理のためのデータベースを構築するために、テクネチウム-ルテニウム合金の特性評価を行った。X線回折により求めたテクネチウム-ルテニウム合金の格子定数は、ルテニウム濃度の増加とともに減少し文献値ともよく一致していた。そして、X線回折及びSEM-EDXを用いてテクネチウム-ルテニウム合金の組成の均一性を確認した。また、レーザフラッシュ法によって熱拡散率を測定し、その熱拡散率、試料密度及び比熱容量の文献値から、テクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率を導出した。テクネチウムの熱伝導率がルテニウムよりも小さいこと、並びにテクネチウム-ルテニウム合金の熱伝導率が温度及びルテニウム濃度の増加とともに増加することを明らかにした。
森田 泰治; 山口 五十夫; 藤原 武; 小泉 治徳*; 久保田 益充
Proc. of the Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 8 Pages, 1999/00
NUCEFに設置した群分離試験施設において、4群群分離プロセスの第1回実高レベル廃液試験を実施した。使用した実廃液は、ピューレックスプロセス共除染工程からのラフィーネート約2l(370GBq)である。本論文では、この実廃液試験の結果とともに、以前に同じ施設で実施した模擬廃液によるコールド試験及びトレーサーを添加した模擬廃液によるセミホット試験の結果との比較について述べる。実廃液試験において、Amの99.99%以上がDIDPA溶媒により抽出分離され、また、99.9%以上が4M硝酸により溶媒から逆抽出された。このAmの挙動は、セミホット試験での挙動と差がなく、DIDPA抽出工程の有効性が実証された。