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掛樋 勲; 白井 信行; 波多野 守; 梶谷 幹男; 米澤 重晃; 高橋 克郎
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/10
将来のあるべき核燃料リサイクルの姿を研究するため、炉(FBR)と核燃料リサイクルを一体として、日本のPUREX再処理システムおよびペレット加工システムを脱却した先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究を行っている。この設計研究では、酸化物燃料を含めて、窒素物燃料、金属システムの構築と特徴を追求している。これらの研究成果について発表する。
野村 茂雄; 河田 東海夫; 田中 和彦; 小島 久雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/10
CO2放出による環境問題及びエネルギー需要の問題を解決できるFBRに関し,PNCでは,先進的核燃料リサイクル技術開発として取り組んでいる。このシステムは,経済性等に優れた革新的MOX燃料製造とPurex法をベ-スとした湿式再処理から構成されている。本報告では,その開発の概要及び計画について述べる。本報告の中では,MAリサイクルを含んだR&Dについても述べるとともに,再処理と燃料製造を統合した先進施設の予備的検討結果及びそのコスト評価について示す。
小山 真一; 大塚 優子; 逢坂 正彦; 今野 廣一; 梶谷 幹男; 三頭 聡明
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (Global'97), Vol.2, 0 Pages, 1997/10
動燃では、照射済MOX燃料中のAmとCmの化学分離を行うため、(v)価のビスマスによるAm(III)のAm(VI)への酸化と、リン酸ビスマスによるCm(III)の共沈による迅速な分離法を研究した。そして、酸化及び共沈の最適条件を用いることによって、高速実験炉「常陽」で照射したMOX燃料に含まれるAm分離のための新しいフローを策定した。開発した手法は、Pu及びCmが混入しないAmを得ると同時に燃焼によるAmの同位体変化を分析するため役立つものである。
小島 久雄; 遠藤 秀男; 篠田 佳彦; 紙谷 正仁
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/06
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野尻 一郎
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), p.0 - 0, 1997/00
マイナーアクチニド(MA:Np,Am,Cm)核種について、公開されている臨界安全データの調査を行うとともに、主要なMA核種の金属単体及び酸化物の臨界質量を臨界安全解析コードシステムSCALE-4及びMCNP4Aとそれらの解析コードで使用できる断面積ライブラリを用いて算出し、計算コード及び断面積ライブラリ間の比較検討を行うとともに、公開データとの比較も行った。
佐々木 聡; 和田 幸男; 冨安 博*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), p.1484 - 1489, 1997/00
本報告は、硝酸溶液中でのアクチニド元素の光溶液化学に関する基礎研究の成果から、硝酸溶液中のプルトニウムとネプツニウムの光化学的原子価調整とそれに引き続く溶媒抽出分離、共抽出及び溶媒からの逆抽出分離について、アクチニドの分離技術の観点からとりまとめたものである。さらにその反応メカニズムの解析から得た、光励起硝酸イオン性の効果及び溶液中での光原子価調整の原理について述べている。
小田 好博; 船坂 英之
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
相対論的CV-X
分子軌道法を用いて、[UO2(NO3)2(TBPO)2],[UO2(NO3)2(TBP)2],[UO2(NO3)2(TEP)2,[UO2(NO3)2(TMP)2]及び[UO2(NO3)2(II2O2)]の電子状態を計算した。その結果、計算による各配位子の配座側の酸素原子の有効電荷の大きさが、実験的は配位子の置換能力の大きさに一致することを明らかにした。また、各配位子と中心のウラン原子との間の結合の強さも同様な大きさを示すことが分かった。これらの違いは、配座側の酸素原子が集める電荷の量に依存しており、集められる電荷の量はアルキル基の大きさと、アルキル基とリン原子を繁いでいる酸素原子の有無によって変化することも明らかにした。
青嶋 厚; 山内 孝道; 市村 敏夫*; 鹿倉 栄; 河田 東海夫; 田中 和彦*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃事業団では、平成7年1月より東海事業所においてRETF(Recycle Equipment Test Facility)の建設工事を進めている。RETFは、高速増殖原型炉「もんじゅ」及び高速実験炉「常陽」の使用済燃料を用いて工学規模で高速炉燃料再処理用の新型機器やプロセスの試験を行うことを目的とした試験施設である。なお、RETFで試験を行う新型機器としては解体試験機・せん断試験機、溶解試験機、清澄試験機、抽出試験機等がある。本報告においては、RETF計画についてその概要を述べる。
小島 久雄; 遠藤 秀男*; 篠田 佳彦*; 紙谷 正仁*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
将来のFBR及びその燃料サイクルの最適化に向け、炉・再処理・燃料・及び廃棄物処理の各境界条件を見直し、経済性・環境保全及び核不拡散性に優れたシステムを構築すべく進めてきている「先進的核燃料リサイクル」の設計研究成果について報告する。Purex法をベースにした単サイクル抽出及びゲル化・振動充てんによる燃料製造の組合せによる新しい施設概念を提案した。
安部 智之; 高下 浩文; 林 秀行
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
Pu利用実用化を目指し、高速炉燃料の経済性の実証と先進的燃料・材料の効率的な照射ベットとしての役割の観点から、「もんじゅ」高度化炉心の概念検討を実施した。中空ペレット燃料の使用による燃料ピン本数の削減、ブランケット削減及び高速フルエンス平坦化によって、加工コストを節約し、炉心取出平均燃焼度10万MWd/tの高燃焼度を達成し、また、現行炉心と同等の安全性を有する有力な炉心概念が見出された。
小沢 正基; 田中 康正; 大原 知佐子*; 田沼 宏之*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), p.1232 - 1237, 1997/00
PUREX-TRUEXから成る総合的アクチニド分離体系において、電気化学反応を利用する廃棄物低減に関する研究を実施した。具体的には「電解還元反応」を利用した放射性プロセス液からの貴金属の折出除去、及び「電解酸化反応」を利用した廃有機化合物(抽出剤)の分解処理に関する研究である。
小沢 正基; 田中 康正; Baron, P.*
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
高レベル廃液中のアクチニド核種分離技術の開発において、アクチニドプロダクト中に同伴するランタニド核種を選択的に分離する。新しい方法として、硫黄原子を分子内に含む有機リン化合物の抽出分離能を調べた。本論文では、分離性能及び抽出メカニズムについて実験的に明らかにする。
駒 義和; 田中 康正; 小山 智造
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
先進的核燃料リサイクルにおけるAm・Zm回収プロセスの考え方及びプロセス構成に関する検討結果を報告する。PUREX法の抽出ラフィネートからAm及びCmを回収するためには、高酸性溶液からのAm・Zmの抽出、Am・Zmとランタニドとの相互分離、Am・Zm分離が必要である。この目的のため、SETFICSについては、ホット向流多段抽出試験により、80%以上のランタニドを除去したAm・Zm回収製品が得られることを確認した。
久野 剛彦; 実方 秀*; 佐藤 宗一; 駿河谷 直樹*; 黒沢 明; 久野 祐輔
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), p.1244 - 1247, 1997/00
再処理工場から発生する高放射性廃液中の微量プルトニウム濃度をレーザ励起光音響法(LTPAS)により測定する方法について検討を実施した。高放射性廃液中のプルトニウムの価数をセリウム添加により6価に調整し、核分裂生成物等妨害種の影響の無い、高いモル吸光係数をもつ830nmで測定を行った。プルトニウム濃度0
100mg/lの範囲において、濃度と光音響信号強度は良好な直線性を示し、繰り返し精度2%で検出限界0.2mg/lの測定が可能である。
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転経験及び消泡技術に関する研究成果を報告する。高放射性廃液を構成する廃液の種類、蒸発缶の構造及び性能について紹介する。蒸発缶内でのフォーミングの運転への影響、1/10スケールモックアップ装置をしようして実施しているフォーミング現象の確認試験、消泡剤効果の確認試験により得た知見について報告する。
河田 東海夫; 小島 久雄; 田中 和彦; 野村 茂雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
CO2問題や今後のエネルギ-重要増大への解決策として、動燃はFBRを中心としたリサイクルシステムを確立すべく、現行MOX技術を基盤とした「先進的核燃料リサイクル」計画を提案してきている。この提案に基づき、現行技術の高度化、革新技術の導入、さらにはMAリサイクルの可能性も考慮しつつ、L資源の最大利用、廃棄物の最少廃棄を目指した技術開発に着手した。また、新型燃料や乾式再処理等の技術についてもその可能性を追求する計画である。本技術開発は、国内外の研究機関と協力しつつ進めていく計画である。
植松 真一; 山口 隆司; 飯島 隆; 松本 光雄
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
ATRへの高核分裂性プルトニウム利用に関するフィーラビリティスタディを実施した。99本クラスタMOX燃料と54本クラスタMOX燃料に高核分裂性プルトニウムを用い、各々ドライバ燃料として全炉心に装荷した場合を想定した。主な評価項目は、核設計上の成立性、使用済燃料中のプルトニウム組成、プルトニウムインベントリである。プルトニウムインベントリを増加させ、余剰反応度及び局所出力ピーキングと抑制するためには、可燃性毒物としてガドリニウムの利用が有効であることが分かった。また、原型炉クラスのATRで、34バッチ、390EFRD/サイクルの運転を想定した場合、年間約500740kgの高核分裂性プルトニウムを炉心に装荷できることが分かった。
内田 雅大
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃において地層処分の性能評価に資するため、地層処分基礎研究開発施設の増設(ENTRYII期設備)を行っている。ENTRY II期設備においては、地層処分において想定すべき種々のシナリオを確立するための試験としては、オーバーパックの腐食時に生成する水素ガスの緩衝材中の移行挙動を調査するHYDROGEN II、緩衝材が膨張する際に亀裂中に侵入し、さらに地下水により浸食される可能性を調査するBENTFLOW II、地下水の放射線分解で発生した酸化性地下水が緩衝材中で還元されるか否か、およびセメント固化体から発生する高アルカリ性地下水と緩衝材との反応を調査するGEOFRONT、透水性と収着性とが相関性を有する場合の物質移行および沈澱と水理の連成現象を調べるためのMACRO II、計画している。モデル開発・確証のためのデータを取得するための試験としては、コロイドの移行現象を調査するためのCOLL
大内 祐一朗; 山中 諒治; 栗田 一郎; 倉上 順一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
動燃は、ATR実証炉開発の一環として、ATR実証炉新燃料集合体を燃料製造施設から炉サイトまで輸送するための新燃料輸送容器を開発した。本容器設計においては、初装荷燃料輸送時に約600体の燃料を、商用11tonトラックにて輸送する必要があったため、限られた重量制限内で多数体収納が求められていた。本容器は燃料ホルダ、密封容器及び外容器から成る円筒形状を有し、IAEA安全輸送規則に合致したB(U)F型である。本容器の特長として、外容器に計量緩衝材及び高性能中性子しゃへい材を採用したことにより、容器重量を大幅に軽減することができ、収納体数8体を可能とした。本容器開発に際しては、原型容器を製作し、輸送振動試験や9m落下、1m貫通、火災試験等の原型容器試験を行い、容器の健全性及び設計手法の妥当性を確認した。ATR実証炉計画は1995年8月に断念されたが、本容器開発を通じて培った技術は、今後、他のMOX
三浦 信之; 綿引 優; 中村 芳信; 山本 徳洋; 山本 隆一
Proceedings of International Conference on Future Nuclear Systems (GLOBAL'97), 0 Pages, 1997/00
東海再処理工場における高放射性廃液蒸発缶の運転試験及び消泡技術に関する研究開発の成果を報告する。1.東海再処理工場での高放射性廃液蒸発缶の運転試験 20年間のホット運転の中で高放射性廃液蒸発缶は順調に運転を行ってきた。1995年10月に腐食による故障が発生したため、予備として設置されていた蒸発缶に切り替えて運転を続けている。腐食以外には、フォーミングが運転上の課題となっている。フォーミングを抑える方法としては、硝酸の分解のために供給しているホルマリンや加熱蒸気の低減があるが、これは処理量の低下につながる。このため、より適切にフォーミングを抑える方法が必要であり、フォーミングの様子や消泡剤の効果を調べるために1/11スケールの模擬蒸発缶を作製し、各種試験を実施した。2.消泡技術に関する研究開発 模擬蒸発缶を使って試験を行い、フォーミングの高さとDBP及びスラッジなどのフォーミングの原因と考