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中塩 信行*; 大杉 武史; 黒澤 重信; 石川 譲二; 邉見 光; 池谷 正太郎; 横堀 智彦
JAEA-Technology 2022-016, 47 Pages, 2022/08
JAEA-Technology-2022-016.pdf:2.23MB
日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所は、低レベル放射性固体状廃棄物の処分を視野に入れた廃棄物処理のために高減容処理施設の運用を開始した。処理対象廃棄物のうち、放射性非金属廃棄物の均一化条件を明らかにするために、焼却・溶融設備の固定炉床型プラズマ加熱式溶融炉を用いて予察試験を実施した。これまでの文献調査や小規模溶融実験装置での試験を通じて、均一化条件を左右する溶融廃棄物の流動性は、廃棄物の化学成分と溶融温度によって一義的に決まる粘性に大きく左右されることが分かっている。予察試験では、200Lドラム缶に装荷した模擬廃棄物にコールドトレーサーを添加して溶融した。廃棄物化学成分(塩基度、酸化鉄濃度)をパラメータとして、溶融固化体の化学成分の均一性を調査し、均一化条件について考察すると共に、溶湯のトレーサーの残存率を確認した。溶融廃棄物の粘度を測定し、均一性との相関を調べた。また、今後の実操業に向けて、予め押さえておくべき技術要件を検討した。
鈴木 英哉*; 佐々木 祐二; 須郷 由美; Apichaibukol, A.; 木村 貴海
Radiochimica Acta, 92(8), p.463 - 466, 2004/08
被引用回数：85 パーセンタイル：97.53(Chemistry, Inorganic & Nuclear)多座配位の抽出剤であるTODGAを溶解したドデカン溶液を有機相として用い、硝酸溶液中からのAm(III)とSr(II)の抽出分離について検討した。その結果、この抽出反応には、対イオンとしてのNO
以外にHNOが関与していることがわかった。また、TODGA濃度の高い条件では、Am(III), Sr(II)ともに大きな分配比の値を示すが、硝酸濃度をより高い条件(3M以上)とすることで、さらに分配比が増加するAm(III)に対し、Sr(II)の分配比は減少する。したがって、高レベル廃液中からAm(III)とSr(II)をともに抽出した後、6M硝酸溶液を用いることでSr(II)のみが水相の硝酸中に逆抽出されるため、Am(III)とSr(II)との相互分離が可能である。また、TODGAを含む有機相中にモノアミドを添加することで、抽出錯体の有機相中への溶解度が増し、第三相の生成を抑制できるため、金属の抽出容量を大きくすることができる。
宮本 啓二*; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌*; 和達 嘉樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.268 - 270, 1996/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)BWRで発生するLLWをプラスチック固化した固化体の性能評価を行った。
Co、
Cs、
Srを添加した50lのプラスチック固化体を海水中浸漬(2体)、陸水中浸漬(2体)、土壌中埋設(4体)の3種類の処分環境で約3年間の長期浸出試験に供試した。プラスチックの固化体は材質・形状が安定しており、そのため浸出現象は溶解律速であることが判った。また、海水中ではSrはCo、Csの約2倍の浸出性を示した。陸水中では3核種ともに同等の浸出性を示すことが確認できた。土壌中ではSrのみが土壌から系外へ多く漏出した。つまりSrは、モニタリング核種として有望であることが確認できた。
H.K.Lee*; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 三村 均*; 秋葉 健一*
Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.525 - 537, 1992/00
高レベル放射性廃棄物模擬固化体中の発熱元素Sr,Csに対するA型ゼオライト、モルデナイト、TiO
の吸着特性に与える粒度、Al含有量、温度の影響を調べた。その結果下記の結論が得られた。(1)Srに対するA型ゼオライト及びCsに対するモルデナイト吸着特性に与える粒度の影響は認められないがSrに対するTiOの吸着特性にいくぶんかの影響が認められた。(2)Csに対するモルデナイト吸着特性にSi/Al含有比の与える影響が認められた。(3)Srに対するA型ゼオライトの吸着特性に温度依存性が認められた。
五十嵐 寛; 河村 和広; 高橋 武士
PNC TN8410 91-247, 29 Pages, 1991/12
模擬高レベル廃棄物固化ガラスの粘性および電気抵抗に及ぼす白金族元素の影響について調べた。白金族元素は廃棄物中に核分裂生成物成分として含まれるもので、Ru、RhおよびPdからなる。粘性は回転式粘度計で、電気抵抗は二電極式測定装置により測定した。温度は約500
Cから1200Cまで変化させた。白金族元素が高濃度のガラスの粘性は非ニュートン流体挙動を示した。ルテニウムを10%含有する場合、他の白金族元素の多少にかかわらず、ガラスの粘性は白金族元素を含まないガラスに比べ3
7倍高かった。これは主としてRuO2によるものであった。RuOを15%含有するガラスの電気抵抗は白金族元素を含まないガラスに比べ1/7から最大2桁低下した。電気抵抗の低下に対しては白金族三元素が寄与していると考えられた。
五十嵐 寛; 加藤 功; 高橋 武士
PNC TN8410 91-274, 18 Pages, 1991/11
高レベル廃液中の準揮発性元素であるRu,TcおよびSeに対し、ガラス固化プロセスでの挙動を把握するため、トレーサを添加した模擬廃液の連続仮焼試験を行い、各元素の揮発率について800Cまでの温度依存性を評価した。さらに、Ruについては、バッチ仮焼試験を実施し、蒸発から仮焼が終了する500Cまでの各温度領域に対する揮発率を評価することにより、温度依存性をより明確にするとともに、硝酸による影響について評価した。トレーサ試験では、TcおよびSeの揮発率は、温度の上昇とともに増加するが、Ruについては、温度が高くなるほど低下する結果が得られた。また、バッチ試験では、硝酸濃度にかかわらず、仮焼時のRuの揮発量の多くは、200300Cの温度域における揮発によるもので、300C以上での揮発量は僅かであることが判った。
宮本 啓二; 小林 義明; 武田 常夫; 村岡 進; 前田 頌
放射性廃棄物研究連絡会論文集,VI, p.64 - 75, 1991/00
低レベル放射性廃棄物均質固化体を陸地処分する場合、固化体に含まれる放射性核種が長期にわたり固化体から陸水へ浸出する現象を把握しておく必要がある。原研(電源特会)で、約3年におよぶ陸水中におけるセメント固化体などの実物大の模擬固化体の長期浸出試験を行った。この結果、これら固化体からの放射性核種の浸出比と固化体を浸漬している陸水のpHとの間に、相互依存性があることが判った。つまり、長期浸漬中に固化体が変質し、この結果、陸水のpHが変化する。そして放射性核種は固化体の変質の影響をうけて浸出する。しかし、分配計数のpH依存性により、浸出した放射性核種は固相・液相に分配吸着されると推考できる。
加藤 正平; 大久保 勝一; 片桐 浩; 国分 守信
保健物理, 22, p.453 - 465, 1987/00
放射性廃棄物浅地中処分による公衆の被曝のうち地下水移行経路に限定し、被曝線量の計算法を計算に用いるデータについて述べ、さらに感度解析と被曝経路解析を行った。これらの結果から(1)地下水濃度の計算では地下水流速と分配係数が重要なパラメータである。(2)決定経路は核種により異り、また時間経過により変わる。(3)処分場が海岸立地の場合、主要被曝経路は海産物摂取となり、その線量は内陸立地の場合より数桁少なくなる。(4)河川水または湖沼水利用シナリオの被曝線量は地下水直接利用シナリオの場合より何桁かは小さくなる。(5)地下水移行シナリオでは飲用水経路は評価上重要な経路である。
天本 一平; 小林 秀和; 菖蒲 康夫; 大西 貴士; 稲葉 優介*; 内海 和夫*; 竹下 健二*; 尾上 順*; 越坂 亜希子*; 長谷川 良雄*
no journal, ,
高レベル放射性廃液(HLLW)中に存在する白金族化学種(PGS)の分離を目的とした収着剤合成法の開発を行った。非放射性単味PGSを用いた分離試験の結果、耐酸性に優れているシリカ質多孔質体に、フェロシアン化アルミニウム(AlHCF)を含浸させた収着剤が効果的であることが判明した。同収着剤は実廃液中のPdやMo化学種についても十分な収着特性を示した。またPGSとMo化学種を除去した結果、HLLW中の廃棄物をこれまでより多量にガラスに充填できることが分かった。
鈴木 英哉*; 伴 康俊; 津幡 靖宏; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 黒澤 達也*; 柴田 光敦*; 川崎 倫弘*; 松村 達郎
no journal, ,
マイナーアクチノイド(MA)に対する優れた選択能と高い実用性を持つ、ハイブリッド型(窒素ドナー+酸素ドナー)抽出剤であるアルキルジアミドアミン(ADAAM)を用い、高レベル廃液(HLLW)中からAmを分離する方法について検討した。ドデカンで希釈したADAAMは、模擬HLLW中の元素のうちAm, La, Ce, Pr, Nd及びMoを抽出した。次に、ジエチレントリアミン五酢酸(DTPA), マロン酸及び硝酸アンモニウムの混合溶液で逆抽出を行い、抽出された元素の中からAmのみを高い割合(約95%)で分離することに成功した。
-P for Am/Cm Recovery from genuine HLLW佐藤 大輔; 渡部 創; 荒井 陽一; 中村 雅弘; 新井 剛*; 佐野 雄一; 柴田 淳広; 竹内 正行
no journal, ,
A two-step extraction chromatography operation with TEHDGA/SiO-P and HONTA/SiO-P has been developed as MA recovery technology to reduce the volume of vitrified radioactive waste. A column experiment with TEHDGA/SiO-P was conducted using a solution based on HLLW from the modified PUREX process of JOYO irradiated fuels. The results confirmed the separation of 
Am, 
Cm, and Nd from Cs. The MA and Nd, which were eluted from the column, were mostly recovered. On the other hand, it reveals the insufficient decontamination of Sr. It is suggested that this problem can be mitigated by increasing the column length. This study demonstrates that TEHDGA/SiO-P exhibited good performance for MA recovery from HLLW.
