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永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一
JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09
JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB
原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.1
6.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。
研究開発課題委*
JNC TN1440 2000-007, 115 Pages, 2000/08
JNC-TN1440-2000-007.pdf:4.45MB
核燃料サイクル開発機構(以下、サイクル機構)は、「国の研究開発全般に共通する評価の実施方法の在り方についての大綱的指針」(平成9年8月7日、内閣総理大臣決定)及びサイクル機構の「研究開発外部評価規程」(平成10年10月1日制定)等に基づき、「長寿命核種の分離変換技術の研究開発」に関する事前評価を研究開発課題評価委員会(高速炉・燃料サイクル課題評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉・燃料サイクル課題評価委員会は、本委員会によって定めた評価方法に従い、サイクル機構から提出された課題説明資料、補足説明資料及び委員会における議論に基づき、本課題の評価を行った。本報告書は、その評価結果をサイクル機構の関係資料とともに取りまとめたものである。
小田 好博; 船坂 英之; 王 暁丹*; 小原 健司*; 和田 仁*
JNC TY8400 2000-002, 47 Pages, 2000/03
JNC-TY8400-2000-002.pdf:2.53MB
本報告書は、原子力分野における将来の高度化開発に資するために行った、原子力技術への超電導技術応用の一環としての磁気分離技術に関する共同研究の報告書である。すなわち、超電磁石による磁気分離技術の核燃料サイクルへの適用のうち、再処理工程における使用済み核燃料の清澄や成分分析に有望と考えられる、超電導磁気クロマトグラフィーの基本特性の研究を行った結果を報告する。この研究では計算機シミュレーションと基礎実験を行い、前者の結果、粒径が数100AのNd微粒子と、磁化率がその1/30あるいは1/5の放射性微粒子(Pu)を直接分離できることを示した。試作した磁気カラムに関する基礎実験では、弱磁性の微粒子の流れ速度に磁気力が影響を及ぼすことを確認することができた。特にシミュレーションの結果から二次廃棄物を伴わない超電導磁気クロマトグラフィー技術の適用は極めて有望であることを示した。
岡村 信生; 米澤 重晃
JNC TN9400 2000-034, 48 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-034.pdf:1.56MB
現在、FBR(Fast Breeder Reacotr)の実用化を目指した研究開発が進められており、社会に受け入れられる核燃料サイクルを構築するために幅広い技術を対象に調査・研究が行われている。再処理に関しては、以前は使用済燃料からUとPuを効率よく取り出すことが課せられた唯一の課題であったが、現在、核燃料サイクルシステムを構築する上で再処理に求められる事項は多岐にわたり、それらの要求へ十分に答えていく必要に迫られている。再処理技術の幅広い検討の一環として、LWR(Light Water Reactor)とは異なりFBRでは低除染の燃料が許容されることから湿式再処理のみではなく乾式再処理の研究が始まり、溶融塩や液体金属を用いた電解・抽出、元素間の蒸気圧差を利用した揮発・凝縮等の様々な手法を組み合わせたプロセスが提案されている。乾式再処理は湿式再処理ほど実証プラントの経験が多くないため、工学規模のプラントを考える上ではプロセスフロー等に未だ多くの検討余地がある。そこで乾式再処理システムの設計を行う上で最も基本となる物質収支を解析・評価する時には、工程の追加等の変更に対して柔軟に対応する必要がある。本研究は、この要求を満たす乾式再処理の物質収支評価コードを開発することを目的としている。
小松 征彦*; 藤原 優行*
JNC TJ8430 2000-001, 55 Pages, 2000/03
JNC-TJ8430-2000-001.pdf:4.82MB
ハル等を処理・処分する上で、発火爆発し易い活性金属粉(ジルカロイファイン)の安定化が重要な問題となる。安定化対策の一手段として、ジルコニウムファインを用いて、673873kにおける水蒸気酸化試験を行った。ファインの酸化安定化状態は、重要変化測定、SEM観察、X線回折、及び簡易な着火試験により調べた。得られた結果を次の通りである。(1)高温水蒸気中での酸化処理後のファインには、ZrO2酸化物とZrH2水素化物が形成された。温度が高くなるほど、ZrO2の形成割合が増加した。(2)重量変化から推定したZrO2形成割合は、673k
7h処理後ファインで約24mass%、873k7h処理後ファインで約96mass%であった。(3)673k7h処理後ファインは試験前ファインと同様に発火したが、723k以上にて処理したファイン(ZrO2形成割合64mass%以上)は発火しなかった。
小松 征彦*; 和田本 章*; 浅尾 真人*
JNC TJ8420 2000-003, 99 Pages, 2000/03
JNC-TJ8420-2000-003.pdf:5.47MB
高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)には、ハル等の廃棄物を収納した容器が投棄貯蔵されている。HASWSには、投棄された廃棄物を再度取り出す設備が設置されていないため、将来的に廃棄物を取り出す際には、設備を設置する必要がある。本報告では、原子力関連施設に限定せず、国内外で実績のある類似施設および広く工業的に用いられている技術で適用可能と考えられる装置を調査した。その結果を基にHASWSの取出装置に要求される技術要件と比較し、その適用性を検討した。この結果、国内外でHASWSに類似した施設及び全ての技術要件を満たす装置は見つからなかった。HASWSに取出装置を設置するためには、既存技術の改良あるいは建家の改造が必要であることがわかった。また、HASWSの取出装置に要求される既存技術適用のための開発課題及び建家の改造項目を抽出した。
森山 裕丈*
JNC TJ8400 2000-050, 47 Pages, 2000/03
JNC-TJ8400-2000-050.pdf:1.49MB
高レベル放射性廃棄物地層処分の安全性評価に資するため、超ウラン元素の溶解度について研究した。還元性条件下においてPuO2・xH2Oの溶解度を測定し、溶解度積K0spおよびPu(OH)4の安定度定数
4を求めた。得られたK/sup0/subspの値は、Raiらによって示されたイオン半径への依存性から推定される値に比べてきわめて小さいことを確認した。また、酸化性条件下においてPuO3・xH2Oの溶解度を測定し、溶解度積K/sup0/subspを求めた。アクチニドイオンの加水分解定数の解析においては、加水分解定数の系統性が有効電荷の概念を導入した剛体球モデルによってよく表されることを確認した。
WILLIAM S.DERSHO*; 吉添 誠*
JNC TJ8440 2000-001, 408 Pages, 2000/02
JNC-TJ8440-2000-001.pdf:21.62MB
本報告書は、平成11年度にGolder社が実施した亀裂ネットワークモデルと性能評価を記述するものである。本業務の主たる目的は、JNC殿の第二次取り纏め報告書用の性能評価に関わる技術面での支援並びに同性能評価のレビューを行うとともに、JNC殿のエスポ・プロジェクトにおける技術支援を実施することであった。性能評価面での主たる成果として、PAWorksパスウェイの解析、ソフトウェアの技術的記述、検証及び性能評価の可視化が挙げられる。エスポ・プロジェクトでの技術支援としては、Task4におけるTRUE-1岩体ブロック中吸着性トレーサーの移行に関わる予測モデル、並びにTask5におけるエスポ島の水理地質・地化学統計モデルの作成が含まれる。Golder社の平成11年度業務の詳細な情報は、本報告書の付属書に記されている。
J. A. BERRY*; M. BROWNSWORD*; D. J. ILETT*; Linklater, C. M.*; Mason, C.*; TWEED, C. J.*
JNC TJ8400 2000-060, 60 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-060.pdf:2.95MB
本報告書では、以下の2つの事項について報告する。異なる酸化条件下における、玄武岩及び砂岩へのプルトニウムの収着挙動を明らかにするために実験的研究を行った。溶液中の酸化還元電位は、還元剤2種類及び酸化剤1種類を使用し、制御を行った。熱力学モデルを使用し、試験結果の解析を行った。今回、酸化鉄をベースとした収着モデルを使用した。砂岩については、プルトニウムの収着データを再現することができたが、玄武岩については、収着データを低めに予測する傾向が見られた。
杤山 修*
JNC TJ8400 2000-044, 53 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-044.pdf:1.41MB
フミン酸における高分子電解質と組成不均一性による効果を評価するために、Ca(II)とEu(III)のポリアクリル酸錯体やフミン酸錯体の生成定数をEu(III)は10-8M10-5Mの濃度範囲で、TTAとTBPのキシレン溶液を用いる溶媒抽出法により、10-10MCa(II)はTTAとTOPOのシクロヘキサン溶液を用いる溶媒抽出法により、10-4MCa(II)はCaイオン電極を用いて求めた。検討においては見かけの錯生成定数をa=[MRm]/([M][R])と定義し、イオン強度0.11.0MのNaClO4またはNaCl溶液中でpcH4.85.5においてlogaを求めた。ここで[R]は解離官能基の濃度、[M]と[MRm]はそれぞれ遊離及び結合している金属イオン濃度を表わす。Eu(III)-フミン酸錯体についてはloga=5.09.3、Ca(II)-フミン酸錯体についてはloga=2.03.4という値を得た。フミン酸およびポリアクリル酸のいずれにおいてもlogaはpcHまたは解離度
と共に増加する傾向を示し、イオン強度の影響については、イオン強度が0.1Mから1.0Mに増加するとEu(III)のポリアクリル酸錯体のlogaは約1.6減少するのに対しフミン酸錯体のlogaは約0.7程度の減少となった、Ca(II)についてはポリアクリル酸1.9に対してフミン酸1.2の減少となった。金属イオン濃度の影響については、ポリアクリル酸では金属イオン濃度の影響を受けないが、フミン酸では金属イオン濃度が増加するとlogaが減少する。また、Eu(III)-ポリアクリル酸錯体のlogaはCa(II)の共存により変化しなかったが、フミン酸錯体のlogaはCa(II)が共存しないときに比べEu(III)濃度に依存して00.8程度減少する。フミン酸と金属イオンの錯生成が金属イオン濃度の影響を受けるのは、フミン酸中に錯生成力の違うサイトが共存しているためと考えられる。
not registered
PNC TN1000 98-004, 21 Pages, 1998/07
東海再処理工場は、これまでの約20年間の操業運転及び関連する研究開発により、軽水炉燃料再処理が安定して行えることを国内において実証してきたところであるが、東海再処理工場を今後とも研究開発の場として活用してゆくことは、ホットフィールドの有効利用の観点で重要である。○高燃焼度燃料再処理に関するフィールド試験原子力発電所においては燃料の高燃焼度化、高富化度化(MOX、FBR燃料)の方向にあり、したがって、これらの燃料の再処理研究に重点を移してゆくことが今後の東海再処理工場の重要な使命となる。このため東海再処理工場本体を用いた本技術開発を、小型試験設備における補完データ採取と併せて実施してゆく。当面の課題としては、これらの燃料のひとつの方向である高燃焼度化に対する再処理工程への影響調査を行っていく。○運転保守技術改良に関するフィールド試験従来東海再処理工場の安定運転を主たる目的として実施してきた運転・保守技術の効率化については、将来の高燃焼度、高富化度燃料の再処理が行われる再処理工場においても重要なテーマである。このため、これらの運転・保守技術に関して、高燃焼度燃料再処理研究に移行する東海再処理工場において、さらなる改良項目の摘出あるいは解決を行っていく。
not registered
PNC TJ1632 98-001, 112 Pages, 1998/03
安価で即応性の良い臨界安全監視システムの開発が望まれている。昨年度は、過去6年間の研究によって得られた知見を基に、実際の臨界安全監視システムとしてシステム化するために必要となるシステムの構成要素モジュールに関する検討をおこなった。そこで、本年度は昨年度提案した解析表示モジュールの中で、ARMAモデル同定と平行して信号解析を行う冗長系として重要な要素となるアダプティブフィルタ(ADF)アルゴリズムモジュールの開発と、このモジュールを用いた実データ解析を行い、ADFアルゴリズムの未臨界度推定手法としての有効性を検討し、以下の成果を得た。ADFによるシステム同定においては、修正係数が大きい時には推定されるパラメータは入力データの統計的性質の変化に素早く追従するが、その反面推定されたパラメータの統計的変動が大きい。逆に修正係数を小さくすると統計的変動は小さくなるが、実際にシステムパラメータに変動がある場合には追従が遅くなり、この現象は定常時系列、非定常時系列を問わず、全てのADFパラメータ推定結果について言える。推定されたパラメータから得られる未臨界度はいずれの場合においても統計的変動が非常に大きい。この統計的変動は逐次型ARMAモデル同定アルゴリズムによる未臨界度推定の場合に比べて非常に大きく、ADFアルゴリズムによる結果をそのまま未臨界度推定値とするにはやや問題がある。従って、推定結果を平滑化する二次的なアルゴリズムを付加することが重要になる。本研究では、ADFによる推定パラメータに500次の単純移動平均、更に、その平滑化されたパラメータの再移動平均、500データ毎の相加平均などの平滑化を行った結果、いずれも統計的変動を充分小さくすることができた。
石井 清登; 大内 一利; 瓜生 満; 森田 真一; 花田 圭司*; 川上 一善; 狩野 元信
PNC TN8410 97-192, 60 Pages, 1997/09
リサイクル機器試験施設(RecycleEquipmentTestFacility以下RETFという)の真空系統に設置された真空フィルタエレメントの交換方法として、汚染拡大防止、作業者の被ばく低減の観点から、カスク方式を採用することとし、今回は、平成7年度に実施した設計を基に主要部分を試作し、原理実証試験を行った。本試験における主要な成果は以下の通りである。1.排出シュートの落下試験においては、フィルタエレメント(収納容器収納後)が問題なく排出できることを確認した。なおこの時の大気圧における落下速度は、4.8m/s、落下所要時間は約2秒であった。2.交換装置のフィルタユニット上部へのセット方法確認では、ガイドフランジがフィルタユニットのガイドテーパにうまくガイドされないため、ガイドフランジのバネが圧縮されセットできない場合があったため、改良の必要がある。3.フィルタ交換メディアのセットについては、概ね問題なく行えることを確認した。4.フィルタエレメントを所定の位置に押し込むために必要な荷重は、最小で37kgであることを確認した。5.ダブルドアフランジ接合時の許容隙間については、隙間は0.8mm、傾きは0.85mmまでであれば気密を保持できることを確認した。
石井 保*
PNC TJ8211 97-002, 145 Pages, 1997/03
先進的湿式プラントは、高速炉燃料サイクルコストの大幅な低減を目指したプラントであり、晶析法と改良型PUREX法とを中心とした再処理施設と、ゲル化転換・振動充填方式による酸化物粒子燃料の製造を行う燃料製造施設とを合体させた、一体型の燃料サイクルプラントである。本設計研究は、昨年度実施された『先進的湿式プラントの設計研究』の成果をもとに、再処理・ 燃料製造施設一体化と、再処理施設のうちの前処理工程の設備構成に関して、更に詳細な検討を行うことを目的として、下記の評価・検討を実施したものである。(1)再処理・燃料製造施設一体化の得失評価本プラントの付帯工程のうち、廃液処理工程および低放射性固体廃棄物処理工程の設備構成の再検討を行うとともに、この再検討結果等に基づいて、本プラントとして、再処理施設と燃料製造施設とを一体化した場合の得失を検討・評価した。(2)前処理工程の検討処理対象燃料であるコア燃料とブランケット燃料との混合を、前処理工程で行う場合の設備構成について、混合位置や混合方法をパラメータとする複数のケースを設定し、各ケースを経済性、取扱い性(運転管理の容易性等)、安全性、実証性等の観点から比較・評価して、本プラントに適すると考えられる設備構成を検討した。
小原 浩史*; 五十嵐 登*
PNC TJ8164 96-009, 261 Pages, 1996/09
沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor,BWR)商用炉で照射した使用済み燃料被覆管せん断片(ハル)を不活性ガス気流中で圧縮・減容し、発生するジルカロイ微粒子(ファイン)及び気中に移行する放射性核種に係わるデータの取得試験を実施し、以下のような結果を得た。(1)酸洗浄後のハルの内面には、ウラン、セシウム等の核分裂生成物が付着している領域が認められた。(2)ハル外表面最大酸化膜厚さは3060
mで、文献データと同等の範囲であった。(3)ハルの圧縮時に発生したファイン重量は約0.20.3gで、圧縮したハルの重量(約3233g)の0.51.0wt%であり、燃焼度の増加に伴なって多くなる傾向が認められた。(4)3233gのハルを圧縮した時に気中に移行したファインの重量は、1mg以下であった。(5)ハルの圧縮時に発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以下のものまで観察された。発生したファインの粒径は1m以下のものから100m以上のものまで観察された。発生したファインの粒径別個数頻度では10m以下のものが大半であった。(6)電子線微小分析装置(Electori Probe Micro Analyzer,EPMA)による観察結果では、ファインは全て酸化物と推定された。(7)ハル中のトリチウムの吸蔵量を、ORIGEN-2コードを用いた計算による燃料中の生成量の60%と仮定した時、ハルの圧縮時に気中に移行するトリチウム量は、圧縮したハルのトリチウムの吸蔵量の10^-3%以下であったが、燃焼度の燃焼度の増加に伴なってわずかに大きくなる傾向が認められた。
野尻 一郎; 深作 泰宏*
PNC TN8410 96-398, 91 Pages, 1996/08
核燃料サイクル施設の臨界安全性の評価では、従来は核燃料の燃焼に伴って生じる反応度の低下を無視し、初期燃料組成を用いて解析を実施している。しかし、この方法では必要以上の安全裕度を見込むこともあり、施設の建設等において費用の高騰をもたらすこともある。経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)では、国際的に施設の設計及び建設時の費用低減要求が高まってきている背景を踏まえて、燃焼度クレジット評価への従来の臨界安全解析コードの適用性を検討するため、臨界ベンチマーク解析を実施している。本資料では、OECD/NEA燃焼度クレジット臨界ベンチマーク解析のPhase2として提案されたPWR使用済燃料を対象とした軸方向燃焼度分布の効果の計算結果について報告する。計算には、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)において開発されたSCALE4を使用した。Phase2は、PWR使用済燃料ピンの無限配列体系(Phase2-A)及び使用済燃料輸送キャスク体系(Phase2-B)について、初期燃料組成及び使用済燃料組成における中性子増倍率を計算し、FP核種、軸方向燃焼度分布等の効果を検討するために設定された課題である。計算の結果、Phase2-A及び2-Bいずれも燃焼度が30GWd/MTUを超える使用済燃料組成では、軸方向の燃料度分布を考慮した体系が中性子増倍率を高く評価する傾向があることが示された。また、Phase2-Aの課題を用いて複数燃料領域の体系を評価するためのSCALE4の3つの計算手順の比較を行い、いずれの計算手順を用いてもほぼ等しい計算結果が得られることを確認した。
加藤 正人; 上村 勝一郎; 高橋 邦明
PNC TN8410 96-247, 97 Pages, 1996/08
先進燃料の一つに、マイナーアクチナイドを消滅する燃料としてターゲット燃料が考えられている。ターゲット燃料は、それ自身の発熱による発電を目的としていないことから、燃料にマイナーアクチナイド以外の核分裂性物質を含む必要はなく、酸化物、窒化物、金属など様々なタイプの燃料が考えられる。本研究は、ターゲット燃料及びその不活性母材としての材料科学の基礎研究のひとつとして、代表的な化合物をサーベイし、不活性母材及びターゲット候補材の選定、及び試作材のキャラクタリゼーションを行った。不活性母材の試験を行うにあたり、各特性の調査を行った。調査は、(1)Puを含む酸化物、窒化物及び金属燃料、(2)Amを含む複合金属酸化物、(3)酸化物及び窒化物の熱特性、(4)全元素の高速中性子断面積について行った。調査結果をもとにスクリーニングを行い、不活性母材として酸化物及び窒化物、模擬ターゲット燃料として分散型、固溶型及び化合物型について選定した。また、Amの代わりの模擬材として、電子状態、イオン半径が似た元素であり、同じ結晶構造の酸化物を形成するNd2O3及びCeO2を選んだ。不活性母材として、Al2O3、MgO、MgAl2O4、ZrN、TiN、AlNを、模擬ターゲットとしてAl2O3-Nd2O3、MgO-Nd2O3、MgAl2O4-Nd2O3、Al2O3-CeO2、MgO-CeO2、MgAl2O4-CeO2、ZrO2-Nd2O3、Y2O3-Nd2O3、V2O3-Nd2O3を選定した。これら15種類の物質について実際に試作し、外観観察、密度測定、光学顕微鏡観察、EPMA分析、X線回折測定、熱伝導率測定、3点曲げ試験、硝酸中溶解試験、Na反応試験を実施し、各燃料形態について評価検討を行い、各燃料形態の特徴を整理し、Pu燃焼燃料についても評価した。Amターゲット燃料の形態を考えると、窒化物が熱特性の点から優れた材料であると言える。酸 化物系は、分散型は照射挙動上の問題と不活性母材選択の導率の低下とAm含有率を低くする必要があること、そして、化合物型は物質探索の必要があるなどの問題があり、いずれもターゲット燃料としては充分な材料を得ることはできなかった。Pu燃焼の燃料形態は、現在の湿式再処理をすることを考えるのであれば、PuO2が不溶解であることから、分散型の酸化物燃料はその適用が難しいと思われる
湯本 鐐三*; 横内 洋二*; 小泉 益通*; 関 貞雄*
PNC TJ9409 96-002, 93 Pages, 1996/03
照射済MOX燃料の乾式分離、抽出に関する技術の開発状況を調査し、大洗工学センターで実施する場合の試験内容、試験装置、試験装置を設置するセルの構造及びセルの設置場所等について検討した。試験の目的はプロセスの成立性をはじめコールド試験では得られないFPやTRUの挙動を把握すること及びオフガス性状の挙動を確認することである。試験内容の検討にあたり、取扱う試料としてはもんじゅ燃料の燃焼度9万4千MWd/ton、550日冷却1バッチ、最大重量100gを想定した。試験は燃料ピンの切断、粉末化等の前処理を除く(1)酸化物燃料還元工程(2)電解精製工程(3)陰極回収物処理工程(4)TRU抽出工程の4工程をホット試験の重要課題として取り上げ、試験工程の概要、試験フロー図及び試験における課題等を明らかにした。試験装置としては、各工程毎の試験装置の概略仕様、構造等の検討を行い、その概要を示すとともに、処理後の生成物評価に必要な分析装置についてもその概要を検討した。また、使用された塩化物からTRU及び一部のFPは抽出回収され、電解精製工程等にリサイクルされる。残留FPを含む塩廃棄物はゼオライトに吸蔵し固化安定化された後、容器に封入して保管する。これらの試験を行うセルについては、既設FMF試験セル、AGFコンクリートセルの改造及びFMF地下2階倉庫、FMF増設第2補機室におけるセルを新設する場合のケースについて検討した。その結果、設置スペース、装置設置を含むセルの改造及び新設の工事の難易度、メンテナンスの方法、オフガス対応を含む換気(Ar雰囲気)設備及び試験装置の配置計画などからFMF増設第2補機室に新規に鉄セルを配置して試験を行うことが、工事上の安全確保も容易であり、放射性廃棄物の発生も少なく、最も安全に、また他の試験作業への影響を与えることなく、かつ効率的に試験操作を行うことが可能であることを明らかにした。
山本 孝夫*
PNC TJ8625 96-001, 28 Pages, 1996/03
使用済核燃料の再処理後の高レベル放射性廃液中に含まれる有用核種の有効利用の観点から、太陽エネルギーの有効利用を目指して広く研究が進められている光触媒反応の可視光・紫外光の光量子を
線などの放射線で置き換えた「放射線誘起触媒反応」を応用対象として取り上げ検討した。まず、光触媒反応について全体現象を構成している要素過程を検討し、可視光・紫外光の光量子を線光量子で置き換えたときに現れてくるであろう項目を放射線が持つ特異性をもとに検討した。さらに、それらをふまえた上で、問題点の摘出と今後の指針を提言した。
服部 弘己*; 大久保 博生*
PNC TJ9222 95-002, 111 Pages, 1995/03
軽水炉から発生する使用済燃料の取扱い方については、(1)直接処分、(2)再処理-Puリサイクル利用の2つのシナリオがある。現在、日本では再処理-Puリサイクル利用路線を進めているが、世界的にPu利用に対する見直しの動きが広がっており、今後、世論や海外からの圧力が増すことが予想される。このためわが国としても両者を比較して、Puリサイクルの意義を明確にしておく必要がある。このために本調査では、海外における使用済燃料の直接処分の検討事例を分析し、その考え方や技術、経済性について分析を行った。次いで、比較のため海外の検討事例を基に、我が国の状況を考慮したケースを想定し、基本仕様を作成し、さらに費用の見積を行って、海外における直接処分の経済性について評価した。調査の結果、我が国で直接処分を行った場合、処分コストは54.9百万円/tUであり、海外の評価事例と比較すると、海外の評価の中で量も高いスウェーデン、フィンランドの評価結果よりも25%前後高いコストとなることが明らかになった。費目別では、処分容器代や緩衝材のコストなど物品費の比率が高い。また我が国の状況を比較すると、地下施設の建設および閉鎖に伴うコストが全体の半分を占めることが示された。本調査の分析は、既存の分析結果をベースに我が国の国情を加味して評価を行っていることから、技術的な詳細な検討を経たものではない事は留意すベきである。我が国の状況を踏まえたケースで、おおよそどの程度のコストになるかという目安は得られたといえる。一方、多量のプルトニウムを含む使用済燃料の核物質管理の考え方や、それの管理に必要な施設、設備についてはこの評価には入れられていない為、ガラス団体化などの処分とは異なることに留意すぺきである。