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逢坂 正彦; 小山 真一; 三頭 聡明; 両角 勝文; 滑川 卓志
JNC TN9400 2000-058, 49 Pages, 2000/04
JNC-TN9400-2000-058.pdf:1.22MB
高速炉におけるMA核種の核変換特性の評価に資するため、照射済MOX燃料中のCm分析技術の開発及び高速実験炉「常陽」照射済MOX燃料中のCm同位体の分析を行った。迅速性・簡便性等を考慮した上で、照射済MOX燃料中のCmの同位体分析において必要なCm分離のための手法として硝酸-メタノール系陰イオン交換法を選択した。本手法の基本的な分離特性を把握する試験を実施し、Cmの溶出位置、Am,Eu等の元素との分離能等を把握した。本手法を照射済MOX燃料中のCm分析に適用するにあたり、分離特性の把握試験の結果より分離条件を評価し、溶出液取得条件を最適化して、それぞれ不純物の除去及びAmの除去を目的とした2回の分離によりCmを回収するプロセスを考案した。本プロセスを適用することにより、Cmの高回収率及びAm、Eu・Cs等の不純物の高除去率を同時に達成することができた。本手法を用いて照射済MOX燃料中からのCmの分離試験を実施し、分離したCmを質量分析することにより、照射済MOX燃料中のCm同位体組成比データの測定が可能であることを確認した。一連の試験により、硝酸-メタノール系陰イオン交換法によるCm分離手法を用いた照射済MOX燃料中のCm分析技術を確立した。本分析技術を用いて高速実験炉「常陽」照射済燃料中のCm同位体の分析を行った。その結果、高速炉内で燃焼度が約60GWd/t以上まで照射されたMOX燃料中のCmの含有率は約1.4
4.0
10のマイナス3乗atom%であり、さらに極微量の247Cmが生成することを確認した。また燃焼度が60120GWd/tの範囲ではCm同位体組成比はほぼ一定となることが分かった。
阿部 仁; 臼田 重和; 館盛 勝一
J. Liquid Chromatogr., 17(8), p.1821 - 1835, 1994/00
30%HDEHP/CCl
/n-paraffin、HNO
抽出系を用いて、ランタノイドの相互分離に対する遠心抽出分配クロマトグラフィ(CPC)の分離特性を検討した。適切な抽出系と操作条件を見出すため、ランタノイドの分配係数をバッチ法で測定し、次にCPCの分離効率に対する諸パラメータの影響を検討した。ランタノイドの分離係数は、二種類の希釈剤の割合によらず一定だったので、これらの組合わせにより両相間の密度差をコントロールできた。固定相量の増大とn-paraffinの炭素鎖の増加(C:6~15)に伴い、各元素のピーク幅は減少し分離度は増大した。一方回転数の増大による分離度の改善はみられなかった。これらの結果に基づき、30%HDEHP/15%CCl/55%n-penta-decane、0.5mol/dm
HNO抽出系を用いて、充分低い送液圧力(4.5kgf/cm
)の下で、Pr、Sm、Eu及びGdの相互分離を行うことができた。
井上 雅彦; 小西 哲之; 山西 敏彦; 大平 茂; 渡辺 哲郎*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Sherman, R. H.*; Barnes, J. W.*; Bartlit, J. R.*; et al.
Fusion Technology, 21(2P2), p.293 - 298, 1992/03
被引用回数：3 パーセンタイル：35.31(Nuclear Science & Technology)TSTA(Tritium Systems Test Assembly)の水素同位体分離システムは、4本の深冷蒸留塔より構成され、核融合燃料サイクルにおいて高純度T
,D,及びDTを得ると共に、トリチウムフリーのHを除去することを目的に設計されたものである。しかるに実際の核融合炉では、高純度DT及びTは必ずしも必要としないことが予想され、この場合、4塔カスケードを3塔カスケードに縮小することが可能である。本実験では、この3塔カスケードの分離特性を検討した。実験は、21.5gH, 280.1gD, 84.5gTを用い、6日間連続で行われた。その結果、塔が1本減少したことでシステムの安定性が大きく向上し、又、本3塔カスケードが達成すべき分離性能(高純度Dを得る。トリチウムフリーのHを除去する。)を満足することが実証された。本3塔カスケードは、核融合燃料サイクルの水素同位体分離システムとして有効である。
小西 啓之; 吉田 浩; 成瀬 雄二
J.Less-Common Met., 89, p.457 - 464, 1983/00
被引用回数：10 パーセンタイル：79.17(Chemistry, Physical)核融合炉燃料循環システムでは、プラズマ排ガスから不純物を取り除く燃料精製システムが必要である。パラジウム拡散器は、極めて純度の高い水素が得られるなどの長所を持ち、また最近の研究においてこのシステムへの適用の可能性が確認されている。本研究は、管型パラジウム拡散器の分離特性をモデル計算と実験によって解明したものである。この結果、従来本法の欠点とされていたブリードガス中のトリチウム濃度が低く抑えられ、一基の拡散器で高いトリチウム回収率が達成できることが判明した。数値計算によって水素同位体回収率と処理流量の関係が導かれ、水素-ヘリウム混合ガスを用いた実験との比較が行なわれた。この結果に基き、燃料精製システムの構成を検討し、パラジウム拡散器の諸元を決定した。
木下 正弘; 松田 祐二; 成瀬 雄二; 田中 吉左右
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.525 - 539, 1981/00
被引用回数：11 パーセンタイル：78.09(Nuclear Science & Technology)深冷蒸留法は、核融合炉燃料給排気系の水素同位体分離プロセス用として最も有望視されている方法の1つである。そこで、深冷蒸留法に関する研究開発の第1段階として、深冷蒸留塔の定常時の分離特性を解析するためのコンピューターコードを開発した。4本の蒸留塔と2基の同位体平衡器から構成される典型的なシステムを対象とし、システム最適化のための詳細なパラメーターサーベイを行い、全理論段数、還流比、フィード供給段位置が塔の分離特性に及ぼす影響を明らかにした。また、トリチウムの崩壊熱の影響について調べ、フィード中にトリチウムが高濃度で含まれている場合にはかなりの分離性能低下が起こるため、還流比を増すか、塔の回収部を冷凍しなければ性能は確保できないという重要な結果を得た。さらに、現在までに報告されている工学データをもとに、各塔の概略の規模(充填高さ、塔内径、コンデンサーの負荷など)を評価した。
木下 正弘; 成瀬 雄二
JAERI-M 9103, 27 Pages, 1980/09
核融合炉燃料給排気系における燃料ガス精製システムの1ユニットとして有望視されている流下液膜式凝縮器(水素同位体中に不純物として含まれるヘリウムを除去する機能を持つ)に対し、モデリング及びモデル式系の導出を行うと共に、定常解析用のコンピューターコードを開発した。全理論段数(塔高に対応)、塔壁からの除去熱量(冷却用ヘリウムガスの供給温度あるいは流量に対応)、塔底からの液体水素抜き出し量を主要パラメメーターに選定し、開発したコードによってパラメーターサーベイを行った。その結果、このユニットのいくつかの興味ある特性(定常時における)を明らかにすることができた。
