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渡邉 一樹; 木村 典道*; 岡田 純平; 古内 雄太; 桑名 英晴*; 大谷 武久; 横田 知; 中村 芳信
JAEA-Technology 2023-010, 29 Pages, 2023/06
JAEA-Technology-2023-010.pdf:3.12MB
クリプトン回収技術開発施設では、昭和63年から平成13年にかけて東海再処理施設の使用済燃料の再処理に伴いせん断工程及び溶解工程から発生するオフガスの一部を受入れ、オフガスからクリプトンガスを分離、精留する回収運転を実施し、所期の技術目標を達成した(クリプトン精製純度90%以上、回収率90%以上)。また、回収しクリプトン貯蔵シリンダに貯蔵していた放射性クリプトンガスの一部を用いて、平成12年から平成14年にかけて小型の試験容器を使用したイオン注入固定化試験を行い技術の成立性確認を行った。クリプトン貯蔵シリンダに残った放射性クリプトンガスについては今後使用する計画がないため、主排気筒からの放出量を管理しながら全量放出する放射性クリプトンガスの管理放出を計画し、令和4年2月14日から4月26日にかけて実施した。放射性クリプトンガスの管理放出では、再処理施設保安規定に定められている主排気筒からの最大放出率(3.7
10
GBq/min)より十分低い50GBq/minで管理し、クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスの全量放出(約7.110
GBq)を完了した。クリプトン貯蔵シリンダ内の放射性クリプトンガスを放出した後、窒素ガスを用いて放射性クリプトンガスの管理放出に使用した系統及びメインプロセス(メインプロセスに接続する枝管を含む全系統)の押出し洗浄を実施した。天候による遅延はあったものの機器の故障等の不具合が生じることなく当初目標とした令和4年4月下旬までに放射性クリプトンガスの管理放出を完了した。
小河 浩晃; 木内 清; 佐分利 禎; 深谷 清
JAERI-Research 2001-023, 21 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-023.pdf:1.98MB
発電炉の酸化物燃料では、燃焼度とともに放射性元素のXeやKr等の希ガスが多量に生成し、燃料と被覆管のギャップ内に放出して、伝熱阻害を促進し、被覆管の健全性を低下させることが重要な課題となっている。また、それらのオフガス中の回収技術の開発も急務となっている。本研究では、重元素の放射性希ガスであるXeやKr等の燃料中の振る舞いや、廃棄物としての回収・固定化のための新技術の基礎検討として、これらのガスの重照射場における化学的反応性を量子線による励起効果の新しい観点から基礎検討した。重照射場において当該ガスが低温プラズマ化して化学反応性が活性化することを想定して、これまでに未解明で、実用的にも重要な希ガス-酸素系の反応性を解析した。試験装置として、RF励起型の低温プラズマ反応試験装置を整備して、重元素希ガス自身及び実用環境で想定される酸素との混合ガス系について、プラズマ励起反応の起こりやすさを評価して、重照射場における当該ガスの存在状態や反応性を検討した。
竹之内 正; 桜井 直行
PNC TN8440 92-053, 110 Pages, 1992/09
平成4年度第2四半期(平成4年7月
平成4年10月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は、安全管理業務概要、安全管理一般、放射線管理、環境安全、個人被ばく管理、小集団活動の推進・研究開発・外部発表等について、取りまとめたものである。
新谷 貞夫; 竹之内 正
PNC TN8440 91-053, 109 Pages, 1991/06
平成3年度第1四半期(平成3年4月平成3年6月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。
竹之内 正; 新谷 貞夫
PNC TN8440 91-032, 119 Pages, 1991/03
平成2年度第4四半期(平成3年1月平成3年3月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。
新谷 貞夫; 竹之内 正
PNC TN8440 91-010, 109 Pages, 1990/12
平成2年度第3・四半期(平成2年10月平成2年12月)に実施した業務概要について報告します。記載項目は,安全管理業務概要,安全管理一般,放射線管理,環境安全,個人被ばく管理,小集団活動の推進,研究開発,外部発表等について,取りまとめたものである。
Tc from 
Mo for commercial production椎名 孝行*; 土谷 邦彦; 永井 泰樹; 森川 康昌*; 竹内 宣博*
no journal, ,
2014年の日本の統計データから、Tc注射剤とMo/Tcジェネレータはin-vivo全供給量の約80%を占めており、Tc注射剤の供給数は、ジェネレータよりも約4倍の供給数がある。このため、千代田テクノルは、原子力機構と富士フイルムRIファーマと共同でTc国内供給のための研究開発を行っている。材料試験炉(JMTR)を用いた
Mo(n,
)による方法と加速器を用いた
Mo(n,2n)法によりMoを製造し、得られたMoからTcの安定供給を計画している。このMo製造方法は、安全、核不拡散及び放射性廃棄物の低減から選定されているが、これらの方法で得られるMoの生成量は従来の製造方法である(n,f)法と比較して、非常に低い。このため、溶媒抽出法及び昇華法によるTcの分離・濃縮・回収技術を開発を進め、この2つの方法によるTc分離・濃縮・回収技術を確立した。将来、日本の需要の約20%の国産化を目指して、国内製造のためのさらなる研究開発を進めていく。
谷川 聖史; 加藤 良幸; 磯前 日出海; 小松崎 舞*; 吉野 正則*
no journal, ,
MOX粉末からのPu回収技術として、炭化珪素とMOX粉末中のPuO
を1:1で混合し、1300度で加熱した試料は、室温硝酸に溶解させることで約75%のPuが回収できた。さらに溶け残った試料に新たに炭化珪素を添加・加熱することで合計約95%のPuが回収できた。
宮崎 康典; 渡部 創; 佐野 雄一; 小藤 博英; 竹内 正行; 石神 龍哉*; 江夏 昌志*; 佐藤 隆博*
no journal, ,
使用済燃料の再処理工程で発生する高レベル放射性廃棄物には、長寿命核種や発熱性核種であるマイナーアクチノイドが含まれており、これらを取り除くことで地層処分における廃棄物減容化や有害度低減に繋がる。そこで、抽出クロマトグラフィを用いたMAの選択的分離回収を検討している。これまでに、高分子ポリマーで塗布した多孔質SiO粒子にCMPO等の抽出剤を含浸させた吸着材を作製し、カラム運転中に想定される放射線分解物の特定及び挙動調査を行ってきた。本研究では、
線を模擬したTODGA/SiO-P吸着材の放射線耐性評価と理論計算による結合解離メカニズムの解明を目的に、Heイオンの照射試験を実施した。Heイオン照射に対して、酸の有無による抽出剤の分解生成物に違いが見られた。硝酸を加えてスラリー状態で照射した場合、アミドC-N結合の解離のみが起きたが、乾燥状態ではアミドC-N結合に加えてエーテルC-O結合の解離も見られた。この違いはプロトン付加した分子構造に依存すると考え、量子化学計算を用いて結合解離エネルギー(BDE)を求めた。フリーのDGAのエーテル結合のBDEは、アミド結合よりも小さい。一方、プロトン付加した構造では、エーテル結合はアミド結合よりもBDEが大きくなる。つまり、結合解離が起きにくいと予想された。この結果は実験で得られた結合解離パターンと傾向が一致した。今後、照射線量と吸着材の劣化生成量における相関を調査し、抽出クロマトグラフィに用いる吸着材の再利用性を含めた研究を行う。
宮崎 康典; 佐野 雄一; 竹内 正行; 新井 剛*; Kim, S.-Y.*; Wu, H.*; 三輪 美沙子*; 松山 成男*
no journal, ,
放射性廃棄物の減容化や有害度低減の観点から、使用済燃料の再処理で発生する廃液からマイナーアクチノイド(MA: Am, Cm)を分離回収する技術が求められている。我々は、TEHDGA含浸吸着材等を分離塔充填相とする抽出クロマトグラフィを提案している。これまでに実廃液からのMA回収を達成しており、現在は製品純度(または除染係数)の向上に資する分離フローシートの条件検討を行っている。その一方で、使用済吸着材の処理や再生方法についても調査している。本発表では、フェントン反応による吸着材の分解性や抽出剤再含浸した吸着材の吸着性能を報告する。また、マイクロPIXE分析による元素分布から、再利用性を議論する。