大学等との共同研究に関する平成12年度研究概要報告 (核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究を除く)

技術協力課*

JNC TN1400 2001-013, 70 Pages, 2001/08

JNC-TN1400-2001-013.pdf:5.13MB

機構は、機構が取り組む研究開発プロジェクトに関する基礎・基盤的研究を大学及び研究機関(以下「大学等」という。)と研究協力を図り進めている。本報告書は、平成12年度に実施した大学等との共同研究14件の実施結果についてその概要をまとめたものである。なお、本報告書には、核燃料サイクル公募型研究及び先行基礎工学研究により進めている大学等との共同研究については除いている。

放射線を用いた環境保全技術開発の現状と実用化へ向けての今後の展開

徳永 興公

原子力eye, 44(8), p.27 - 30, 1998/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/40005191861

排煙、廃水、下水汚泥などを放射線で処理する技術の開発の歴史は長い。この技術もこれまでの基礎的研究の成果を踏えて最近ようやく実用化へ向けて一歩踏み出したと言える。特に、電子ビームを用いた排煙処理技術に関しては中国において実用規模の実証試験プラントが既に稼働を開始し、また、わが国及びポーランドでは建設がスタートしている。実用化の一歩手前まできている。また、廃水処理に関しては実際の廃水を用いたパイロット規模試験が計画されている。更に、下水汚泥処理に関してはパイロット規模プラントがインドで稼働している。以上のように放射線の環境保全分野への利用技術は実用化へ向けての検討が精力的に進められていると言える。

ラジウムの吸着剤の開発研究

杉原 陽一郎*; 二宮 一郎*; 向井 克之*

PNC TJ6357 98-002, 43 Pages, 1998/02

PNC-TJ6357-98-002.pdf:1.09MB

ラジウム吸着性能に優れたTi型吸着剤について詳細な製造方法を検討した。吸着剤の樹脂母体としては、吸着剤の水分率が50%程度になるポーラス型のイオン交換樹脂が処理性能の面で最も優れており、酸安定性を向上させる水熱処理条件は、95で1時間以上であった。通液条件については、通液速度、水温、ラジウム濃度、樹脂充填高の影響等について検討を行い、ラジウム吸着量は通液速度、樹脂充填高の影響が大きいことを明らかにした。繰り返し使用に関しては、吸着および塩酸-塩化マグネシウム混合液を使用した再生の過程で酸化剤、酸等の複合的な要因でラジウム吸着性能が低下し、再吸着するとラジウムが漏洩した。Ti-Zr型吸着剤は10-4Bq/mレベルの廃液を使用すると管理目標値を満足することができた。また、再生に塩酸と四塩化チタンの混合液を使用すると、10-3Bq/mの廃液を良好に処理できることが明らかになった。

ラジウム吸着材の開発研究

杉原 陽一郎*; 向井 克之*; 二宮 一朗*

PNC TJ6357 97-001, 40 Pages, 1997/03

PNC-TJ6357-97-001.pdf:1.52MB

ダム廃水に含まれる微量のラジウムを対象として、高選択高性能ラジウム吸着剤の開発を行った。金属担持型の吸着剤数種を調整し、ラジウム吸着性能を比較した結果、従来のTi型吸着剤が最も優れていることが確認された。このためTi型吸着剤の詳細な製造条件の検討を実施した。吸着剤の母体としては、ポーラス型樹脂が廃水の処理速度の面でゲル型樹脂より優れていた。ポーラス型樹脂ベースのTi型吸着剤では、SV40の高流速条件下でも安定したラジウムの除去が可能で、破過容量も7500l/l-R以上であり、従来のゲル型と比べ3倍以上まで増加した。また、Ti型吸着剤を水熱処理することにより、吸着剤の酸安定性が著しく向上することを見出した。この結果、水熱処理した吸着剤の場合、脱離液として希塩酸とアリカリ土類金属塩の混合溶液を使用すると、Tiの溶出が1%以下になりラジウムを選択的に脱離することが可能となった。その他、ラジウムの吸着条件についても検討した結果、無機塩、pH及び通液速度の影響等が明らかとなった。

高レベル廃液の核種分離に関するPNC/CEA技術協力-第一フェーズ(19911995年)における協力の総括と今後-

小沢 正基

PNC TN8440 96-003, 22 Pages, 1996/02

PNC-TN8440-96-003.pdf:0.73MB

フランス原子力庁(CEA)との間で調印された『先進技術に関する協力協定(AdvancedTechnologyAgreement)』に基づき,高レベル廃液中の核種分離に関する技術協力を実施した。本協定の有効期間は1991年6月14日1996年6月13日であり,現在協定延長の準備に入っている。本報告は同期間におけるCEAとの『核種分離』分野における技術協力を総括し,第二フェーズにおける協力を展望するものである。『核種分離』は本協定のうちの燃料サイクルにおける廃棄物に関連する革新技術分野に属し,技術的範囲はマイナーアクチニドの分離・消滅にまつわる戦略的研究及び新しい抽出剤によるマイナーアクチニドの抽出プロセスで,技術情報の交換や研究員との相互派遣による共同研究を実施した。専門家会議における具体的な情報交換の項目と件数は次の通りであった。情報交換のテーマ全体研究計画,戦略的研究報告PNC11CEA10技術報告PNC25CEA28TRUEX法PNC8DIAMEX法CEA8CMPOPNC8DIAMIDECEA5Macrocycles(新抽出剤PNC2CEA3Np制御技術PNC2CEA2MA/Ln分離PNC2CEA5基礎化学((分子設計等)PNC2CEA3高温冶金PNC1CEA2協力の主目的であった二座配位型抽出剤の性質,新溶媒抽出フローシートの開発については,双方実廃液によるホット試験を実施しそのデータを元に高レベル廃液中のアクチニド分離法としての成立性が比較評価された。また新しい次世代型の抽出剤である大環状化合物に関する議論も行われた。数回の専門家会議を通して,PNC及びCEA双方より質の高い,未公開情報を含むUp-to-detaな情報が提供され,互いの研究開発に大いに資するものであった。交換した情報は質及び量ともほぼ互角であり,また予定された研究員の短期相互派遣による共同研究も実現していることから,当初の目的は充分達成されたものと評価される。

廃液処理設備の運転実績-平成5年度(1993年4月1994年3月)-

都所 昭雄; 根本 剛; 沼田 浩二; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*; 吉沢 知幸*

PNC TN8440 94-011, 19 Pages, 1994/04

PNC-TN8440-94-011.pdf:0.42MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液を順調に処理することができた。その主な内容は次のとおりである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は9541、分析廃液は690.51であり、合計1644.51である。なお、前年度繰越量を含めると今年度処理対象液量はそれぞれ10781、707.51の合計1785.51である。(2)その内、今年度の工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ9931、6481であった。(3)処理後の・放射能濃度は、何れも放出基準値である5.610ー2Bq/m1以下であった。

電子線による排煙・廃水処理

徳永 興公

放射線利用国際シンポジウム論文集, 0, p.E110_1_1 - E110_1_5, 1994/00

放射線を用いた排煙や廃水浄化技術の開発が行われてきた。その結果、この排煙処理・廃水処理法は従来用いられている方法にない優れたいくつかの特長を有していることが明らかとなった。排煙処理については、石炭燃焼排煙や都市ごみ燃焼排煙を処理するためのパイロット試験によって充分な除去性能、プラントの信頼性が実証され、実用規模装置の設計・建設の見通しが得られた。また、放射線による自動車用トンネルの換気ガスの脱硝のためのパイロット試験も実施中である。一方、廃水処理については、従来の方法では処理されにくい汚染物の分解除去や殺菌を放射線で行う技術の開発が進められた結果、これらの汚染物は効果的に分解されること、きわめて効率的に殺菌できることが明らかとなった。

環境保全のための放射線の利用に関する現状と展望

島田 幸司*; 徳永 興公; 新井 英彦; 橋本 昭司

環境衛生工学研究, 7(3), p.177 - 182, 1993/07

従来から工業プロセス等に応用されてきた電子ビームを用いた環境保全技術は、排煙、廃水、下水汚泥処理の分野で注目を集めつつある。そこで、これらの技術の現状及び将来展望を紹介する。

廃液処理設備の運転実績-平成3年度(1991年4月ー1992年3月)-

沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄; 根本 康弘*; 根本 正行*; 塙 英治*

PNC TN8410 93-100, 46 Pages, 1993/04

PNC-TN8410-93-100.pdf:0.88MB

本廃液処理設備においてプルトニウム燃料各施設から発生した各種廃液をほぼ計画通り処理することができた。その主な内容は次の通りである。(1)本年度の工程中和廃液受入量は1196l、分析廃液は184lであり、合計1130lである。なお、前年度繰越分を含めるとそれぞれ1445l、232lの合計1677lが処理対象液である。(2)その内、今年度はの工程中和廃液及び分析廃液の処理量は、それぞれ1094l、172lであった。(3)処理後の・放射能濃度は何れも放出基準値である5.610-2Bq/ml以下であった。(4)設備診断を行った結果、早急に交換や改造を必要とする装置がないが、経年劣化も進んでいるので、交換可能な装置は計画的に交換する必要がある。

再処理施設設置(変更)承認申請書 昭和56年1月

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PNC TN1700 93-004, 96 Pages, 1993/01

PNC-TN1700-93-004.pdf:1.52MB

2. 変更の内容昭和55年2月23日付け54動燃(再)63をもって提出し,別紙-1のとおり設置変更承認を受けた再処理施設設置承認申請書の記載事項のうち下記の事項を別紙-2のとおり変更する。3. 再処理施設の位置,構造及び設備並びに再処理の方法3. 変更の理由使用済燃料の受入れ施設及び貯蔵施設の最大貯蔵能力の枠内で貯蔵効率(密度)を高めるために沸とう水型軽水炉(BWR)燃料について,8体収納型BWR専用バスケットを製作するので核的制限値を変更する。又,再処理施設において発生する廃溶媒の処理に関する技術開発を行うために廃溶媒処理技術開発施設を新設する。4. 工事計画当該変更に係る工事計画は,別紙-3のとおりである。