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渡部 創; 高畠 容子; 小木 浩通*; 大杉 武史; 谷口 拓海; 佐藤 淳也; 新井 剛*; 梶並 昭彦*
Journal of Nuclear Materials, 585, p.154610_1 - 154610_6, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)Treatment of spent scintillation cocktail generated by analysis of radioactivity is one of important tasks for management of nuclear laboratories. This study proposed a procedure consists of adsorption of radioactivity and solidification of residual liquid wastes, and fundamental performance of each step was experimentally tested. Batch-wise adsorption showed excellent adsorption performance of Ni onto silica-based adsorbent, and chelate reaction was suggested as the adsorption mechanism by EXAFS analysis. Alkaline activate material successfully solidified the liquid waste, and TG/DTA and XRD analyses revealed that the organic compounds exist inside the matrix. Only 1% of the loaded organic compounds were leaked from the matrix by a leaching test, and most of the organic compounds should be stably kept inside the matrix.
徳永 紘平*; 高橋 嘉夫*
Environmental Science & Technology, 51(16), p.9194 - 9201, 2017/08
被引用回数：46 パーセンタイル：83.05(Engineering, Environmental)バライト(重晶石, BaSO
)は、溶解度が低く、安定性が非常に高い鉱物であり、周囲の環境が変化しても元素を保持し続けるため、有害元素を安定に隔離する鉱物として非常に有用である。本論文では、対象元素として、高い毒性を持ち、選択的な除去が難しく、有効な処理処分技術が乏しいセレンのオキソアニオン(セレン酸: SeO
,亜セレン酸: SeO
)に対して実験を行い、これらの元素の共沈過程を分子レベルで明らかにすることで、溶液中からこれらの元素を効率的に除去するための条件を最適化した。実験の結果、バライトへの亜セレン酸の分配には、鉱物表面への微量元素の吸着のしやすさ(=1化学的な親和性)と鉱物構造内での安定性(=2構造規制)の2つが、またセレン酸の分配には構造規制のみがそれぞれ強く働くことが示され、これらの条件を調整することで溶液からの80%以上の除去がセレン酸、亜セレン酸ともに達成された。
竹下 健二*; 中野 義夫*; 松村 達郎
化学工学シンポジウムシリーズ74; 金属のリサイクルおよび環境問題, p.89 - 95, 2000/05
温度変化によって高分子ネットワークの配置が変化する感温性高分子ゲルを用いたゲル/液抽出法を提案した。N-methacryloyloxyethylacidphosphate(MR)を共重合したN-isopropyl-acrylamide(NIPA)ゲルを合成して、硝酸イオンを含む水溶液中の希土類元素(La(III),Sm(III),Eu(III))とアクチノイド元素(Am(III))の抽出実験を行った。ゲル/液間の各金属イオンの分配比は、温度の増加に伴って増加した。すなわち、金属イオンはゲルの収縮状態(37
以上)でゲルに抽出され、温度低下に伴う膨潤状態への体積相転移によって放出された。この時の収縮状態における抽出定数は膨潤状態の3倍以上の値を示した。また温度スイング操作を繰り返した結果、安定にこれら金属イオンの抽出・放出を行うことができた。これらの結果は、感温性ゲルの相転移現象が希土類元素やアクチノイド元素の抽出・回収に利用できることを示唆している。
Ruトレーサの調製本木 良蔵
JAERI-Tech 98-012, 25 Pages, 1998/03
動力炉核燃料開発事業団では火災、爆発事故を引き起こしたアスファルト固化施設に代わり、LWTFによる低レベル廃液の処理を計画している。この廃液には除去の困難な化学種の
Ruが含まれている。アイソトープ部では電池の材料の粉末を混合充填しカラムにより同種のRu化学種を除去した。現在、動燃ではこの方法について実用化に向けた開発を行っている。この実験にはRuトレーサの利用が適している。そこで原子炉照射用ターゲットや
Pが放出する
線によるRu化学種の調製を行った。この結果、Ruの化学種はPの濃度に応じて変化し、陰イオンの化学種は別の陰イオンの化学種となるなど、除去の困難な化学種の調製が可能であり、共沈率も低下した。このように調製したRu化学種は再処理の低レベル廃液の処理法開発に利用できるものと考えられる。
紙谷 正仁; 小島 久雄
PNC TN8410 97-220, 33 Pages, 1997/12
動燃では、PUREX法をベースとした低除染再処理と簡易な燃料製造法からなる「先進湿式MOX」の概念を提案している。これは再処理/燃料製造/炉の設計境界条件を大幅に合理化あるいは変更し、湿式MOXサイクルを金属燃料サイクル並の簡素なサイクルに変更しようという構想である。この概念では、核燃料物質を低除染でリサイクルすることで抜本的な再処理の簡素化を行う。これに伴って燃料製造工程も遠隔保守セル構造となることから、再処理・燃料製造を一体化した施設内に配置し、廃液処理設備やユーティリティ等を共有することで設備合理化を図る。本報告は、こうした基本コンセプトのもとに施設概念を構築し、建設費の評価を行った結果をまとめたものである。建設費の評価は、現行技術で建設した場合の「現行プラント」、現在継続されているR&Dを反映し、現行の高除染サイクル技術を高度化した場合の「基準プラント」、先進湿式MOXの概念を採用した場合の「先進プラント」の各ケースについて行った。その結果、現行プラント(処理能力;50/y)の建設費を1した場合、基準プラント(50/y)、先進プラント(100t/y及び50/y)の建設費は、それぞれ0.60,0.66,0.50と評価された。
有田 忠昭; 山西 敏彦; 岩井 保則; 奥野 健二; 小林 登*; 山本 一良*
Fusion Technology, 30(3), p.864 - 868, 1996/12
ITERの設計では廃水からのトリチウムの回収が要求されている。このため水蒸留法,極低温蒸留法が考えられている。しかし、水蒸留法では分離系数が小さいため装置が大きくなる。一方、極低温蒸留法では液体水素を扱うためインベントリーが大きくなる。廃液からのトリチウム回収方法としてCECEと深冷熱拡散法を提案する。CECEは既に構成要素について試験が行われ、多段方式では良好な結果が得られている。水蒸留方式に比べ分離系数が大きいので装置を小型化できる。CECEからのガスは深冷熱拡散筒で最終処理される。これは熱拡散筒壁を液体窒素で冷却し分離系数を大きくしたもので、ガス状態で運転するのでインベントリーは小さい。また、深冷熱拡散筒単独の運転も行われている。今回の発表はCECEと深冷熱拡散装置の大きさ,インベントリー,制御における主な変数等についてである。
峯尾 英章; 松村 達郎; 津幡 靖宏
JAERI-Tech 96-047, 42 Pages, 1996/10
NUCEFで発生する高濃度のアメリシウムを含む廃液を対象に、アメリシウムの回収、TRU廃棄物の発生量低減が可能な高度処理プロセスの開発のための研究計画をまとめた。このため、対象廃液の性状と所要分離条件を整理するとともに、文献調査をもとに、アメリシウム分離基本プロセス概念の提案とプロセス具体化上の課題の摘出及び課題解決のための実験の進め方などについて検討した。
三森 武男; 根本 浩一; 打越 忠昭; 宮島 和俊; 伊東 章*
IMechE Conf. Trans., Int. Conf. on Nuclear Decommissioning, 0, p.229 - 235, 1995/00
現在、日本においては、核燃料施設の構成機器等の撤去・更新は行われているものの、施設全体の解体については実施されていない。しかしながら、近い将来、核燃料施設の解体は必須の課題であり、これらの技術開発を早急に実施する必要があるため、解体実地試験を実施しているJPDRに引き続くプロジェクトとして、1990年より再処理特研を利用して核燃料施設の解体技術開発を行うこととしている。再処理特研のデコミッショニングにあたっては、まず、保管管理されている廃液の処理を行うとともに、核燃料施設の特徴を考慮した解体技術開発を行ったのち、施設全体の解体を実施する計画である。本報告では、上記再処理特研の解体計画の概要について報告するものである。
岡根 章五; 宮島 和俊; 高橋 英樹; 三森 武男
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1905 - 1908, 1995/00
再処理特研では、1968年から1969年に日本で初めてピューレックス法を用いて、JRR-3の使用済燃料を処理して再処理試験に成功して約200gのプルトニウムを得た。その後、1970年に装置を閉鎖し、廃液処理や燃焼率測定等の研究施設として利用され今日に至っている。TRU核種を含む廃棄物は、今後核燃料サイクル事業の進展と共に増大することが予想され、またTRU核種を含む放射性廃棄物の種類、形状は多種多様であり安全に処理を行えることを実証することは極めて重要である。原研では、TRU廃棄物の処理技術開発の実証及び再処理施設解体技術開発の場所として再処理特研に貯留されている各種廃液を用い、1984年よりTRU廃棄物の処理技術開発を進めると共に,1990年より再処理特研を利用して核燃料物質取扱施設の解体技術開発を行っている進捗状況を報告するものである。
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
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5.6
10ー2Bq/m1以下であった。
山本 多平; 堂野前 寧; 会川 英昭; 飛田 祐夫; 谷本 健一; 照沼 誠一
PNC TN9420 94-011, 154 Pages, 1994/03
「常陽」廃棄物処理建家は、更新廃棄物処理施設の完成に伴い、平成6年10月頃に運転の切替えを行う予定である。運転切替え後、廃棄物処理建家は運転を停止することになるため、長期に渡る安全な維持管理を行う必要がある。その為、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を行い、可能な限り線量当量率の低減を図ることが望ましい。本調査は、廃棄物処理建家の塔槽類及び配管の系統除染を、限られた期間に効果に実施するため、系統ごとの除染方法等について具体的に提示したものである。調査の主な結果を以下に示す。(1)除染すべき除染対象物が特定できた。(2)系統除染の具体的な配管取合いが、設定できた。(3)現在の廃液処理機能を有効に利用できる除染方法(高圧ジェット、水循環及びエアブロー、希硝酸除染)が選定できた。(4)これらの除染を行うことにより、廃棄物処理建家の設計基準値(80
SV/H) 以下に低減できる見通しが得られた。
沼田 浩二; 高橋 芳晴; 根本 剛; 都所 昭雄
PNC TN8430 93-001, 37 Pages, 1993/04
プルトニウム第二、第三開発室等のプルトニウム燃料施設から発生する硝酸プルトニウム及びウラニルを含む放射性廃液は、現在プルトニム廃液処理設備において凝集沈殿処理(Fe共沈法)、キレート樹脂吸着法等の併用で処理を行っている。しかし、本処理に伴って発生するスラッジ、廃樹脂等の副生物は、乾固物の形としたのち放射性固体廃棄物として貯蔵しているため、その最終処理には未だ手をつけていない。長期的展望に立てば、このような副性物の発生しない或いは発生しても最小限度に留めるような処理プロセスの開発が望まれており、今回その一環として不溶性タンニンを用いたノンスラッジ廃液処理プロセスの基礎試験に着手した。本試験では、一般に金属イオンに対する吸着性が良く、かつ焼却処理の容易な不溶性タンニンを用いてプルトニウムの吸着率に及ぼす廃液のpH依存性、最大プルトニウム吸着率、不溶性タンニンに対するプルトニウム飽和吸着量等の基礎試験を行った。その結果次のようなことが明らかになった。1)吸着率に及ぼす廃液のpH依存性が少ない。2)廃液中の放射能濃度が640Bq/ml以下の場合、不溶性タンニン100mgに対する吸着率は99%以上である。3)不溶性タンニン100mgあたりの最大吸着線放射能量は、1.85x10/SUP8/Bqであり、プルトニウムに換算すると17.5mgである。このように、本設備のノンスラッジ廃液処理プロセス化を進める上での不溶性タンニンに対する基礎データが得られた。今後、カラム試験を通して具体的なフローシートスタディを行う計画である。
根本 剛; 岡田 尚; 都所 昭雄; 大内 仁; 近藤 勲
PNC TN8410 92-119, 45 Pages, 1992/06
再処理プロセスやスクラップ燃料湿式回収プロセスの溶媒抽出に使用している硝酸廃液処理法として,室温以下の低温技術(例えば,低温真空蒸留法,凍結真空乾燥法等)の適用性に関する研究を進めている。この低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について検討する際,対象とする各種成分の物性データが不可欠である。今回,これらの物性データのうち,-1050の温度領域での気液平衡データについて,既報の硝酸/水系気液平衡データを基に,NRTL式及びWilson式で解析した後,定温及び定圧時のデータを温度をパラメータに計算し図表化した。なお,計算に使用したNRTL式のパラメータについては温度依存性を考慮し,気相の非理想性は無視した。これらの低温領域でのデータは,低温真空蒸留法による硝酸廃液処理について設計検討する際に役立つものと期待される。
田地 弘勝; 三宮 都一; 斉藤 鷹一; 今泉 輝男
PNC TN8440 92-004, 151 Pages, 1992/01
再処理施設の処理済廃液を放出する海中放出設備のうち、再処理施設前面海域の沖合約1.8kmに設置している海洋放出口及び放出管の一部が、常陸那珂港港湾計画により、第4埠頭として埋め立てられることとなった。このため、海洋放出口を再処理施設敷地北東端近傍の汀線から沖合約3.7kmの位置に移設するとともに、海洋放出口と再処理施設を結ぶ放出管の一部を移設するものである。今回移設する放出管の範囲は、陸域部延長約0.3km、海洋部延長約3.8km総延長約4.1kmの地中埋設配管である。海中放出管施設に係る「再処理施設設置変更承認申請」は平成元年12月22日に行い、平成2年12月27日承認された。また、「設計及び工事の方法の認可申請」は、平成3年1月7日申請し、同年1月28日認可された。海中放出管施設工事は、これらの許認可を得たのち、平成3年2月8日工事に着手し平成3年12月18日をもって竣工した。この報告書は、本移設工事の概要を紹介するとともに、移設の経緯及び移設に係る調査・設計・許認可事項並びに工事の施工等全般にわたりまとめたものであり、今後の施設の保守・管理の資料として、また、類似工事の参考になれば幸いである。
近藤 利幸; 宮内 賢二; 木村 之彦*; 大箕 英明*
PNC TN8410 92-018, 30 Pages, 1991/11
原子力発電に伴い生成する放射性ヨウ素溶液を正確に定量する方法としては、存在するヨウ素を還元剤で一度ヨウ素イオンに原子価調整する方法が一部で知られていた。しかし、再処理施設等で検討したデータ、レポート等の文献がない状況であったが、アスファルト固化処理施設での低レベル放射性濃縮液処理の過程で揮発するヨウ素を正確に定量する方法の検討を実施した。アスファルト固化処理施設の廃液中に存在する放射性ヨウ素は129Iのみであり、その存在形態は、ほとんどがヨウ素イオンであると考えられていた。しかし、最近ヨウ素イオンの他に相当量のヨウ素酸イオンが含まれていることが判った。そのため、従来行われていたヨウ素イオンに着目した分析法では、全放射性ヨウ素(129I)を評価するには十分ではなく、ヨウ素酸イオンも含めた分析法を確立する必要性が生じた。本報は、特に廃液中のヨウ素酸イオンをヨウ素イオンに還元した後、酸化してヨウ素(I2)として四塩化炭素に抽出し回収することを目的として分析法を検討したものである。その結果は、次の通りである。アスファルト固化処理施設の廃液中の全ヨウ素量の約90%を回収することができ、分析変動率(1
)が
10%以内で分析可能であり低レベル放射性濃縮廃液中の129I量の把握において有効な分析方法である。
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800
C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。
本木 良蔵
JAERI-M 84-153, 26 Pages, 1984/09
硝酸廃液中では
Ruは多くの溶存種で存在し化学的方法による安全な除去は困難であって、再処理廃液の処理では最も問題となる核種の一つである。
U(n,f)反応を利用した
Mo製造廃液と高レベル再処理廃液を群分離した群分離工程液を用いてRuの除去方法の開発を行った。ここで新たに開発した除去方法は電池材料を混入したカラム法である。代表的なカラムは亜鉛-活性炭カラム、亜鉛・パラジウム-活性炭カラム、亜鉛-減極材・活性炭カラム等である。この電池材料カラム法では廃液に含まれる全溶存種に対し10
、除去が困難とされているRu溶存種に対し、10の除染係数が得られた。さらにこのカラムはPu、U、Ce、Sb等に対しても優れた除去効果を有する。
U(n・f)Mo製造廃液の処理技術,II; 中レベル廃液処理結果出雲 三四六; 本木 良蔵; 小野間 克行; 本石 章司; 井口 明; 川上 泰; 鈴木 恭平; 佐藤 淳和*
JAERI-M 83-197, 32 Pages, 1983/11
製造部ではU(n、f)Mo製造により発生した廃液処理の技術開発を行なっている。本報告は、中レベル廃液の処理法、実施につき結果を述べる。処理方法としては電解-炉過程でU、Pu、Ceを除去、次にゼオライトカラムで
Csを除去したのちオルトチタン酸カラムでSrを除去する。これらの工程を経た廃液にはRuのみが残る。Ruの除去に関しては再処理工場で発生する廃液処理の観点から重要視されている。そこでRu除去のためすでに我々が開発した亜鉛粉と活性炭を混合したカラムを多量の廃液処理に応用した。30l/回の処理能力を有する装置で合計22回の処理を実施し、保有している中レベル廃液全量を処分するとともにこの方法による処理性能を測定した。その結果、全工程の各回の平均DFは放射能:710、放射能:4.610、Ce:
10 Cs;2.810、Ru:8.410がそれぞれ得られた。
辻野 毅; 星野 忠也*; 安 正三*; 川島 暢吉*
JAERI-M 6106, 31 Pages, 1975/04
湿式再処理に関する化学工程試験で排出された廃液から、PuおよびAmの回収精製ならびに濃縮を行なうことを目的に、沈澱法およびイオン交換法に関して予備試験を行ない、実験室における日常処理の標準フローシートを定めた。これに基いて、実際の化学工程試験で得られた廃液を処理し、この標準フローシートを実証すると共に、原研再処理試験装置におけるイオン交換および沈澱濃縮工程の条件設定に資した。さらに、PuのTBP相から直接イオン交換回収、陰イオン交換におけるUの洗浄挙動、陽イオン交換体からAmの溶離、硝酸系におけるAmの陰イオン交換について、予備的に検討した。
