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柳澤 務*; 宇佐美 晋; 前田 誠一郎
原子力年鑑2018, p.90 - 95, 2017/10
マイナーアクチノイド(MA)の核分裂反応は高速中性子領域で大きくなることから、MAの核変換には高速炉を用いるのが効率的であり、高速炉は、増殖によりウラン利用率を高めながらMAを核変換し、放射性廃棄物の量を低減して環境負荷を小さくできるため、原子力を持続的に利用できる特徴を有している。そこで、高速炉を利用した核種分離・変換を中心に、特に、高レベル廃棄物の減容化・有害度低減に向けた技術開発について、我が国及び仏国における取組みの経緯を述べた。また、高速炉へのMAの均質装荷法と非均質装荷法を用いたMA核変換技術開発の状況を述べるとともに、高速炉によるMA核変換の実績として、「常陽」、「もんじゅ」及び仏国フェニックス炉での実績をまとめた。さらに、酸化物燃料で均質にMAをリサイクルする方式を中心に、放射性廃棄物の減容化等に向けた燃料サイクル技術開発、すなわち、MAの分離技術開発、MA含有燃料の製造技術開発及びMA含有燃料の燃料開発について説明した。
馬場 恒孝
原子力バックエンド研究, 8(2), p.205 - 206, 2002/03
3rd NUCEF International Symposium,“NUCEF 2001"が平成13年10月31日(水)~11月2日(金)の3日間、原研東海研究所において開催された。本シンポジウムは臨界安全性,核種分離,放射性廃棄物処分,TRU化学などの分野において、活発な研究活動を行っている国内外の研究者が情報交換を行って、一層の研究の活性化を図る目的で、原研主催,日本原子力学会及び同学会・バックエンド部会共催の会議である。参加者総数は283人(含国外; 38人)で発表件数は94件であった。シンポジウムは(1)オープニングセッション,(2)プレナリーセッション,(3)3会場に分かれた口頭発表セッション及び(4)ポスターセッションから構成されて、それぞれ活発な討論が行われた。会議参加記として、シンポジウムの概要を紹介する。
第5回NUCEFセミナーワーキンググループ
JAERI-Conf 2001-015, 92 Pages, 2001/12
JAERI-Conf-2001-015.pdf:13.1MB
第5回NUCEFセミナーは、2001年2月27日原研東海研究所において開催された。NUCEFセミナーの目的はNUCEFに関する核燃料バックエンド分野の研究者が討論,情報交換を行い、研究の効果的な推進,国内協力研究の促進に寄与することである。本セミナーでは、研究分野をTRU基礎科学/廃棄物処理処分,臨界安全性及び核種分離/再処理に分類して口頭発表及びポスター発表を行った。本セミナーの研究発表件数及び参加者は36件(うち1件は基調講演),190名であった。本報文集はこれらの発表について、その概要をまとめたものである。
小林 師; 村田 栄一*; 澤幡 佳和*; 斎藤 晶*
JNC TN8430 2001-002, 43 Pages, 2001/02
JNC-TN8430-2001-002.pdf:1.98MB
現在、東海再処理施設内で建設計画を進めている低放射性廃棄物処理技術開発施設(以下LWTF)の液処理系プロセスでは、低放射性廃液中の塩(NaNO3等)と放射性核種を分離し、それぞれ「硝酸塩蒸発固化体」、「スラリー蒸発固化体」として保管・貯蔵される。このプロセスにより、従来の「アスファルト固化法」に比べ、大きな減容比を得ることができる。本報では、このLWTF液処理系プロセスと同様の処理を工学規模の装置を用いて行い、過去の基礎試験結果から得られたLWTF運転上の設定値との比較を行った。その結果、LWTF液処理系プロセスにおける「ヨウ素不溶化・プレフィルタろ過工程」、「限外ろ過(I)工程」、「前処理工程」、「共沈・限外ろ過(II)工程」、「共沈・限外ろ過(III)工程」のそれぞれの工程において、LWTF運転上の設定値が妥当であることを確認した。
田中 康正
PNC TN8410 96-284, 245 Pages, 1996/03
再処理技術開発部アクチニドプロセス・分析開発室において平成7年4月より平成8年3月の期間に実施した技術開発に係わる成果の概要について取りまとめた。アクチニドプロセス・分析開発室では、高速炉燃料再処理技術の高度化を目的としたプロセス技術開発、及びそれらに係わる分析技術開発を推進してきている。また、先進的核燃料リサイクルにおける湿式核種分離技術の開発も進めている。今年度は、Pu及びNpの共抽出等のピューレックスプロセス高度化試験、TRUEX法、SETFICS法等のマイナーアクチニド分離回収技術開発、新抽出剤の開発、
モニタ、抽出錯体構造解析、RETF関連分析確証試験等の分析技術開発、所内各部室の研究開発支援分析、先進的核燃料リサイクル技術開発を進めるためにCPF設備改造に係わる詳細設計等を実施してきた。本報では、これらの技術開発の経緯と主要な成果について取りまとめた。また、技術開発の進展に不可欠な施設の維持・管理・利用及び改造計画についても、合わせて示した。
1995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
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。
not registered
PNC TJ8409 95-005, 215 Pages, 1995/05
動燃事業団において、先進的核燃料リサイクルの研究開発が既存の施設を利用しながら進められている。これらの研究開発を拡大発展させて、高速増殖炉とその燃料サイクルの実用化に繋げるために、新たな研究開発の場として「アクチニドリサイクル研究開発施設(仮称)」を建設する構想がある。ここでは、この研究施設の設計に先立ち施設に必要とされる技術的な用件の具体化や施設の概念を構築するための概念検討を行うものである。概念検討は、事業団から研究施設に関する研究分野及びその試験項目などの情報を提供して頂き、それらに基づき施設概念の検討を行った。この施設は分離、燃料製造、燃料物性、廃棄物の各リサイクル分野の研究開発機能を集中させた研究施設である。湿式分離に関しては基礎研究及びHAWから、Am、Cmの単独分離と硝酸溶液からのNp単独分離を目的とした技術開発施設(MAファクトリー)、分離されたMAを使用した各種燃料製造試験を行うための技術開発施設、燃料の物性データを取得するための物性研究施設、将来技術としての乾式リサイクルに関する試験研究を行う施設などの概念について検討した。発生する放射性廃棄物は本施設がTRU回収を目的との一つとする施設であることから、本施設内で完結的に処理することを目標に処理技術の開発を行う施設として検討した。また、各研究施設の基礎となる分析施設についても検討した。試験研究に必要なユーティリティ、放射線管理を主として行う安全管理施設、一般管理施設の設置等、全体施設の配置についても検討した。これらの概念検討で得られた研究施設の全体構想配置のイメージ鳥瞰図及びその模型写真を次ページに示す。さらに、事業団外の有識者の見解を広く求め、これらの研究施設の構想をより充実させる目的で、外部委員会方式による調査を行い、その意見をとりまとめた。
小沢 正基; 富樫 昭夫
PNC TN8420 95-002, 140 Pages, 1995/01
ウラン製錬及び使用済み燃料の再処理で, これまでに実用化されたプロセスに使用される抽出剤について,3価のアクチニドの抽出挙動について調査した。さらに3価のアメリシウムを抽出する抽出剤について,3価のアクチニドの抽出特性,抽出機構,抽出剤の構造,抽出された錯体の構造等について調査を行った。これらの調査結果をもとに,Purexプロセスでは抽出されない3価のアメリシウムを除去・回収し,燃料としてリサイクルするために有効な抽出剤について検討した。硝酸濃度の高い(13M)溶液から,3価のアクチニドを効果的に抽出できる抽出剤として,2座配位中性有機化合物(ジフォスフィンジオキサイド,カルバモイルメチルフォスフィンオキサイド,プロパンジアミド等)を挙げることができる。新しい抽出剤あるいは抽出剤システムの研究は,1)これまでの抽出剤と異なった抽出機構を持った抽出剤の研究および2)これまでの抽出剤を含む効果的な相乗付加剤-希釈剤システムの研究を指定することになると思われる。
片桐 政樹; 岸本 牧; 伊藤 博邦; 吉田 広; 福島 征夫; 大川 浩; 猿田 徹
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 327, p.463 - 468, 1993/00
被引用回数：3 パーセンタイル：43.06(Instruments & Instrumentation)3核種の希ガスFP核種をそれぞれ分離しその放射能濃度を定量可能なワイヤ・プレシピテータを開発した。本プレシピテータは希ガスFPの娘核種の放出する連続ベータ線が異なったエネルギー分布を持つことを利用している。評価試験の結果、
Kr,
Krおよび
Xeの3つの核種の間に50倍の放射能濃度差があった場合でもそれぞれの放射能濃度を約20%以下の誤差で測定できることを確認した。また、検出感度はプレシピテーション時間を90秒とした場合、2Bq/cm
であった。本プレシピテータを用いることによって、高温ガス炉の燃料破損検出感度及びその測定精度の向上を図ることができた。また、本プレシピテータはその高感度及び高速応答性を利用して被覆粒子燃料を含めた核燃料の照射試験にも適用可能である。
岸本 洋一郎; 上村 勝一郎; 檜山 敏明
PNC TN8420 93-003, 35 Pages, 1992/12
本ワーキンググループは、平成4年9月17日に検討を開始し、平成4年12月3日までの約3ヶ月間に亘り、TRU核種をリサイクルするため、新しいいくつかの核燃料サイクルプロセス概念とそのための施設、再処理を始めとする各プロセスから発生する廃棄物の量とその処理及びTRU燃料の形態、仕様、規格、核不拡散性の評価等について検討を行った。本報告書は、ワーキンググループでの議論と検討結果についてまとめたものである。検討を通して、TRUリサイクルに必要な、再処理、燃料製造、炉心特性、廃棄物等技術的側面と核不拡散性等政策的な側面からその特質のいくつかは明らかにしたが、多くの今後開発すべき課題を有しており、これらの整合性を図った、或いは最適なリサイクルシステムはどうあるべきか、今後より総合的な検討、議論を進める必要があると考える。
千葉 豪*; 朝野 英一*; 松村 達郎
no journal, ,
汎用炉物理解析コードシステムCBZに実装されている高速炉炉心燃焼計算モジュールFRBurnerでは、個々のFPを陽に扱うことが可能であり、MA分離を簡素化した際にTRUに随伴するREが炉心特性に及ぼす影響を直接的に評価することが出来る。本報告では、SELECTプロセスを基にした、いくつかの簡素化MA分離条件に対して、それが大型MOX燃料高内部転換型高速炉の炉心特性に及ぼす影響を定量的に評価した結果を報告する。
