東海再処理施設におけるC-14の挙動

永里 良彦; 山口 俊哉; 藤田 秀人; 大森 栄一

JNC TN8410 2001-021, 33 Pages, 2001/09

JNC-TN8410-2001-021.pdf:4.37MB

原子力施設から放出されるC-14は、環境への蓄積及び食物連鎖を通じての内部被ばくの観点から安全評価上重要な核種であり、東海再処理施設においては、平成3年10月から再処理施設から放出される放射性気体廃棄物に含まれる主要な核種として定常的な測定を開始している。一方、再処理施設内においては、C-14の工程内での挙動を解明するため、文献調査を行うとともに、実際の使用済燃料の再処理運転を通じて工程内での分配、挙動等について調査を行った。東海再処理施設におけるC-14の挙動調査結果から得られた結果をまとめると、以下のとおりである。1.使用済燃料のせん断処理により放出されるC-14はわずかであり,使用済燃料に含まれるC-14の大部分は、溶解処理に伴い発生する溶解オフガスとともに溶解オフガス処理工程へ移行する。溶解オフガス処理工程へ移行したC-14は、アルカリ洗浄塔などで一部が捕獲されたのち、残りが主排気筒から放出される。主排気筒からのC-14の放出量は、使用済燃料処理1トンあたり約4.16.5GBqであった。2.溶解オフガス処理工程及び槽類オフガス処理工程のアルカリ洗浄塔で捕獲されたC-14は、低放射性廃液貯槽に移行する。同貯槽への移行量は、使用済燃料処理1トンあたり約5.49.6GBqであった。3.使用済燃料の処理に伴い主排気筒から放出されたC-14と、低放射性廃液貯槽へ移行したC-14の合計を再処理施設へのC-14の入量とすると、使用済燃料1トンあたりのC-14は約11.915.5GBqとなった。また、この結果をもとにC-14の生成に寄与する照射前燃料中の窒素含有率を推定すると15 22ppmとなった。4.低放射性廃液貯槽の廃液は,蒸発缶により蒸発濃縮され、この際、C-14のほとんどは低放射性の濃縮液へ移行する。5.平成6年度以降、ガラス固化技術開発施設の運転に伴い第二付属排気筒からのC-14の放出が確認されており、その放出量はガラス固化体1 本を製造するにあたり約0.6GBqであった。

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの評価

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC TN8400 2000-014, 78 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-014.pdf:2.13MB

CPFにおいてこれまでに実施された照射済高速炉燃料の各種溶解試験結果を対象に、U,Puの溶解挙動に影響を及ぼす各種因子について、fragmentationモデルに基づいた評価を行った。製造履歴に関わる因子(Pu含有率(Pu/(U+Pu))、照射履歴に関わる因子(燃焼度)、及び溶解条件に関わる因子(硝酸濃度、溶液温度及びHM(U+Pu)濃度)について、これらの影響を定量的に評価することにより燃料溶解速度の推定式を導入した。また、fragmentationモデル中に含まれるf値(硝酸の拡散及び燃料への浸透のしやすさを表すパラメータ)について、固液比、燃焼度及び燃料の粉化率との相関を検討、評価した。導出された推定式を用いることにより、表面積モデルに基づいた既存の推定式に比べ、これまでCPFにおいて実施された照射済高速炉燃料以外(未照射Uペレット、高Pu富化MOX燃料の溶解)を対象とした溶解においても本推定式の有効性が認められた。導出された推定式を用いた高濃度溶解試験時の溶解挙動評価からは、高濃度溶解時における燃料の溶解性低下が示された。燃料の溶解性は、酸濃度及び溶液温度を上昇させることによりある程度改善されるが、溶解槽等の機器材料への影響を考慮すると、f値を増加させる(剪断条件、攪拌条件等を最適化する)ことにより溶解性の向上を図ることが望ましいと考えられる。

海外出張報告-ベルギー・モル原子力研究所研修報告

北野 光昭

PNC TN8600 92-011, 77 Pages, 1992/12

PNC-TN8600-92-011.pdf:3.72MB

ベルギーモルにあるSCK/CEN(Studiecentrum voor Kernenergie/Centre d'Etude de l'Energie Nucleaire)に、1990年5月26日から1991年4月30日までの約11ヶ月間、廃棄物管理技術の調査習得を目的として長期出張した。モル研究所では、低レベル廃棄物(イオン交換樹脂、セメント固化体)溶解試験及び実ガラス固化体の浸出試験の研修を受けた。 純水と鉄(Fe/SUB2(SO/SUB4)SUB3)を使用してイオン交換樹脂の溶解試験を行った結果、99.7%以上の溶解率が得られた。また、実ガラス固化体の浸出試験では、COGEMAガラスについてMCC-1法及びMCC-5法による浸出試験を実施した。

高レベル放射性物質研究施設におけるFBR再処理試験(その1)せん断・溶解・清澄試験

大西 紘一

PNC TN8410 90-035, 203 Pages, 1989/12

PNC-TN8410-90-035.pdf:3.93MB

高レベル放射性物質研究施設(A系列)における1982年から1989年の約8年間で得られたFBR照射済燃料の前処理工程(せん断、溶解、清澄)での試験結果を報告するものである。本報告書は、主として溶解試験を重点に記載したものであり、ベンチスケール溶解試験とビーカースケール溶解試験から成るもので、ベンチスケール溶解試験は既設セル内溶解槽を用い14回の試験を実施した。また、ビーカースケール溶解試験は、せん断片1片を用いガラス製小型容器にて初期硝酸濃度、溶解温度等をパラメータとした試験を実施したものである。これらについて得られた試験結果及び知見について取りまとめたものである。

福島第一廃炉汚染水処理で発生する廃棄物の先行的処理に係る研究開発,11; 低温処理材料の溶解試験

金田 由久*; 芳賀 和子*; 柴田 真仁*; 大澤 紀久*; 菊地 道生*; 山本 武志*; 川戸 陸也*; 大杉 武史; 曽根 智之; 黒木 亮一郎

no journal, , 

福島第一原子力発電所の汚染水処理から発生する廃棄物をセメント等で低温固化処理する場合の基礎データを取得する目的で、セメント, AAM(アルカリ活性化材料)および模擬炭酸塩スラリー混合固化体を作成し、溶解試験を行った。試験概要及び得られた結果の一部を紹介する。

SRCAガラス溶解試験法の米国ASTM規格化に向けた検討; PNNLによるラウンドロビンテストに参加して

高橋 裕太; 佐藤 淳也; 砂原 淳*; 三ツ井 誠一郎; Joseph, R.*; 大杉 武史

no journal, , 

A round robin test of SRCA method for ASTM standards was organized by PNNL. The SRCA method is a new technique to measure waste form corrosion rates in dilute conditions. To determine the precision of the SRCA method, eleven different institutions from six countries evaluated four glass compositions in three different conditions. We devised a surface preparation technique for improvement of the accuracy of corrosion rates. The result indicated that our surface preparation technique was an effective way to decrease the standard deviation of corrosion rates.