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高梨 光博; 駒 義和; 青嶋 厚
JNC TN8400 2001-022, 60 Pages, 2001/03
JNC-TN8400-2001-022.pdf:1.31MB
TRUEXプロセスの数値シミュレーションコードを開発した。このコードを用いて、高レベル放射性物質研究施設(CPF)で行われた向流抽出試験におけるアメリシウムとユウロピウムの濃度プロファイルを計算した。計算の結果は実験結果とほぼ一致した。また、プルトニウム燃料センターで行われたTRUEX法を用いたAm回収試験の条件について検討し、スクラブ液中の酸濃度の低下および溶媒・逆抽出液量の低下により、逆抽出効率の向上および試験廃液の低減が可能となる条件を示した。試験条件を設定できるようにするために、計算対象成分にジルコニウム、モリブデンおよび鉄を追加し、これらの金属およびアメリシウムやユウロピウムとシュウ酸との錯体の抽出挙動に対する影響を計算コードに加えた。シュウ酸錯体の影響を考慮することにより、アメリシウムやユウロピウムなどの濃度プロファイルにおいても、水相濃度の計算値が、錯体の影響を考慮していない場合に比べて上昇した。CPFで行われた試験に対して、シュウ酸添加量とアメリシウム回収率の関係を計算により調べたところ、過去の試験で用いられたシュウ酸濃度が、処理溶液および洗浄溶液からともに0.03mol/Lであったのに対して、これをそれぞれ0.045および0.06mol/Lとしてもアメリシウムの回収率を十分高い値(99.9%以上)に維持できることが明らかになった。したがって、添加できるシュウ酸濃度には余裕があり、ジルコニウムなどの除染性をさらに高められる可能性があった。加えて、ユウロピウムを回収するプロセスフローシートにおけるシュウ酸濃度条件の設定を計算によりおこなった。
田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*
JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04
JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB
プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成5
6年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。
佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之
JNC TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03
本資料は、これまでに高レベル放射性物質研究施設(CPF)において過去実施された照射済高速炉燃料を対象とした全溶解試験(ベンチスケール(燃料ピン単位)溶解試験及びビーカースケール(剪断片単位)溶解試験)の試験条件(燃料の製造条件、照射条件及び溶解条件)、及び試験結果を整理し、まとめたものである。
和田 浩明
JNC TN8400 2000-015, 37 Pages, 2000/03
本報告は、博士研究員として平成9年10月から平成12年3月までに行なった研究内容をまとめたものである。本報告は、大きく2つの内容に分かれている。すなわち、1つは、高エネルギー光による電磁遷移過程の遷移率の厳密解を求める研究である。2つめの研究は、 
Cs(n,
) 
Cs熱中性子吸収反応で Csのアイソマー(
Cs)が生成される確率の測定である。(1)最近の高エネルギービーム技術の発展により、高エネルギー光の研究に対する関心が高まっている。本研究では、高エネルギー光に対する電気的遷移(El遷移)厳密なものを使い、原子核の波動関数として調和振動子型波動関数を使った。(2)放射性核種 Csの熱中性子吸収断面積を高精度化するため、Cs(n,) Cs反応でCsが生成される確率を測定し、Cs生成の寄与を含む断面積を求めた。
CsとCsの両方の崩壊から放射される1436KeV線の時間変化から、CsとCsが熱中性子吸収反応で生成される割合を求めた。その結果、Csが生成される確率は0.75
0.18となった。この場合、Cs生成が熱中性子吸収断面積に与える寄与はこれまでの実験値を92%上方修正させ、熱中性子吸収断面積として
0=0.270.03bが得られた。
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。
not registered
PNC TJ1609 95-001, 24 Pages, 1995/03
放射性ヨウ素廃棄物が再処理プロセスから回収される化学形態の特性を考慮して、ヨウ素廃棄体の地層処分における現状での課題を摘出し、ヨウ素廃棄物のような超長期間にわたる放射性廃棄物の処分の安全性に対する考え方を検討した。また、再処理プロセスを含めてヨウ素の処理システムを考えられる処分シナリオに基づき検討することにすると共に、ヨウ素処理・処分システムを評価するための評価システムについての考え方を検討した。
島崎 雅夫*; 滝 富弘
PNC TN6510 94-001, 19 Pages, 1994/09
この資料は、ウラン鉱石と製錬鉱滓からのRa-226とTh-230の除去法に関する研究について、主にカナダの文献に報告されている内容を引用してまとめたものである。ウラン鉱石と製錬鉱滓からのRa-226とTh-230の除去法に関しては、各種の浸出材(鉱酸、無機塩類、有機錯化剤)を用いた浸出試験が実施されている。しかし、本研究の目標である浸出残渣を無管理で処分する処理法を開発した報告例はなく、研究開発の現状にあることがわかった。本研究の目的は、放射性物質による環境汚染の低減化に向けた新しい処理プロセスの開発にある。鉱滓処理の法律基準が年々厳しくなると予想される現状からして、環境資源開発においても環境にやさしい製錬法の開発に取り組んでいる。本資料は、今後、本研究を取り組んでいく上での参考資料として役立つものと考える。
明珍 宗孝
PNC TN8100 94-004, 188 Pages, 1994/03
有用金属回収・利用技術検討会の平成5年度の活動について概要、議事録、配布資料等をとりまとめた。