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論文

An Advanced aqueous reprocessing process for the next generation's nuclear fuel cycle

峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 森田 泰治

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1250 - 1255, 2003/11

次世代核燃料サイクルのための高度化湿式再処理プロセスを提案した。本プロセスの枢要な要素技術は、ヨウ素129分離,選択的Np(VI)還元によるNp分離及び高濃度硝酸による核分裂生成物、特にTcの分離,抽出クロマトグラフィーによるMAの分離、並びにCs/Srの分離である。溶解後のウランの分離はそれに続く抽出分離プロセスの必要容量を低減するために有効である。これらの技術のうち、NpのTBP中還元速度を測定した。その結果水相中での還元速度より小さいことがわかった。また、この結果に基づいて改良したフローシートを用いて使用済燃料試験を行った結果、90%のNpがU/Pu分配工程の手前で分離されることがわかった。

報告書

放射性殿物処理プロセスの評価検討

住友金属鉱山*

JNC TJ6420 2000-005, 109 Pages, 2000/07

JNC-TJ6420-2000-005.pdf:3.16MB

核燃料サイクル開発機構人形峠環境技術センターで発生するウランを含むフッ化カルシウム澱物からウランを除去し、フッ素を安定化させるプロセスについて、塩酸系処理プロセス及び硝酸系処理プロセスにおける物質収支、建設費及び操業費の比較検討を行った。物質収支について、2次廃棄物の発生量を比較すると、硝酸系処理プロセス工程-3が最も少なく、次いで酸素系処理プロセス、硝酸系処理プロセス、硝酸系処理プロセス工程2、同工程-1の順であった。建設費は、塩酸系処理プロセスが最も安く、次いで硝酸系処理プロセス工程-3、同工程-2動向停-1の順であった。操業費は、硝酸系処理プロセス工程-3塩酸系処理プロセス工程-2、同工程-1の順であった。さらに、殿物を直接乾燥し、減容化するプロセスについても同様の評価を行った。直接乾燥・減容化処理プロセスは、低コストで減容できるという利点があるが、ウランを分離していないため、将来その必要性が発生した際には、ウラン分離費用が新たに必要となる。

口頭

ウランの微小スケール分離技術の開発

大内 和希; 武藤 由樹*; Brandt, A.*; 生田目 望*; 塚原 剛彦*; 北辻 章浩

no journal, , 

迅速・安全な放射性廃棄物分析法の開発のためマイクロ化学チップに陰イオン交換樹脂を充填して作製したマイクロチップカラム(長さ11mm、カラム容量0.39$$mu$$L)によるウランの吸着・溶出性能を調べた。ランタノイドとウランの混合試料を送液速度1mlh$$^{-1}$$でカラムを通液すると、ウランを選択的に吸着・溶出でき、その操作時間は約4分であり数十分要する一般的なカラムより迅速にウランを分離できることがわかった。また、標準海水のウラン分離に適用し分析値(2.86$$pm$$0.05ppb)は認証値(2.81$$pm$$0.16)とよく一致し実証試験に成功した。

口頭

陰イオン交換樹脂を充填するためのマイクロチャンネルの設計と性能評価

大内 和希; 塚原 剛彦*; Brandt, A.*; 武藤 由樹*; 生田目 望*; 駒 義和; 北辻 章浩

no journal, , 

高線量試料の分離工程における放射線被ばくリスクや二次廃棄物の低減をするため、微小スケール分離に適した陰イオン交換樹脂充填マイクロチャンネルの設計とそのウラン分離性能を評価した。マイクロチャネルは断面積が同程度で外周の異なる2つの形状を設計した。結果として、マイクロチャネルの深さ及び幅方向に約10個以上の樹脂を配列することで期待されるウラン分離性能が得られることがわかった。また、この樹脂充填マイクロチャンネルを福島第一原子力発電所の原子炉建屋滞留水と同程度のセシウムを添加した海水試料に適用したところ、ウラン濃度は2.85$$pm$$0.07ppbが得られ、認証値(2.81$$pm$$0.16ppb)とよく一致した。また、このフラクション中のセシウム濃度は初期濃度の1/1000以下であった。よって、この樹脂充填マイクロチャンネルは複雑なマトリクス試料のウラン分離に適用可能な性能を有しているといえる。

口頭

ゼオライトによる硝酸ウラン溶液からのジルコニウムの分離

高畠 容子; 坂本 淳志; 浅沼 徳子*; 松浦 治明*; 渡部 創; 渡部 雅之

no journal, , 

福島第一原子力発電所の廃炉に関する研究開発にて発生したジルコニウムを多く含む硝酸ウラン溶液からのウラン分離に関する技術開発を実施している。ジルコニウムやウランを用いた検討により、ゼオライトLZY-54を用いたカラム法により、ジルコニウムを多く含む硝酸ウラン溶液からウランを分離する手法が実現可能であるとの結果を得た。そこで、少量の実液に対して処理手法を試行した。pH, ORP電位の測定結果から、溶液中のウランの化学形を判断した。ジルコニウムとウランは分離可能であり、ジルコニウムのウランに対する除染係数(DF)は5.9であった。ウランは供給量の73%が回収され、17%はカラム内に残留している結果となった。

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