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論文

Developmenet of TODGA extraction process for high-level liquid waste; Preliminary evaluation of actinide separation by calculation

森田 泰治; 佐々木 祐二; 館盛 勝一

Proceedings of International Conference on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001) (CD-ROM), 7 Pages, 2001/09

高レベル放射性廃液からのアクチノイド分離のための新しい抽出剤として三座配位の中性抽出剤であるジグリコールアミド(DGA)の研究を行っており、これまでの基礎的検討から、アクチノイドに対する抽出特性やドデカンへの溶解性等の点でテトラオクチルオキサペンタンジアミド(TODGA)が最適抽出剤として選択された。本研究では、このTODGAによるアクチノイド抽出プロセス構築の第一段階として、プロセスシミュレーション計算を行った。計算の結果、アクチノイドとして最も重要なAmについて高い収率での高レベル廃液からの回収が可能であり、かつ、核分裂生成物では比較的分配比の高いSrから分離可能であることを明らかにした。本研究は、今後実施するTODGAによる抽出分離プロセスの連続試験に必要不可欠な情報を与えるものである。

報告書

晶析法におけるPu(IV)挙動把握試験

矢野 肇*; 半沢 正利*; 近沢 孝弘*; 西村 建二*

JNC-TJ8400 2000-061, 92 Pages, 2000/03

JNC-TJ8400-2000-061.pdf:8.79MB

晶析法は不純物を含む大量のU溶液から、Uのみを部分的に回収するのに適しておりPUREX法を基盤とする新しい再処理施設の要素技術として適合すると思われる。昨年度までに、溶解液へ晶析法を適用した再処理プロセスは十分なメリットを有することが確認されている。しかし晶析法適用プロセスの検討に必要なデータのうちPuの析出に関するデータは乏しい。そこで本年度は、晶析法適用プロセスにおける想定晶析条件下でのPu(IV)の挙動を把握するためのビーカ試験を英国AEA Technology Harwell研究所にて実施し、結果の評価を三菱マテリアルが実施した。試験内容は、想定する晶析供給液濃度付近でのPu(IV)単身でのPu結晶又は凝固温度の測定であり、以下の6パラメータについての試験を実施した。試験結果は以下の通りである。・硝酸プルトニウムの結晶が生成する可能性が高いと想定された200gPu/l,6M HNO3及び200gPu/l,4M HNO3で硝酸プルトニウムの結晶は生成せず、H2Oの固体及びHNO3・3H2Oの結晶混合物が生成している。・残りのPu濃度が低い溶液についても同様である。・従って、Puの原子価が4価の場合には、晶析法適用プロセスにおける想定晶析条件下で硝酸プルトニウムの結晶の生成の可能性はないと言える。・試験結果から、Pu(NO3)4-HNO3-H2O系の溶解度データを作成した。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

先進的核燃料リサイクルシステムの設計研究(溶融塩を用いたリサイクルシステムの概念検討)

掛樋 勲; 波多野 守; 米澤 重晃; 河村 文雄; 白井 信行; 梶谷 幹男; 川合 努

PNC-TN9410 97-015, 382 Pages, 1996/12

PNC-TN9410-97-015.pdf:12.32MB

社会の多様なニ-ズに対応できる技術の可能性を追求する先進的核燃料リサイクルシステムを構築することを目的として設計研究を行っている。本報告書は、先進的核燃料リサイクルシステムの概念検討について、経過報告をまとめたものである。概念検討では、先進的核燃料リサイクルシステムの概念構築とシステム構築に必要な研究開発課題を検討している。システムの基本となる概念は、従来のPUREX再処理法、ペレット加工法の概念を脱却する溶融塩を用いたリサイクルシステムである。検討した内容は、主に以下のことである。1)窒化物プロセス(Cd陰極法利用の成立性) 2)低融点溶融塩(ALCL3+有機塩の適用性) 3)脱被覆法(乾式熱処理法の利点) 4)電解中核種挙動(ヨウ素の挙動、FP塩化物の揮発性、塩素化・電解中の核種挙動) 5)溶融塩電解槽の臨界計算 6)オフガス処理系統図の作成 7)機器概念図の作成(カソードプロセッサ、振動充填) 8)高レベル廃棄物量の算定 9)燃料の品質(リサイクル燃料のFP混入量) 10)ロボットハンドリングシステムの概念検討 11)先進的核燃料リサイクルシステムの意義についてまとめた。今後、システム概念の提案、研究開発課題の摘出、実行プログラム(案)の作成を行ってまとめる予定である。

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