Material balance evaluation of pyroprocessing for minor actinide transmutation nitride fuel

舘野 春香; 佐藤 匠; 津幡 靖宏; 林 博和

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(3), p.224 - 235, 2020/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1666056

階層型燃料サイクル概念に基づく、加速器駆動システムを用いた長寿命マイナーアクチノイド(MA)核変換技術の研究開発が行われている。MA核変換用燃料としては、窒化ジルコニウムを不活性母材とするMAとPuの窒化物固溶体が第一候補とされている。乾式再処理は、高い比放射能及び崩壊熱を有する使用済窒化物燃料から残留MAを回収する方法として適している。再処理プロセスの主工程である溶融塩電解精製により、使用済窒化物燃料が陽極溶解され、アクチノイドが液体カドミウム陰極に一括回収される。その際、MA回収率と回収MA中の不純物(希土類元素)濃度の目標値が達成できるように再処理プロセスを設計する必要がある。本研究では、プロセス設計において重要な知見を得るために、使用済窒化物燃料の乾式再処理における物質収支評価を行った。処理条件の変更による物質フロー及び発生廃棄物量への影響を調べた。

Mechanism of phase transfer of uranyl ions; A Vibrational sum frequency generation spectroscopy study on solvent extraction in nuclear reprocessing

日下 良二; 渡邉 雅之

Physical Chemistry Chemical Physics, 20(47), p.29588 - 29590, 2018/12

https://doi.org/10.1039/C8CP04558E

リン酸トリブチル(TBP)によるウラニルイオン(UO)の溶媒抽出のメカニズムを理解することは、使用済核燃料の処理技術および廃棄技術の発展の一助になると考えられる。これまでに水相中のウラニルイオンは、TBPが多く存在する有機相と水相の界面に吸着され、界面でTBPと錯体を形成し、有機相に抽出されると考えられてきた。本研究では、振動和周波数発生(VSFG)分光法を用いることによってウラニル-TBP錯体が界面で形成しないことを示し、硝酸ウラニル(UO(NO))が、界面を通過した後に有機相においてUO(NO)(TBP)を形成して抽出が完了することを示唆した。

Development of cement based encapsulation for low radioactive liquid waste in Tokai Reprocessing Plant

松島 怜達; 佐藤 史紀; 齋藤 恭央; 新 大軌*

Proceedings of 3rd International Symposium on Cement-based Materials for Nuclear Wastes (NUWCEM 2018) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2018/10

東海再処理施設では、発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設としてLWTFを建設し、コールド試験を実施している。本施設では、当初、液体廃棄物の処理に伴って発生する核種分離後の硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていた。しかし、現在は、環境負荷低減のために廃液内の硝酸根を分解する必要があり、硝酸塩を炭酸塩に置換した後、セメント固化体とする計画として、設備導入に向けた検討を進めている。現在、この廃液に対するセメント固化技術開発として、高炉スラグ(BFS)を主成分としたセメント材の適用検討を行っている。本発表では実規模(200Lドラム缶スケール)で試験を行った結果についてまとめたものを報告する。

再処理施設における分析廃液配管のバルブシール材の物性評価

後藤 雄一; 山本 昌彦; 久野 剛彦; 稲田 聡

日本保全学会第15回学術講演会要旨集, p.489 - 492, 2018/07

東海再処理施設分析所の放射性廃液は、受入れバルブ付きの配管を介して廃液受槽に一時保管され、送液バルブ付きの配管により廃液処理施設へ移送する。これらのバルブは、平成16年にシール材の劣化(廃液の漏えい)が確認され、シール材の材質をポリエチレン製からテフロン製に変更し、平成28年度には定期更新を行った。本件は、使用済みバルブシール材の物性値を調査し、放射性物質濃度等と劣化度との関連性を評価した。

東海再処理施設における核セキュリティ文化醸成活動について

北尾 貴彦; 竹内 良勝; 木村 隆志; 小島 順二; 塩谷 聡; 田崎 隆; 中村 仁宣

日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04

日本原子力研究開発機構(JAEA)東海再処理施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、東海再処理施設では、国際原子力機関(IAEA)の核セキュリティ文化に関するガイドラインにおいて、効果的な核セキュリティ文化の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、東海再処理施設の核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善に係る紹介、並びに今後の取り組むべき課題について紹介する。

Study on hydrogen generation from cement solidified products loading low-radioactive liquid wastes at Tokai Reprocessing Plant

伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀

QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 69, 2018/03

東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の線照射試験を行い、水素生成G値を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率1050wt%)のG値は、約0.03(n/100eV)であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。硝酸イオンは、水素生成を抑制する効果があり、スラリ中に含まれる硝酸塩の影響でG値は低下したと考えられる。また、炭酸塩固化体(充てん率10wt%)のG値は、約0.14(n/100eV)であったが、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体では、それよりも低いG値であった。XRD結果から、塩の充てん率が高くなるほど、NaCOを含んだセメント生成物(Pirssonite)が多く見られ、NaCOのG値は、CaCOよりも小さいため、20wt%や30wt%の炭酸塩固化体のG値は小さくなったと考えられる。

Current status of research for the accident of evaporation to dryness caused by boiling of reprocessed high level radioactive liquid waste

玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結

Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11

高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。

Solvent extraction of uranium with ,-di(2-ethylhexyl)octanamide from nitric acid medium

筒井 菜緒; 伴 康俊; 佐川 浩; 石井 翔; 松村 達郎

Solvent Extraction and Ion Exchange, 35(6), p.439 - 449, 2017/08

https://doi.org/10.1080/07366299.2017.1362842

,-ジ(2-エチルヘキシル)オクタンアミド(DEHOA)による硝酸溶液中のウランに対する単段のバッチ抽出試験を行い、U(VI)の分配比計算式として = 1.1を導出した。硝酸の分配についても評価を行い、分配比計算式として = 0.12を得た。さらに、DEHOAのU(VI)抽出の時間依存性及びU(VI)負荷容量評価のためのバッチ試験も行った。DEHOAによるU(VI)抽出は数分以内に抽出平衡に達し、DEHOAと硝酸の濃度がそれぞれ1.5及び3Mのときの負荷容量は0.71Mであった。

複雑な実環境をシミュレートしたデータ取得にもとづく腐食要因の解明; 海洋環境と原子力施設を例として

山本 正弘

材料と環境, 66(1), p.3 - 12, 2017/01

https://doi.org/10.3323/jcorr.66.3

腐食現象の発生メカニズムを明らかにするために、実験室的に実環境での腐食を再現するシミュレーション試験法を検討してきた。本稿では、海洋環境と原子力施設を例にこの手法に関して紹介する。海洋での腐食については、干満帯直下で見られる腐食極大に着目した。実環境を再現する試験を実施した結果、この領域では干潮時には、干満帯部をカソードとして腐食が進行し、満潮時には海中部深くをカソードとした腐食が進行し、長期間アノードが固定する現象が観察された。これは、アノード溶解が継続することで環境が変化して、腐食し続ける、いわゆる、「とけぐせ」と呼ばれる腐食現象と考えられる。原子力施設については、高い放射線環境での腐食解析や電気化学測定が可能な装置を駆使してきた。一例は、核燃料再処理施設でのNpの混入による腐食加速現象が、Npがステンレス鋼表面で還元され腐食が進行し、還元されたNpがバルク溶液中に再酸化されるため、微量のNp混入でも腐食が加速されることを示した。また、軽水炉内での放射線環境で生成する過酸化水素の影響についても評価する手法に関しても紹介した。

Reduction on high level radioactive waste volume and geological repository footprint with high burn-up and high thermal efficiency of HTGR

深谷 裕司; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 307, p.188 - 196, 2016/10

AA2015-0894.pdf:0.58MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2016.07.009

高温ガス炉の高燃焼度、熱効率による高レベル放射性廃棄物の減容及び処分場専有面積の低減効果の研究を行った。ヘリウム冷却黒鉛減速商用高温ガス炉はGTHTR300として設計され、その特徴には、120GWd/t程度の非常に高い燃焼度、50%程度の高い熱効率、およびピンインブロック型燃料があげられる。このピンインブロック型燃料は再処理時の黒鉛処理量低減のために導入された経緯があり、本研究では、この特徴を直接処分に利用した効率の高い廃棄物装荷法を提案する。結果として、直接処分に対し、高温ガス炉の発電量当たりのキャニスター発生体数とその処分場専有面積は、軽水炉の代表ケースに対し60%減となることが分かった。これは、高い燃焼度、発電効率、少ないTRU発生量と提案した効果的な廃棄物装荷法によるものである。一方で、再処理時の高レベル廃棄物のキャニスター発生体数とその処分場専有面積に関しては、発電効率の30%程度高い高温ガス炉のものが軽水炉に比較し30%低減することが確認できた。