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論文

Actinides recovery from irradiated fuel for SmART cycle

佐野 雄一; 渡部 創; 中原 将海; 粟飯原 はるか; 竹内 正行

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL 2017) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2017/09

CPFにおいて照射済燃料から数gのMAを回収し、AGFにおいてMA含有MOX燃料を製造した後、常陽において照射試験を行うSmARTサイクル構想を進めている。本報告では、CPFで実施したMAを含むアクチニド回収に係る研究開発について、過去実施した溶媒抽出法及び抽出クロマトグラフィによるアクチニド回収技術をレビューするとともに、SmARTサイクルの一環として実施した各方法によるアクチニド回収試験の概要をまとめた。

報告書

第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)におけるアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明結果及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)における小型遠心抽出機の開発に関する報告

三浦 昭彦; 根本 慎一*

JNC-TN8200 2001-005, 54 Pages, 2001/08

JNC-TN8200-2001-005.pdf:5.85MB

東海事業所で実施したアスファルト固化処理施設火災爆発事故の原因究明活動で得られた知見及び高レベル放射性物質研究施設(CPF)用小型遠心抽出機開発について、フランス・ニースで開催された「第9回原子力技術に関する国際会議(ICONE-9)」で報告を行い、海外の原子力関係機関等へ周知するとともに、再処理技術及びリサイクルに関する最新の技術情報等の調査を行った。

報告書

CMPO-TBP系における抽出のモデル化及びシミュレーションに関する研究

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。

報告書

CPFにおける照射済高速炉燃料溶解試験データの整理

佐野 雄一; 小山 智造; 船坂 英之

JNC-TN8400 2000-016, 188 Pages, 2000/03

JNC-TN8400-2000-016.pdf:3.6MB

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。

報告書

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。

論文

Diffusion of metal fission products in ZrC$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{0}$$

小川 徹; 井川 勝市

J.Nucl.Mater., 105, p.331 - 334, 1982/00

 被引用回数:26 パーセンタイル:2.31

化学蒸着ZrC$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{0}$$被覆層中のFP拡散を2通りの実験によって評価した。0.2wt%のSr($$^{8}$$$$^{5}$$Sr)を含浸させた黒鉛粉中に、ZrC$$_{T}$$riso被覆UO$$_{2}$$粒子を埋込んで加熱した実験からは、ZrC$$_{1}$$$$_{.}$$$$_{0}$$中の$$^{8}$$$$^{5}$$Sr拡散係数は~2$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{8}$$m$$^{2}$$/S(1400$$^{circ}$$C)と評価された。気送管照射したZrC$$_{T}$$riso被覆UO$$_{2}$$粒子のFP放出加熱実験では、ZrC層中の濃度分布から1400$$^{circ}$$Cの拡散係数は、$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Baについて10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{8}$$~10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{7}$$m$$^{2}$$/S、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{3}$$Ruについて~10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{6}$$m$$^{2}$$/Sと評価された。

口頭

照射済燃料を出発原料とした小規模MAサイクル実証研究(SmART研究)の概要

小泉 務

no journal, , 

原子力機構で実施しているSmARTプロジェクトである「照射済燃料を出発原料とした小規模MAサイクル実証研究」について、その概要を報告するものである。報告概要は、核燃料サイクルの意義・必要性、高速炉サイクルの特長、小規模MAサイクル実証研究(SmARTサイクル)、照射済燃料中のMA分離、ペレット規模試験の詳細検討、照射済燃料中のMA分離、遠隔燃料製造設備のレイアウト、これまで実施してきた技術トピックス等である。

口頭

マイナーアクチノイド(MA)分離と海外との技術協力について

小泉 務

no journal, , 

原子力機構にて実施しているSmARTサイクル研究の概説と、核燃料サイクル工学研究所高レベル放射性物質研究施設(CPF)にて実施している高レベル放射性廃液からのマイナーアクチニド(MA: Am, Cm)分離についての概説を報告する。また、MA分離に関する海外との協力のうち、日仏、日米協力についてその概要を報告する。

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