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森田 泰治; 福島 昌宏; 鹿島 陽夫*; 津幡 靖宏
JAEA-Data/Code 2020-013, 38 Pages, 2020/09
JAEA-Data-Code-2020-013.pdf:1.94MB
マイナーアクチノイド分離プロセスにおける臨界安全評価のための基礎データとして、Cm, Amおよびこれらの混合物についての中性子減速系である水混合系(均質, 水反射体付き)での臨界質量を求める計算を行った。Cm-244とCm-245との混合系では、核分裂性であるCm-245の比率が大きいほど臨界質量が小さいが、臨界となるときのCm-245重量が、Cm-245の比率によらずに概ねCm-245のみの濃度で整理できることを明らかにした。実際の再処理プロセスで取り扱うPu-239: 71%, Pu-240: 17%, Pu-241: 12%のPu同位体混合物と比べるとCm-245: 30%の方が臨界となりやすい。Cmを、Amを含む他の元素から分離し、その溶液を濃縮する場合は臨界防止への配慮が必要である。一方、Amでは、核分裂性の同位体であるAm-242m単体での最小臨界質量は、Cm-245に比べて小さい。しかし、使用済燃料中ではAm-242mの同位体比率は小さく、その比率が最も高くなる高速炉燃料中のAmの場合でも数%程度であり、わずかな水混合で臨界質量が大きくなることがわかった。そのため、Amの同位体混合物では中性子減速系での臨界は考慮する必要がなく、また、これはAm-Cm混合物でも同様である。
大井川 宏之; 湊 和生; 木村 貴海; 森田 泰治; 荒井 康夫; 中山 真一; 西原 健司
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
原研では、原子力委員会により2000年に行われた分離変換技術に関するチェック・アンド・レビューの結果に基づき、階層型燃料サイクル概念に関する研究開発を実施してきた。このうち、群分離工程に関しては、4群群分離概念の構築に続き、より革新的な概念であるARTISTプロセスの研究を進めた。核変換用燃料に関しては、NpN, AmN等のマイナーアクチノイド窒化物燃料の調製を行い、物性測定等を実施した。照射後燃料を再処理する方法としては、高温化学処理技術の研究を実施した。加速器駆動核変換システムに関しては、加速器,鉛ビスマス,未臨界炉心についての研究開発を実施するとともに、核変換実験施設を第II期として含む大強度陽子加速器プロジェクト(J-PARC)の建設に着手した。さらに、放射性廃棄物の処理・処分に対する分離変換技術の導入効果を検討した。
森田 泰治; 久保田 益充*
JAERI-Review 2005-041, 35 Pages, 2005/09
JAERI-Review-2005-041.pdf:2.24MB
原研における群分離に関する研究開発について、研究開発開始当初より、4群群分離プロセス開発及びその実高レベル廃液試験までの成果を取りまとめ、総括した。1980年(昭和55年)頃に構築した3群群分離プロセスでは高レベル放射性廃液中の元素を超ウラン元素,Sr-Cs及びその他の元素の3群に分離する。その後研究開発された4群群分離プロセスでは上記にTc-白金族元素群を分離対象に加えられている。4群群分離プロセスについては、燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)内に整備した群分離試験装置を用いて濃縮実高レベル廃液による実証試験が実施された。この間、さまざまな分離手法が研究,試験され、各分離対象元素(群)に最適な分離手法,分離条件等について多くの検討がなされた。高レベル廃液は、希ガスとハロゲンを除く第1族から第16族までの多くの種類の元素を含んでおり、分離対象もさまざまであることから、取り扱った際に起こる事象は非常に複雑である。したがって、過去の経験,知見や成果をきちんと整理して、これを今後の研究に活かすことが非常に重要である。本報告は、今後の研究開発に役立たせるため、これらの研究開発の内容及びその成果をレビューしたものである。
森田 泰治; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 内山 軍蔵
JAERI-Conf 2005-007, p.25 - 30, 2005/08
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セル及び多くのグローブボックスを保有するNUCEFのBECKY(バックエンド研究施設)において、再処理プロセス安全研究,高度化再処理技術開発及び高レベル廃液の群分離の研究を実施した。本論文において、上記研究の10年間の成果と分離プロセス開発分野における今後の活動について概観する。プロセス安全研究では、使用済燃料を用いた再処理試験により放射性核種の挙動を評価し、大型再処理施設における閉じ込め安全性を確認した。高度化再処理の研究では、単サイクルプロセス確立のためのNp挙動制御技術開発等を実施した。群分離の研究では、開発した4群群分離プロセスについて、濃縮実高レベル廃液による試験を実施してその分離性能を実証した。将来のマイナーアクチノイド等の分離を含む再処理技術開発のため、NUCEF-BECKYの有効活用が必要である。
山口 五十夫*; 鈴木 伸一; 佐々木 祐二; 山岸 功; 松村 達郎; 木村 貴海
JAERI-Tech 2005-037, 56 Pages, 2005/07
JAERI-Tech-2005-037.pdf:2.31MB
溶媒抽出法による再処理では、大量処理と連続運転性に優れたミキサーセトラー型溶媒抽出器が多用されている。そこでARTISTプロセス開発で得られたデータをもとに、使用済み核燃料を用いてミキサーセトラーを運転した場合、各フラクションに分布する金属イオンの割合を、向流接触抽出計算式を表計算に組み込んでシミュレーションした。しかし、前出の向流接触抽出計算式は、ミキサーセトラー内の各ステージにおいて酸濃度変化等の影響で金属イオンの分配比が変化した場合の計算に対応していない。そのため、抽出剤の酸抽出分配比より、ミキサーセトラー内の各ステージの平衡酸濃度を求め、その酸濃度に対応した金属イオンの分配比から、ミキサーセトラーの各フラクションに分布する金属イオンの割合を求める計算法を開発した。これらの計算法は各フラクションに分布する金属イオンの割合ばかりでなく、M
S内の各ステージに分布する金属イオンの割合も求めることができる。
館盛 勝一
JAERI-Research 2001-048, 23 Pages, 2001/10
JAERI-Research-2001-048.pdf:1.88MB
使用済み核燃料 (SF)の新しい化学処理プロセス:ARTISTプロセス、を提案した。ARTISTプロセスの主要概念は、SF中のアクチノイドをすべて回収し、それらをウラン(U)と超ウラン元素(TRU)混合物の二つのグループに分けて暫定貯蔵し、その資源価値を維持することである。そして地層処分をするのは核分裂生成物 (FP)のみである。この簡素な化学処理プロセスの主要ステップは二つ;Uの選択的回収工程とTRUの総合抽出工程(これは核不拡散の要請と整合する)、であり、将来的に運転するプルトニウム分離工程とソフトな窒素ドナーによるランタノイド除去工程、そしてオプションとしての長寿命FP分離工程なども含む。分離したU製品とTRU製品はそれぞれ仮焼・固化し将来の利用まで貯蔵する。抽出工程のほとんどで、CHON原則に合うアミド系抽出剤を用いる。本稿では、立体障害によりUのみを選択的に抽出する枝分かれモノアミドや、三座配位特性によりすべてのTRUを強力に抽出するジグリコールアミド抽出剤などの利用効果を説明して、ARTISTプロセスの技術的実現性を示した。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 藤根 幸雄
Proceedings of 12th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC 2000), Vol.1, p.531 - 538, 2000/00
高度化再処理プロセスとして開発しているPARCプロセスの使用済燃料を用いた実証試験の結果について報告する。放射性廃棄物発生量低減、経済性向上などを可能とするPARCプロセスの主要分離技術であるn-ブチルアルデヒドによるNp6価の5価への選択還元及びブチルアミンによる溶媒洗浄などについて、フローシート試験結果を述べる。
内山 軍蔵; 峯尾 英章; 朝倉 俊英; 宝徳 忍; 亀井 一成; 渡辺 眞樹男; 藤根 幸雄
Proceedings of 2nd International Conference on Safewaste 2000, Vol.2, p.689 - 700, 2000/00
高度化再処理プロセス(PARCプロセス)の使用済燃料試験をNUCEFにおいて実施した。試験の結果、ウラン及びプルトニウム共存下で選択的にネプツニウムを還元分離する技術として開発しているn-ブチルアルデヒドの有効性を確認することができた。また、ブチルアミン化合物が塩フリー溶媒洗浄剤として所要の洗浄性能を有していることを確認した。
NUCEF'98企画ワーキンググループ
JAERI-Conf 99-004, 712 Pages, 1999/03
JAERI-Conf-99-004-Part1.pdf:25.79MBJAERI-Conf-99-004-Part2.pdf:13.69MB
本報文集は、1998年11月16-17日に開催された第2回NUCEF国際シンポジウム(NUCEF'98)における基調講演論文、研究発表論文(口頭及びポスター)を収録したものである。今回のシンポジウムは1995年の第1回(報文集JAERI-Conf 96-003)に引き続いて開催されたもので、今回のテーマは「核燃料サイクルにおける安全研究と基盤技術開発」である。基調講演及び研究発表は(1)臨界安全、(2)再処理・群分離、(3)廃棄物管理の各分野から計68件であった。
竹下 功
原子力システムニュース, 7(4), p.30 - 36, 1997/03
平成7年初めより行ってきたNUCEFのホット試験における主な成果と今後の計画を概説した。STACYによる臨界実験では、10%濃縮ウラン硝酸溶液を用いた円筒炉心での一連のシリーズを完了し、解析コードの検証作業も並行して行われ、着実に成果があがっている。TRACYでも世界的にも初めての低濃縮ウラン硝酸溶液燃料による過渡臨界試験が開始され、臨界事故時の放射性物質の閉じ込めに係わるエアロゾル測定にも着手した。群分離を含む高度化再処理プロセス等、バックエンド研究施設による実験は、ウラン、RI等を用いた予備的試験が行われ、平成9年度後半から実際の使用済燃料等を用いた本格的な試験に入っていく計画である。
藤根 幸雄; 館盛 勝一; 大井 孝治; 鈴木 伸一; 前田 充; 本山 聡*; 井上 英明*
Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management; RECOD '94, Vol.1, 0, 14 Pages, 1994/00
ピュレックス法再処理の抽出第1サイクル共除染工程では、テクネチウムがUO
、Pu
、Zrなどと錯体を作ってTBPに抽出されプロセスの後段へ流れて行く。U/Pu分離工程に多量のテクネチウムが流入すると、還元されたPu
の再酸化反応が発生し、ウランからのプルトニウムの分離が不完全になる。これを防止するために共除染工程とU/Pu分離工程の間においてテクネチウムを分離除去する操作を行う。MOX燃料等の従来と異なる燃料を処理する際には、テクネチウムがU/Pu分離性能に及ぼす影響を評価して操作条件を最適化しておく必要があり、そのためのシミュレーションコードを開発して、プロセスの検討を行った。
藤根 幸雄; 臼田 重和; 森田 泰治; 吉田 善行; 鈴木 康文; 古田 照夫; 東稔 達三; 太田 和明*; 西村 健二*; 長谷川 伸一*
JAERI-M 93-211, 87 Pages, 1993/11
将来の核燃料サイクルにおいては、Puリサイクル利用を進めてエネルギー資源を確保する必要があるが、これを推進するためには、発電炉で発生するTRU核種を分離回収して放射性廃棄物の長期毒性を低減させることが重要となる。本報告では、「軽水炉将来技術総合試験施設」においてTRUを含む超高燃焼Pu試験燃料を処理してTRUをリサイクル利用することを目的としたバックエンド技術の開発研究を行う試験施設概念について検討した。
松元 章
Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 1, p.189 - 194, 1991/00
NUCEFは核燃料サイクルのバックエンドに係る3つの研究テーマ、すなわち、臨界安全性研究、再処理プロセスに関する研究及びTRU廃棄物の安全管理技術に関する研究を行う複合研究計画である。施設は1993年の完成を目標に建設中である。本稿では、それぞれの研究テーマについて実験内容、目的、使用する実験装置の概要を述べている。NUCEF計画の研究成果は、この分野におけるより一層の安全性向上と技術の高度化、新しい技術の創成に寄与することが期待されている。
柳澤 宏司; 竹下 功; 野村 正之; 板橋 隆之; 辻野 毅
Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.461 - 470, 1991/00
現在原研で建設・整備を進めている燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、i)臨界安全性に関する研究、ii)核燃料再処理に関する研究、iii)TRU廃棄物の処理処分に関する研究が計画されている。i)については、硝酸ウラン・硝酸プルトニウムの臨界及び過渡臨界データの取得、ii)については、高レベル廃液の群分離を含めた高度化再処理プロセス技術の開発、iii)については、TRU廃棄物の安全処分及び非破壊計測技術の開発が行われる。これらの研究開発の成果は、核燃料サイクル技術の高度化に資するとともに、核燃料サイクル施設の安全評価手法の確立に対する貢献が期待される。本書では、上記の3つの研究内容と実験設備について示し、安全評価手法確立への貢献について述べる。
中村 治人; 館盛 勝一; 佐藤 彰
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(11), p.829 - 834, 1978/00
被引用回数：0Di(2-ethy hexyl)phos phosic acid(HDEHP)-tributyl phosphate(TBP)-n-parraffinによる希土類元素の抽出に及ぼす硝酸および希土類元素の濃度の影響について検討した。希土類元素の抽出量と水相に移るH
の量との比は水相の初期組成に依存する。そして抽出後の水相中の酸濃度および有機相中の希土類元素濃度の一次関数で近似できた。また実験値からグラフを作成することにより、水相中の種々の酸および希土類元素の初期濃度に応じた抽出率の近似値が得られるようにした。このような方法に基づいて多段向流抽出における各段の抽出率が計算できるよう計算コードを作成した。この計算コードを使って計算して得られた値は多段抽出における実験値とよく一致した。
