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論文

Research on PARC process for future reprocessing

朝倉 俊英; 宝徳 忍; 伴 康俊; 松村 正和*; Kim, S.-Y.; 峯尾 英章; 森田 泰治

Proceedings of International Conference ATALANTE 2004 Advances for Future Nuclear Fuel Cycles, 5 Pages, 2004/06

原研では、将来の再処理の基盤として、PUREX法に基づくPARCプロセスを研究している。その鍵となる概念は、U/Pu分配前に、Np, TcをU, Puから分離することによって、一回の抽出サイクルのみでU, Pu製品を得ることである。このプロセスについて、44GWd/tのPWR使用済燃料溶解液を用いて、2回のフローシート試験を実施した。その結果、溶媒流量を上げ、FP洗浄液の硝酸濃度を高めることで、共除染から発生する抽出廃液に残るNp量を、溶解液に含まれていた量に対して13%にまで減少させることができることを示した。また、フローシートを改良して、還元剤濃度と洗浄液流量を上げることによって、n-ブチルアルデヒド選択還元法によるNpの分離効率を36%から78%に改善できることを示した。さらに、高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。

論文

A Study of actinide decay chains on the environmental effect of a geologic disposal of rock-like oxide fuels and uranium-plutonium oxide fuels

木村 英雄; 高野 秀機; 室村 忠純

Journal of Nuclear Materials, 274(1-2), p.197 - 205, 1999/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.57(Materials Science, Multidisciplinary)

環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

報告書

岩石型及びMOX使用済核燃料地層処分の環境影響評価

木村 英雄; 松鶴 秀夫; 高野 秀機; 室村 忠純

JAERI-Research 97-049, 25 Pages, 1997/07

JAERI-Research-97-049.pdf:1.42MB

使用済岩石型プルトニウム燃料は、一般軽水炉の使用済燃料や再処理を伴う高レベル放射性廃棄物と同様に、地層処分されるものと考えられる。ここでは、環境安全性の観点から、岩石型プルトニウム燃焼法の有用性を示すために、同様にプルトニウムリサイクルを前提とするMOX燃料の直接処分と比較評価を行った。評価解析は、ウラン燃料1トンに相当する使用済核燃料を花崗岩岩体に直接処分した場合について、地下水移行シナリオに基づいて実施し、飲料水摂取による個人被ばく線量を算出した。その結果、岩石型燃料の処分に起因する被ばく線量は、MOX燃料に比べ2桁以上低く、本燃焼法の優位性を確認することができた。

報告書

使用済燃料輸送キャスクの遮蔽実験(5) PWR使用済燃料からの中性子発生量の測定

田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 中島 宏; 関田 憲昭; 内藤 俶孝

JAERI-M 84-227, 19 Pages, 1984/12

JAERI-M-84-227.pdf:0.83MB

使用済燃料取扱施設の遮断安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR使用済燃料の一部を抽出し、中性子発生量の絶対測定を行った。この実験は一連の実験についての中性子の線源条件を実験的に与えると同時に、ORIGEN、ORIGEN2等の線源強度計算コードの評価用データを取得することを目的としている。実験では平均燃焼度が約36000MWd/tのPWR使用済燃料集合体の中の上・中・下部の3ヶ所から取出した小サンプルについての測定が行われ、約$$pm$$7~8%の精度で燃料の単位体積当りの中性子源強度が測定された。

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