平成26年度研究開発・評価報告書 評価課題「核燃料物質の再処理に関する技術開発」(事後評価)

再処理技術開発センター

JAEA-Evaluation 2015-012, 83 Pages, 2015/12

JAEA-Evaluation-2015-012.pdf:6.67MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」及び「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」、並びに原子力機構の「研究開発課題評価実施規定」等に基づき、第2期中期目標期間(平成2226年度)における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援として「核燃料物質の再処理に関する技術開発」に係る事後評価を研究開発・評価委員会(高速炉サイクル研究開発・評価委員会)に諮問した。これを受けて、高速炉サイクル研究開発・評価委員会は、第2期中期目標期間における軽水炉使用済燃料の再処理技術開発及び民間事業者の核燃料サイクル事業への支援について、妥当であると評価した。

Vitrification experience and new technology development in Tokai vitrification facility

青嶋 厚; 上野 勤; 塩月 正雄

Proceedings of European Nuclear Conference 2007 (ENC 2007) (CD-ROM), 5 Pages, 2007/09

東海再処理工場(TRP)では、平成17年度末に、約30年に渡る電力会社との再処理契約に基づく運転を完了し、平成18年度からは、「ふげん」のMOX使用済燃料を用いて技術開発のための試験運転を実施している。一方、TRPの運転に伴う高放射性液体廃棄物の処理は、平成7年よりガラス固化処理技術開発施設(TVF)にて行っており、今後さらに固化処理を継続する予定である。TVFでは、溶融炉が主たる装置であるが、現状では高温ガラスの腐食性のため、その設計寿命は5年間に制限されており、今後製造する固化体本数を考慮した場合、約10年後の溶融炉の交換が必要になる。また、溶融炉の運転では、白金族元素の円滑な抜き出しが安定運転のためには重要であり、今後、TVFの円滑な運転のために、既設溶融炉からの白金族元素の確実な抜き出しを確保するとともに、大幅な長寿命化及び白金族元素抜き出し性能向上を図った新型溶融炉の開発が必要となる。このため、JAEAでは、必要となる新技術の絞込みを行い、その開発計画を作成し、それに基づき精力的に開発を進めている。

長寿命ガラス固化溶融炉の成立性に関する予備的検討

山下 照雄; 三浦 昭彦; 加藤 淳也; 塩月 正雄; 大野 勇*; 福井 寿樹*; 山崎 晶登*; 松本 史朗*

no journal, , 

本技術開発の目的は、高レベル放射性廃液の処理処分コスト低減等を図るため、現行のガラス固化溶融炉を高度化し、溶融炉の長寿命化を実現することである。長寿命炉の要求機能に基づく候補炉形式を具体化するとともに、主要高度化技術であるスカル層形成機能及び可換式電極構造について、設計検討,基礎試験及び解析評価により成立性を評価し、開発目標である炉寿命20年間を達成できる溶融炉概念と各技術条件の見通しが得られた。これらの成果をもとに次年度以降、各要素技術評価試験,小型炉試験,シミュレーション解析評価を実施し、平成20年度までに長寿命炉の基本仕様を具体化し成立性を確認する。

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,2; 耐火物材料における侵食速度の温度依存性評価

三浦 昭彦; 加藤 淳也; 山下 照雄; 塩月 正雄; 松本 史朗*

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化の検討のため、炉壁冷却による耐火材の侵食抑制の効果を確認のため、2種類の耐火物(K-3, CS-5)を対象として、温度と侵食速度との関係を評価した。この結果、侵食速度は温度に関しアレニウス型の傾向を示し、5か月に渡る長期の浸漬試験の結果、顕著な侵食が観察されなかったことから、炉壁冷却による長寿命化が得られる見通しが得られた。

放射性廃棄物の線源利用に向けた有用反応の探索,3; ガラス固化体片による金属イオンの還元試験

佐藤 日出夫; 黒沢 明; 永石 隆二; 山田 禮司; 綿引 優

no journal, , 

ガラス固化体を放射線源として利用することで放射性廃棄物の資源化を図ることを目的とし、ガラス固化体片による溶液中の金属イオンの吸収線量評価及びCr(6価)の無害化等を対象とした、Ce(4価), Cr(6価)の還元試験を実施した。Ce(4価), Cr(6価)の各溶液について照射前後の吸光度を測定した結果、Ce(4価), Cr(6価)ともに減少し、3価に還元されたことが確認できた。

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,4; 候補炉形式の基本機能比較評価

山下 照雄; 正木 敏夫; 塩月 正雄; 山崎 晶登*; 伊藤 俊行*; 大野 勇*; 松本 史朗*

no journal, , 

高レベル放射性廃液のガラス固化溶融炉の長寿命化を図る技術的方策を検討し、それらを具体化した候補炉形式の基本機能を解析等により比較評価することにより、主候補となる炉形式を絞り込んだ。

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,5; 処理対象固化ガラスの特性評価

捧 賢一; 宮内 厚志; 守川 洋; 山下 照雄; 塩月 正雄

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長寿命ガラス固化溶融炉にて処理するガラスの特性範囲を把握するため、将来の核燃料サイクルを想定した使用済燃料(高燃焼度燃料,FBR燃料等)の再処理に伴い発生する高レベル廃液組成とその幅の推定に基づき、溶融炉の運転に最も重要な物性である粘性(流動性,流下性)及び比抵抗(加熱性)を測定した。将来の使用済燃料・再処理条件として8ケース(燃焼度28-153GWD/t,比出力10-60MW/t,現状の再処理工程-マイナーアクチニドを回収するFBR再処理工程、等の幅を考慮)を想定し、燃焼崩壊計算コードを用いてこれらを再処理することにより発生するHLW組成を設定した。このHLW組成をもとにガラス固化時に発熱量の制限まで廃棄物成分を含有させるという考え方で想定固化ガラス組成の範囲を求め、粘性・比抵抗に影響する白金族元素含有率の範囲の評価並びに物性値を取得した。粘性は、TRPの標準固化ガラス組成の0.5-1.8倍の範囲であった。比抵抗は、TRPの標準固化ガラス組成の0.5-1.5倍であった。

廃気洗浄装置の閉塞抑制策

伊藤 義之; 池上 靖志; 須田 正規; 新原 盛弘; 藤原 孝治

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使用済燃料の再処理によって発生する高レベル放射性廃液をガラス溶融する際、溶融炉からのオフガスに含まれるホウ素等は、廃気洗浄装置(スクラッバ,ベンチュリスクラッバ)の配管に付着する。このため、廃気配管には水洗浄装置等が設置されており、廃気配管の差圧の上昇傾向が確認された際は、水洗浄を実施してきた。今回、基礎試験等によりベンチュリスクラッバ差圧の上昇メカニズムを明らかにすることにより、廃気配管への付着を抑制する運転方法及び効果的な洗浄方法を確認した。その結果、差圧上昇は、廃気冷却管の水洗浄によるホウ酸を含むスクラッバ洗浄水の一部が、ミストとして廃気配管へ移行し、固化セルからの湿度の低い空気と接することにより乾燥・析出し、ベンチュリスロート部入口に蓄積することによって起こることを確認した。また、洗浄方法の確認試験を行い、付着物が蓄積しやすい固化セル空気との合流部以降の廃気配管内を効果的に洗浄する方法を確認した。本結果を基に洗浄方法を改善し、定期的に洗浄ラインからの廃気配管の溶解洗浄を行うこととしたことにより、廃気洗浄装置の安定運転を継続している。

長寿命ガラス固化溶融炉の開発,9; 耐火物材料の寿命評価

加藤 淳也; 三浦 昭彦; 山下 照雄; 塩月 正雄

no journal, , 

ガラス溶融炉の長寿命化検討のため、溶融炉に使用されるクロム系,AZS系及び高ジルコニア質の耐火物にて、侵食試験を実施した。侵食試験の結果、K-3あるいはCZにおいて耐火物表面温度1100C程度に抑えれば、長寿命炉の設計寿命である20年を達成できる見通しが得られた。

TVF1号溶融炉の運転実績とその反映

藤原 孝治

no journal, , 

本資料は、METI、原子力安全・保安院,核燃料サイクル安全小委員会及び同再処理WG(H20年5月16日開催予定)において、日本原燃K施設溶融炉で確認された運転不調の原因対策の検討プロセス及び内容の審議の参考とすることを目的として、TVFのホット運転で確認された課題及びこの対策,K施設への反映事項について説明を行うものである。