現在、マイナーアクチノイド (MA) 分離・回収プロセスには、抽出クロマトグラフィー法の適用が検討されている。この抽出クロマトグラフィー法には、抽出剤を含浸させた吸着材を用いることが想定されている。本研究ではカラム下端から通液するExpandedBed法に着目した。ExpandedBed法はガス・スラッジによる吸着能への影響の低減が期待できるが、テーリングを生じやすい等の理由から分離能の向上が不可欠である。また、吸着材の抽出剤含浸率が分離能に与える影響に関しては明らかとなっていない。そこで、本研究では吸着材の抽出剤含浸率変化が分離能へ与える影響、及び吸着材の最適化について検討した。

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高速増殖炉使用済燃料は多量のマイナーアクチノイド(MA)を含む。現在、MAは抽出クロマトグラフィーを用いて分離、回収することが検討されている。しかしながら、分離時に発生する放射性分解ガスやスラッジが分離能への影響が懸念されている。そこで本研究では、カラム下方から通液するExpanded-Bed法を適用し、樹脂密度を減少させることでガス、スラッジの影響の低減化を図り、さらに吸着材の粒径、細孔径が吸着能に及ぼす影響について検討を行った。

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少資源国である我が国にとって、持続可能な安定的エネルギー供給を可能とするためには高速増殖炉再処理(FBRサイクル)が必要不可欠である。しかし、FBRサイクルでは使用済核燃料中に長半減期元素であり発熱性核種でもあるマイナーアクチノイド(MA)を多含しているため、高レベル放射性廃棄物の最終処分問題を困難にしている。そのため使用済核燃料からMAを分離、核変換もしくはエネルギー資源として活用することにより消滅処理に資することが求められている1)。現在、FBRサイクルのMA分離プロセスには抽出クロマトグラフィ法が有効であると考えられている。しかし、本法は分離時に発生する放射性分解ガス・スラッジが吸着能に及ぼす影響が懸念されている。これらを改善する方法として機械式流動層クロマトグラフィ法に着目した。本研究では、機械式流動層クロマトグラフィ法によるカラム内の動的吸着・溶離特性の基礎検討を行った。

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抽出クロマトグラフィ工程で使用する吸着材について、その耐久性及び安全性を評価することを目的として、α線照射による影響を調べた。吸着材にAmを吸着させて所定時間静置し、α線を照射した。照射済みの吸着材について、Amの吸着・溶離性能、耐熱性を調査した。α線照射に比べてγ線照射による性能低下が相対的に大きいことが分かった。

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含窒素多座配位子TPENに重合性官能基を導入したTPEN誘導体を合成し，様々なアクリル系モノマーと共重合させ，高分子ゲルを作製した．また，作製したゲルに対してAm(III)の吸着特性評価を行なった．

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TPEN系ゲルを導入した抽出クロマト剤によるAm(III)/Eu(III)分離実験とLn(III)およびd遷移元素の吸着機構の解明を実施した。本抽出クロマト剤によるAm(III)およびEu(III)吸着試験の結果から、pH=4の溶離液を用いた場合、Am(III)をEu(III)から効率よく分離できることが分かった。そこで、クロマト剤に吸着したEu(III)およびAm(III)の代替としてCd(II)あるいはAu(II)などｄ遷移元素の吸着構造を広域X線吸収微細構造(EXAFS)法により明らかにしたところ、Eu(III)は第一配位圏では水のみが存在し水を介して吸着剤と相互作用する一方で、ｄ遷移元素は直接吸着剤の窒素と相互作用した状態で存在していることが明らかになった。

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多座配位子を導入した高分子ゲルを用いたMA回収技術開発のため、溶離液のpHをパラメータとした抽出クロマトグラフィーにより、「常陽」で照射した燃料からMAの回収試験を行った。

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実プロセス条件におけるpH応答型クロマト分離プロセスの規模を数値計算法で調べ，pH応答型クロマト分離剤の実用性を評価した．

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高速増殖炉サイクル研究開発のためのマイナーアクチノイド（MA）の相互分離法を開発し、MAの核変換に役立つ分離技術を構築する。化学的性質の酷似するAm/Cm/Lnの相互分離について、ここでは性質の異なるジアミド抽出剤、逆抽出剤を併用する分離を検討する。講演では分離目標について述べる。

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ジオキサオクタンジアミド(DOODA)及びジグリコールアミド(DGA)とLn(III)との錯形成能力を把握するために、水溶性及び疎水性の当該化合物を配位子とする Ln(III)錯体の合成を実施した。得られた単結晶について構造解析を行い、錯体の構造を明らかにし、抽出能との関係について考察した。

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Am/Cm/Ln相互分離技術開発の一環として，DGA系，DOODA系の抽出剤をSiO2-Pに含浸した固体吸着剤の合成を行い，そのキャラクタリゼーションおよびLn吸着の基礎的なバッチ吸着特性を評価した。

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FaCTプロジェクトのフェーズ_I_において，先進湿式再処理技術の枢要技術である6つの技術課題について検討を行い、技術的な成立性、開発の意義・必要性等の観点からの社内の自己評価及び電力との協議を終了しており、現在国によるFaCT評価委員会で評価を受けているところである。 その結果、「晶析技術」「MA回収」「廃液低減」については更なる基礎データの取得や廃棄物プログラムの再構築が必要であるものの、「解体せん断」「高効率溶解」「抽出技術」については技術的成立性と継続的な開発の必要性が確認されている。

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FaCTフェーズ_I_における高速炉燃料再処理技術開発として、高速炉燃料集合体の解体・せん断技術の開発を進めてきた。解体技術開発では、工学規模試験装置を用いたコールド試験により、切断や燃料ピン移送等の一連の操作の成立性を実証し、また、切断条件の検討により切断時の安定性が向上した。せん断技術開発では、工学規模試験装置を用いたコールド試験により、せん断操作の成立性を実証するとともに、燃料ピンを短尺せん断することで高効率溶解に必要な燃料の粉体化が可能である見通しを得た。

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回転ドラム型連続溶解槽を用いて短尺せん断片操作による粉化率の高いせん断燃料を20kgHM/hで溶解させる高効率溶解技術について、その技術的成立性を評価した。各種試験・評価により高濃度溶解液が得られる安定したプロセス条件を把握するとともに高濃度溶解液に対応した溶解槽内部構造を確立した。

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FBR使用済み燃料の再処理技術に関し、U、Pu及びNpを共回収する溶媒抽出法の開発成果を概観する。低除染燃料が許容されることを前提として簡素化した化学プロセス、設備の稼働時間を長くできPuインベントリが小さい遠心抽出器の開発に取り組んだ。

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FBR燃料溶解液からウランを粗分離するウラン晶析技術について、その技術的成立性を評価した。各種試験・評価により、ウラン回収率及び除染係数等のプロセスデータを取得するとともに、晶析システム構成機器の定常・非定常時の安定性、過渡的な応答性等を把握した。

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　FaCTプロジェクトにおいて，高レベル放射性廃液（HLLW）からAm及びCmを回収する革新技術として，抽出クロマトグラフィ法の開発を進めてきた。 　抽出クロマトグラフィシステムとしてTODGAとR-BTPの2段サイクルを選択し，目標達成を見通すことのできるAm及びCmの分離性能を実験室規模の試験で示すとともに，同システムの工学規模への基本的な適用性と開発課題を工学規模装置を用いたコールド試験等により示した。

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ウラン，プルトニウム及びネプツニウム共回収を目的とする簡素化溶媒抽出法の研究開発するために、照射済高速炉燃料溶解液を用いた多段向流抽出試験を実施した。ネプツニウムの回収をすると共に可能な限り核分裂生成物の除染を達成するため、単サイクル抽出技術開発に必要な基礎データを取得した。

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ベンチスケールのKCP型結晶精製装置を用いて、硝酸ウラニル六水和物（UNH）結晶に対しての結晶精製試験を行い、高ウラン回収率となる運転条件において、不純物に対する除染係数（DF）を確認した。

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LWRからFBRへの移行期における柔軟な燃料サイクルシステムを開発中である。本システムの特徴は、LWR使用済燃料とFBR新燃料製造の間で、必要に応じて、LWR使用済燃料中ウラン分別残渣(リサイクル原料)を一時貯蔵して、柔軟性を確保することである。

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乾式法（フッ化物）及び湿式法（酸化物）によりウランを含有した模擬リサイクル原料をそれぞれ調製して粉体熱伝導率を測定し、雰囲気及び粒子径の影響を気体分子の平均自由行程の観点から評価した。

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軽水炉サイクルから高速炉サイクルへの移行期を主な対象とし、将来的には高速炉サイクルに展開出来るフレキシビリティに富んだ次世代高経済性再処理法として、フッ化物揮発法をベースに湿式法を組合せたFLUOREX法を開発中である。文部科学省公募事業として平成20年度から平成22年度に実施したPhase-3全体計画と総合評価について報告する。

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FLUOREX法におけるウラン精製工程を対象に、揮発性でUF6に同伴するRu、Nb、Te、Sb、Moの吸着剤（NaF、MgF2、CaF2、BaF2）による分離試験を行った。また、同じく揮発性のPu、Np、TcにつきUO2F2を用いた置換反応による分離試験を行った。

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FLUOREX法における酸化物転換工程を対象に、Ｕフッ化工程から移行するフッ化物を模擬した混合フッ化物原料粉を準備し、最小工学規模の回分式ロータリーキルン型試験装置を用いて高温加水分解法による酸化物への転換試験を行い、加熱温度等の処理条件が転換反応および後工程へ移行するフッ素量に与える影響を検討した。

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FLUOREX法の酸化物転換後の回収物を想定したコールド模擬溶解液中において材料腐食試験を実施し、微量フッ素共存下での腐食挙動及び機構を評価した。本結果及びこれまでの成果をもとに、防食策として、フッ素持込量に応じて、SUS310NbあるいはNi-45Crを使用することが有効であることを確認した。

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種々のゼオライトを用いた試験により、溶融塩中のヨウ素を回収するのに適したゼオライトとしてA型ゼオライトを選定した。また、溶融塩中のヨウ素濃度や共存する陽イオンFP元素をパラメータとした試験により、A型ゼオライトは塩素に比べて高いヨウ素の吸着性を示すものの、共存する陽イオンFP元素により影響されることが示された。

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ランタニド塩化物およびアルカリ金属塩化物について溶融状態でのラマンスペクトルを測定した。塩の組成やランタニド元素を変化させることによる錯体構造の変化に対する考察を行った。

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種々の溶融アルカリおよびアルカリ土類塩化物系において、Ｕ(III)錯体の熱力学的安定性を電気化学的手法により調べた。得られた結果を、吸光分光法により得られた錯体構造の情報と比較した。

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約5kg規模のUを用いて(1)電解還元-(2)電解精製-(3)陰極処理-(4)射出鋳造のプロセス連続試験を実施した。約5.7kgのUO2ペレットを電解電流200-50Aで電解還元し、回収物取扱装置によりほぼ全量を電解精製陽極バスケットに移し替えることができた。還元生成物の電解精製を100-30Aで実施し、得られた陰極U析出物を装置内で掻き取り回収した。陰極処理(塩蒸留)で得られたUインゴットは断面観察により内部は高密度の金属であることが確認された。このU金属インゴットを原料にU-10wt.%Zr合金の射出鋳造を行った。上端まで溶融合金が射出され、装荷量の約70％を鋳込むことができた。

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約5kg規模のUを用いた工学規模プロセス連続試験におけるUの物質収支を、各工程原料と生成物の重量と組成分析により評価した。その結果、電解精製、陰極回収物移し替え、陰極処理、射出鋳造の4つの試験を経た後のU量評価値の変化は83gの減少、初期値比0.86%に留まった。この変化量は、各時点／それぞれの箇所におけるU量を決定するための分析における誤差を考慮すれば極めて僅かな値であり、一連の試験におけるUマスバランスが非常に良好に保たれたことを示している。

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溶融塩と溶融Cdを500℃で連続的に向流接触させる工学規模の向流抽出装置を開発した。一定流量で溶融塩と溶融Cdを供給でき、流量調整も可能である。抽出器からは溶融塩と溶融Cdを個別に回収でき、予備的な分配試験結果を得た。

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乾式再処理のCd陰極蒸留では、これまでに、約2kgのPu模擬物質(Gd)を用いた真空Cd蒸留試験を行い、実機で必要とされる240kg/日に相当する蒸留速度27g/cm2/hを達成した。蒸留速度を高くすると回収したCd中に数千ppmのGdが検出され、分離性能が悪化した。そこで、蒸留速度を維持しつつ回収Cd中のGd濃度を低減するため、真空蒸留槽内に飛沫捕集器を設置する構造を設計・開発し、蒸留速度を維持しつつGdの分離性能を向上させ、蒸留したCd中のGd濃度を100ppm以下にした。

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溶融塩中に溶存した希土類元素とウランの濃度を、吸光分光分析法を用いて定量する手法を検討した。光路長が1mmもしくは10mmの石英セルを用いた分光吸光測定を試行し、数種のランタニドとウランの定量性を評価した。

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還元抽出工程では既知の平衡分配条件を外れた広い濃度範囲での操業となり、報告されている平衡分配条件を外れた条件での運転が想定される。実用運転条件評価のため還元抽出工程の初段を模擬した高濃度領域における分配係数を測定した。さらに廃棄物処理工程に移行するアクチニド量評価のために最終段を模擬した希薄濃度領域の分配係数を測定するとともに、希薄なアクチニド残留率の測定から抽出限界に関する知見を得た。

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溶融塩中のアクチニドイオンを還元して液体カドミウム中に回収するプロセスの解析に必要なデータとして、液体カドミウム中のプルトニウムの拡散係数を電気化学的な手法によって測定した。

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軽水炉照射MOX燃料を用いて小規模乾式再処理試験を行った。溶融LiCl-Li2O中で電解還元した燃料を陽極とし、溶融LiCl-KCl浴塩中に大部分のアクチニドを溶かし出した。固体陰極へのUデンドライトの析出、およびCd陰極中へのU、Pu、MAの回収に成功した。

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再処理工場から発生する放射性ヨウ素の固化技術として、BPIガラス固化技術における必要な処理プロセスを継続検討した。廃銀吸着材からのヨウ素回収率を向上させるために、試験装置を改良してヨウ脱離試験を実施し、目標値（95%）を十分満足することを確認した。また、2.5Lガラス溶融パイロット試験装置を設計・製作し、ひび割れのない均一なガラス固化体が作製できることを確認した。

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再処理工場から発生する放射性ヨウ素の固化技術として、岩石固化技術における必要な処理プロセスの検討を進めている。実用化をする上で必要なプロセスデータのうち、模擬廃銀吸着材の加熱処理試験を行い、ガス成分の除去およびヨウ素回収等、実際の処理プロセスへの適用性に見通しを得た。

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再処理工場から発生する放射性ヨウ素の固化技術として、セメント固化技術を開発している。その前処理プロセスとしてオゾン酸化処理の適用性を検討した。実機装置を設計する上で必要なプロセスデータとして、液量やオゾン供給量をパラメータとした時のヨウ化物イオンからヨウ素酸イオンへの転換データを取得した。また酸化還元電位やPHの観察により高効率の運転が可能なことを確認し、実際の前処理プロセスへの適応性に見通しを得た。

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再処理工場などから発生する放射性ヨウ素を吸着捕集した銀ゼオライトを不溶性のソーダライトに転換する技術について，遊星ボールミルを用いた低温合成法に基づき作製したソーダライトを対象としてMCC-3法に基づくヨウ素の浸出性の評価を行った。

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再処理施設における気体状放射性ヨウ素の放出源として、これまで注目されていなかった機器シール水からの放出に着目し、HAN（硝酸ヒドロキシルアミン）を機器シール水に添加することで生じる分子状ヨウ素の還元反応を用いた放出低減手法を検討している。HANは機器シール水中に存在する亜硝酸による分解が予想されるが、機器シール水中におけるHANと亜硝酸の挙動は温度、濃度等の操作条件に依存するため、詳細は明らかにされていない。そこで本研究では、機器シール水の操作条件を模擬した実験系を構築し、機器シール水中のHANと亜硝酸の挙動を調べ、気体状放射性ヨウ素を低減するためのHANの最適な添加条件を検討した。

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使用済BWRタービンロータをクリアランスして再利用するために，タービンロータに含まれる放射性物質の濃度を評価する。放射能を含む主蒸気が直接触れるBWRのタービンロータの汚染形態は，主蒸気中のN-17による放射化汚染とCo-60など含む腐食生成物の付着による二次的な汚染のふたつが混在しているものである。本発表は，これらの放射能を測定・評価する手法を国内で初めて確立したので，その概要を発表する。

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主蒸気に直接触れるBWRのタービンロータは，主蒸気中のN-17により中性子放射化を受ける。今回，主蒸気中の中性子源であるN-17濃度を測定するともに，低圧タービンロータをモデル化して中性子輸送計算を行い，放射化計算を行った。計算された放射能濃度は，クリアランスレベルと比較して，十分小さいことを確認できた。

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原子炉内で発生した腐食生成物は，蒸気とともにキャリーオーバーされ，タービンロータに付着する。しかし，付着量は非常に小さいため直接の放射線測定は困難となる。そこで，計算によって求めた核種組成比を用いて，Co-60、Cs-137をキー核種とし，Co-60、Cs-137の測定値からクリアランスの評価を行う手法を考案した 。

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クリアランスのための実際の作業を考えると，大型金属を効率よく測定しなくてはならない。測定対象とするタービンロータは，大きさや形状が様々であるため，可搬型Ｇｅ検出器を用いた全体測定に補完して，複雑形状部を個別にサーベイすることにより，効率的に測定・評価する手法を考案した。

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電気事業者におけるL1廃棄体の放射能評価の技術開発について，今回のシリーズ発表の全体概要を説明する。

(1)全体概要
(2)PWRにおける放射化／表面汚染混在時の放射能評価方法の検討
(3)BWRチャンネルボックスの表面汚染クラッドの放射能濃度評価
(4)BWRチャンネルボックスの93Zrの分析方法の開発
(5)BWRハフニウム制御棒の182Hfの分析方法の開発
(6)BWR炉内挿入物の放射能濃度評価手法の検証

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PWRで発生する放射化と表面汚染が混在する廃棄物の表面汚染は１次冷却材中のクラッド成分により汚染されたものである。 当該廃棄物の汚染放射能は１次冷却材中クラッドの核種組成を持つ粒子の沈着をモデル化した手法，放射化放射能は当該材料の放射化計算による手法で評価を実施し，実廃棄物の放射化／汚染を分別した核種分析結果との照合を実施した。 その結果，処分上重要となる核種の評価精度を確認すると共に，今後の課題を摘出した。

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余裕深度処分対象廃棄物の二次的汚染を酸化皮膜とクラッドに区分し、放射能を評価する方法を検討した。超音波で分離したクラッドをソフトクラッド、酸化還元溶解で分離したクラッドをハードクラッドとし、種々の核種濃度を分析した。これらの結果を基に、金属母材や炉水の核種濃度から、汚染放射能を評価する方法について報告する。

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L1対象である使用済BWRチャンネルボックスの放射化計算の精度を評価するために、イオン交換による前処理の後ICP-MSで測定する93Zrの分析方法を検討・開発し、炉内照射されたチャンネルボックス中の93Zr放射能濃度の測定を実施した。

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L1対象である使用済ハフニウム制御棒の放射化計算の精度を評価するために，¹⁸²Hfの分析方法を開発した。

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