第1サイクルで得たラフィネートを第2サイクルのフィード液として使用し、第1サイクルで回収されなかったU及びほぼ全てのPuを効果的にDEHBAで抽出した。DEHDMPA及びDEHBAの劣化物は二相分離及びミキサセトラの運転に悪影響を及ぼさなかった。U(VI)、及びPu(IV)に対する抽出特性をバッチ法で調べ、それぞれの化学種に対する分配比計算式を導出した。-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を抽出剤としたミキサセトラによる連続抽出試験を実施した。DEHDMPAはフィード液中のUを選択的に抽出し、99.93%のUをUフラクションに回収した。DEHBAはPuのほぼ全量を抽出し、99.94%のPuをU-Puフラクションに回収した。ミキサセトラ各段におけるU及びPuの濃度のシミュレーション計算を行い、本計算手法がUフラクションにおけるU濃度、及びU-PuフラクションにおけるPu濃度の計算に有効であることを示した。SGL施設内に保管されてきた。搬出することが必要となった。化学的に安定なウラン化合物に変換する必要がある。)に変換し、さらに蒸発乾固により固体化する方法を選んだ。加水分解及び蒸発乾固を行うための設備を製作し、SGL施設内に設置した。2012年10月から2013年8月に、安定化処理を実施した。安定化処理作業に係る検討、及び作業の結果をまとめたものである。-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を用いた、ミキサセトラ抽出器による硝酸溶液からのUとPuの回収率のシミュレーション計算、及びUとPuの回収試験をそれぞれ実施した。ミキサセトラへの単位時間あたりの溶液供給量、ミキサセトラの段数、及び硝酸濃度をシミュレーション計算のパラメータに設定し、UとPuの分離に対する適切な試験条件を決定した。99.9%及び97.84%をそれぞれ得た。Snの分析法を開発した。Sn存在量及び共存するスズ同位体の同位体比を算出した。Cs、及びBaを分離除去した。よって定量的に溶出した。Sn実測値が得られた。スズ同位体比は燃焼計算コードORIGEN2による計算値ともよく一致したことから、ORIGEN2による計算の信頼性を確認できた。Technology)-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミド(DEHBA)を抽出剤に用いて、U-Pu抽出部,スクラブ部,U回収部,Pu逆抽出部、及びU逆抽出部から構成されたミキサセトラ型抽出器による連続向流試験を実施した。U-Pu抽出部において、フィード液に含まれている99.9%以上のU(VI)及びPu(IV)が1.9MのDEHBAによって抽出された。DEHBAに抽出されたPu(IV)は、Pu逆抽出部において0.3M硝酸によって逆抽出され、約82%のPuがPuフラクション側に分配された。1.9MのDEHBAがU回収部においてU(VI)を効果的に回収し、U(VI)のPuフラクション側への分配が1%未満であることを確認した。DEHBAに抽出されたU(VI)はU逆抽出部で逆抽出され、98%以上のU(VI)がUフラクション側に分配された。ミキサセトラ抽出器を用いて1.5MのDEHBAを抽出剤とする連続向流試験を実施し、U-Pu抽出部において99.9%以上のU(VI)及びPu(IV)を抽出した。抽出されたPu(IV)は0.67M硝酸によって逆抽出され、フィード液中のPu(IV)の97%以上をPuフラクションに回収した。本研究の結果からDEHBAが、Pu(IV)の還元剤を用いることなく硝酸濃度を調節することによって、U(VI)とPu(IV)を相互分離する抽出剤として機能することが示された。-ジ(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミド(DEHDMPA)によるU(VI)の選択抽出を目的として、U抽出部,スクラブ部、及びU逆抽出部から構成されたミキサセトラ型抽出器を用いて連続抽出試験を行った。Pu(IV)、及び模擬核分裂生成物を含む硝酸溶液からU(VI)を選択的に抽出した。このとき、UフラクションにおけるPu(IV)に対するU(VI)の除染係数は990であった。Uフラクション及びラフィネートへのU(VI)及びPu(IV)の移行率は、それぞれ94.5%及び99.9%であった。ミキサセトラ型抽出器の各段におけるU(VI)及びPu(IV)の濃度をシミュレーション計算にて求めた。U抽出部におけるU(VI)及びPu(IV)の濃度、並びにスクラブ部におけるU(VI)の濃度の計算値と実験値はほぼ一致した。2009/10JAEA-Technology-2009-052.pdf:3.54MB六フッ化ウランは、ウラン濃縮工程及び乾式再処理法の一つであるフッ化物揮発法の研究などで使用されており、核燃料サイクルにおいて重要なウランの化学形態の一つである。六フッ化ウランは、通常シリンダー型の容器に固体状で封入されており、温度及び圧力を調整することによって気体状で取り扱われるのが一般的である。六フッ化ウランは化学的に活性であり、空気中の水分によっても反応し、白煙状のフッ化ウラニル及び腐食性の強いフッ化水素が発生するため、その取り扱いには十分な注意が必要である。本報告は、六フッ化ウランを安全に取り扱うために有効な手法を示すことを目的としてまとめたものであり、そのために必要なウランの物理的性質及び化学的性質について整理し、シリンダー型の六フッ化ウラン空容器の洗浄処理作業を再処理試験室の工学フード内に設置した、塩化ビニル製の簡易グローブボックスを使用して行った結果について報告するものである。2005/12https://doi.org/10.14494/jnrs2000.6.3_271PUREX技術に基づいたTcの抽出分離試験を、燃焼度44GWd/tの使用済ウラン燃料を用いて行った。Reprocessing)を用いて検討した。TBP抽出によって、Tcを溶解液からほぼ定量的に抽出し、高濃度硝酸スクラブによって抽出されたTcを定量的に回収できることを示した。Tcの抽出機構では、ZrとUとの共抽出効果が支配的な要因であることをESSCARコードによる計算結果から示した。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。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。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。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。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。高濃度硝酸洗浄によるTc分離の有効性を示した。2003/11次世代核燃料サイクルのための高度化湿式再処理プロセスを提案した。本プロセスの枢要な要素技術は、ヨウ素129分離,選択的Np(VI)還元によるNp分離及び高濃度硝酸による核分裂生成物、特にTcの分離,抽出クロマトグラフィーによるMAの分離、並びにCs/Srの分離である。溶解後のウランの分離はそれに続く抽出分離プロセスの必要容量を低減するために有効である。これらの技術のうち、NpのTBP中還元速度を測定した。その結果水相中での還元速度より小さいことがわかった。この結果に基づいて改良したフローシートを用いて使用済燃料試験を行った結果、90%のNpがU/Pu分配工程の手前で分離されることがわかった。