原子力システム研究開発事業

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平成21年度成果報告会開催

原子力システム 研究開発事業 成果報告会資料集

超臨界流体を用いた全アクチニド一括分離システムの開発

(受託者)独立行政法人日本原子力研究開発機構
(研究代表者)小山智造 次世代原子力システム研究開発部門
(再委託先)MHI原子力エンジニアリング株式会社、国立大学法人名古屋大学

1.研究開発の背景とねらい

 本研究は、再処理技術の経済性の向上と廃棄物の低減を実現するための新規プロセス開発を目的とする。これを達成するには工程の簡素化とプロセス物量の低減が重要である。この一環としてU、Puの回収は超臨界直接抽出法(Super-DIREX法)1)-3)として開発を進めてきており、これまで実MOX燃料ペレット片からUとPuの直接抽出に成功している。
 本研究では、これを一歩進め、全アクチニドを一括して使用済燃料から分離回収するプロセス技術を開発する。これが実現できれば従来のPUREX法の主要工程(溶解・清澄・調整・抽出)とマイナーアクチニド(MA)抽出工程を直接抽出という単一工程に簡素化できると同時に、高放射性廃液量の削減も可能となる。全アクチニドを一括分離するシステム概念を図1に示す。この図中の枠で囲んだ部分が本研究における対象部分である。
 具体的な実施項目としては、高濃度条件下という直接抽出技術特有の条件下での抽出特性(分配係数の各種相関性)のデータを拡充、抽出特性データを基にした全アクチニド一括分離条件の推定、未照射MOX及び照射済燃料を用いた成立性確証試験、運転上必要となるオンラインモニタリングの成立性確認試験、及び工学的成立性の検討を実施する。
 開発の成果として、従来のPUREX法の主要工程(溶解・清澄・調整・抽出)とMA回収工程を直接抽出という単一工程に簡素化し、高放射性廃液の発生を最小限に低減した経済性の向上と廃棄物発生量の低減を実現できるプロセスを示すことができる。

2.研究開発成果
2.1 分配係数の測定

(1)U+模擬FP試験
 抽出溶媒としてTBPを使用し、希釈剤としてはドデカンを使用した系で、Uおよび模擬FPの分配係数を測定する試験を行った。模擬FPとしてはCe、 Eu、 Nd、 Zr、 Ru、 Mo、 Re等の測定を実施し、分配係数、フリーTBP濃度と硝酸根濃度の関係を実験式として整理した。Euの例を図2に示す。

(2)U+Pu+Am試験
 高酸濃度、高塩濃度条件でのU、 Pu、 Amの分配係数データを取得し、実験式として整理した。この式を利用して抽出挙動を予測し、直接抽出試験の条件を設定を行い、TBP濃度1.1mol/L、酸濃度0.8〜1.2mol/LであればAmの抽出も可能と判断し、以降の試験を進めた。

2.2 流体挙動把握試験

 未照射MOX燃料の超臨界直接抽出試験においては、直接抽出後に逆抽出を行う抽出器内で超臨界相と水相を向流接触させる必要があり、抽出器内の流体挙動の把握のためのコールド試験を行った。この結果、良好な向流の流れが成立する範囲を確認し、装置設計に反映した。

2.3 全アクチニド超臨界直接抽出実証

(1)常圧条件下における未照射MOXを用いた直接抽出試験
 上記の分配係数の測定で得られたデータを基にU、Puと同時にAmも抽出できる条件を推定し、常圧条件下において未照射MOXを用いた直接抽出試験を実施した。試験の結果、U、PuともにAmの抽出が可能であることが確認できた。(図3参照)またプロセスの制御には、TBP濃度、酸濃度だけではなく水分濃度も重要なパラメータとなることが分かった。

(2)超臨界条件下における未照射MOXを用いた直接抽出試験
 この試験では超臨界流体を用いて実際に抽出できることを実証する他、向流接触による逆抽出操作が可能であることを未照射MOX燃料の主成分であるU、Pu、Amを用いて実証する。グローブボックスでの操作性などを確認するための事前検証試験装置を製作し、各種事前検証試験を実施した。この結果を基に実際にグローブボックスに設置する試験装置を製作した。
 また、直接抽出時のヨウ素の挙動についてのモックアップ試験を実施し、ヨウ素は直接抽出時に抽出され、分離には加温しながらの減圧揮発処理が有効であることを確認した。
 現在、未照射MOX試験を実施中であり、TBPを抽出剤としてU、Puだけでなく、Amも抽出できることを確認している。試験装置の外観を図4に示す。

(3)超臨界条件下における使用済燃料を用いた直接抽出試験
 この試験では主にFPの挙動についてデータを取得する。上記のグローブボックス用と同様にセルでの操作性などを確認するための事前検証試験装置を製作し、各種事前検証試験を実施した。この結果を基に実際にセルに設置する装置を製作した。合わせて必要な許認可を取得し、セル内に装置を設置した。セル内に設置した装置の概観を図5に示す。
 超臨界流体中の硝酸濃度を1.2mol/Lとして実施した第1回目の試験結果を表1に示す。使用済燃料を用いた試験においてU、Pu、Amの抽出が確認され、Csの除染係数も約300が得られている。ただし,Puのみ回収率が低い結果が得られており,残渣中に残留する結果となっている。その原因について,今年度実施中の試験も活用しながら調査中である。

(4)超臨界及び常圧条件下でのウラン溶解抽出速度確認試験
 溶解反応速度式(実験式)を基にした直接抽出塔内におけるUO2粉末の表面積当りの溶解速度解析用簡易モデルを用いて接触時間に対する溶解速度の傾向を求め、試験結果と一致することを確認すると共に、希釈剤条件の違いによる溶解抽出挙動を確認した。その例を図6に示す。

2.4 周辺技術の開発

(1)多系列分光光度分析装置
 未照射MOX試験の効率化のため、試験装置の複数系統中のU、 Pu他濃度の同時にオンラインモニタリングする多系列分光光度分析装置を製作し、グローブボックス用の装置と組み合わせた試験を実施し、使用可能であることを確認した。現在,未照射MOX試験時のモニタリングに使用している。

2.5 全アクチニド超臨界直接抽出の工学的成立性検討

 工学的成立性を評価するために摘出したプロセス及びその構成機器について、開発段階を大きく基礎段階及び工学段階の二段階に分け、各段階において想定される検討・開発項目における開発の現状、及び開発課題を明らかにした。

3.今後の展望

 一部前述のように、現在、超臨界条件下における未照射MOX燃料用いたグローブボックスでの試験及び使用済燃料を用いたセルでの試験を実施中である。希釈剤の違いによる溶解速度の差の有無についても継続して試験を実施している。また、工学的検討に際して全アクチニド超臨界直接抽出システムを構成する直接抽出塔におけるシール部の工学的成立性を評価するために、シール材の耐久性試験を行いシール特性の確認を行っている。なお、これまでの試験で未照射MOX燃料と使用済燃料の試験でPuの挙動が明らかに異なっており、残渣の分析などを進めて原因を調査していく。
 平成22年度には超臨界効果の確認のため希釈剤をドデカンに変えた比較試験を未照射MOX燃料を用いて実施する。また、使用済燃料を用いたセル試験を継続し、全アクチニドが一括して抽出できることを実証していく。加えて、その結果を基にしたシステム設計を実施し、プロセス成立性、工学的成立性の総合評価を行い、全アクチニド一括分離システムのプロファイルを明らかにする予定である。

4.参考文献

1) 三菱重工業株式会社他、平成14年度革新的実用原子力技術開発提案公募事業「Super-DIREX再処理法による使用済燃料からのU、 Pu直接抽出に関する技術開発」成果報告書、平成15年3月

2) 三菱重工業株式会社他、平成15年度革新的実用原子力技術開発提案公募事業「Super-DIREX再処理法による使用済燃料からのU、 Pu直接抽出に関する技術開発」成果報告書、平成16年3月

3) 三菱重工業株式会社他、平成16年度革新的実用原子力技術開発提案公募事業「Super-DIREX再処理法による使用済燃料からのU、 Pu直接抽出に関する技術開発」成果報告書、平成17年3月

図1
図1 全アクチニド一括分離システム概念
図2
図2 Euの分配係数、フリーTBP濃度、硝酸根濃度の関係
図3
図3 U,Pu、Amが共抽出された試験結果の例
図4
図4 グローブボックス用の試験装置
(未照射MOX燃料を使用)
図5
図5 セル用の試験装置
(使用済燃料を使用)
図6
図6 解析値と実験値の比較例
表1 各測定元素の回収率
表1
注1)最終的に回収された錯体中に存在する測定元素の初期充填燃料粉末中に存在する測定元素に対する割合
注2)個別に測定した錯体試料の元素濃度は測定下限以下のため,最終的に回収された錯体中の合計の回収率
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