研究課題
高速炉の燃料として、現在使われている酸化物燃料よりも窒化物(UN+PuN)が、熱伝導性、増殖性などで優れた特性を持っており、究極の高速炉燃料と期待されている。しかしながら、天然窒素の大部分を構成する^<14>N同位体は原子炉内で中性子を吸収し、放射性^<14>Cとなるため、中性子との反応性が低い^<15>Nのみからなる窒化物を作る必要があり99.9%の^<15>Nが望ましい。^<15>NはNITROX法という化学交換法で小規模ながら商業的に生産されている。しかしこの方法では99.9%までの高濃縮物を作ることが実際上無理である。天然値0.366%の^<15>Nを実際に99.9%まで濃縮できる実用的方法として、本研究はイオン交換法を提案した。昨年度までの研究に基づき、80%^<15>Nから出発し、直径3cm長さ1mのイオン交換樹脂塔を使って、99.8%まで濃縮した原料を用い、内径0.8cm長さ1mのイオン交換塔10本組みを使って、30mのアンモニア吸着帯の連続泳動を実施した。この結果99.91%の高濃縮^<15>Nを得て、窒化物燃料に供給する^<15>N濃縮法を確立した。同位体比の分析においては環境中に多量にある^<14>Nとのコンタミネーションが問題となり、試料の質量分析計への導入方法、試料の量、イオン検出感度を最適化する質量分析計入力抵抗値などを検討し、信頼性ある高濃縮^<15>N同位体比測定法を確立した。固有安全最処理法の研究においては、昨年度に引き続き、使用済み燃料に含まれる白金族、ルテニウム、ロジウム、パラジウムとテクネチウム模擬物質のレニウムの3級ピリジン型イオン交換樹脂による分離実験を行い、塩酸系において、吸着溶離特性を評価する実験を行った。この結果、塩酸系において、パラジウムはピリジン樹脂に強く吸着し、チオ尿素でほぼ完全に回収できることが分かった。また実際放射性のテクネチウムの分離特性試験を行い、塩酸等液中の分配係数を測定し、ピリジン樹脂による分離、回収に成功した。全体システムに係る課題として、塩酸系分離プラントの成立性に関し、塩酸系イオン交換樹脂をもちいたウラン濃縮化学法プラントを調査し、材料面からも十分成立性があり、技術的見地から、分離システムとして実現性がある事が判った。臨界問題に関しても硝酸系より塩酸系がはるかに安全性が高いと結論付けられる。
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すべて 雑誌論文 (15件)
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