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
(主任研究員) 小山智造 次世代原子力システム研究開発部門 研究主席
(再委託先) 新型炉技術開発株式会社、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
（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。Nd及びEuの例を図２に示す。実験式は図中に示した。
（２）U+Pu+Am試験
高酸濃度、高塩濃度条件での金属に対する分配係数データを取得し、下記の実験式のように整理した。これにより挙動を予測できる目処が得られた。
低重金属濃度条件（重金属濃度0.11mol/L以下）
DAm/Tf3 = 0.025[NO3-]1.9 + 0.0016[NO3-]5.9 + 4.0 × 10-8[NO3-]12 + 2.8 × 10-20[NO3-]24
高重金属濃度条件（重金属濃度0.71mol/L）
DAm/Tf3 = 1.0[NO3-]3.8 + 3.9×10-7[NO3-]12.5
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。
（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。装置の概観を図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。
（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。
３．今後の展望
現在、超臨界流体中と常圧の溶媒中での溶解速度の違いについてのデータの取得、ヨウ素の挙動の把握試験を進めており、今年度中に超臨界条件下における使用済燃料を用いた試験に着手する。（10月に実施予定）また、今年度中にグローブボックスへの装置を設置する作業を進めている。これに加えて工学的検討を実施し、既存の知見を基に、プロセス及びその構成機器について現状技術の調査を行い、実機につながる開発課題を摘出し取りまとめる。
平成21年度から超臨界条件下における未照射MOX燃料を用いたグローブボックス試験、使用済燃料を用いたセル試験を順次実施し、超臨界条件下において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予定である。また、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 全アクチニド一括分離システム概念
図２ Nd及びEuの分配係数、フリーTBP濃度、硝酸根濃度の関係
図３ U，Puと同時にAmが抽出された試験データ
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 セル用の試験装置（使用済燃料を使用）
