核種分離技術総論“ ad hoc” 再処理（巨大化学プラント）事故は如何に起こったか、

如何に防ぐか

小澤　正基

東京工業大学原子炉工学研究所 原子力国際共同研究センターhttp://www.nr.titech.ac.jp/~ozawa/

茨城大学集中講義 2013　原子科学と倫理平成 25 年 12 月 25 日3 コマ（核種分離・再処理）日立事業場（大学院理工学研究科）

2

PUREX

UREX MA+Ln

HLLW

・TBP・MonoAmide・Non SX

MA/LnAm/Cm

・DIDPA・TRPO・CMPO(TRUEX)・Diamide(DIAMEX)・TODGA・ChCoDiC

Amide

SpentNuclearFuel(DissolverSoln.)

All Actinides + Ln MA/Ln

・DTPA・CYANEX301・TPTZ・BTP

Np

MA(Am,Cm,(Np)

U

Am Cm

・SESAME（Electrooxidation of Am under HPA)

・Am(V) Pctn.

U,Pu,Np,Am,Cm・CMPO,CMP/TBP/Fluoropoles

All Actinides + LnFP/Ln

U+Pu+Np

MA・Tertiary Pyridine Resin / HNO3, HCl, MeOH Am Cm

Pu

Rare Metal

SolventExtraction

(SX)

Ion-ExchangeChromatography

(IXC)

Sr, Cs

再処理と分離（湿式）

再処理 (Reprocessing) 分離 (Partitioning, Separation)

使用済み燃料溶解液

溶媒抽出法

イオン交換クロマト分離法

GANEX / EU

DIAMEX-SANEX / EU

ORGA / JNC-KRI

3

群分離・消滅 分離・変換

国際的には Partitioning & Transmutation (P&T) が通用

（ 2000 年頃）

4

Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation - Status and assessment Report, pp.196, OECD 1999.

高レベル放射性廃棄物 (HLLW) の潜在的放射性毒性の経時変化

放射性毒性 : Σ 放射能 (Bq) x 実効線量係数 (Sv/Bq)

103 年までは Am,Cm,Pu,90Sr,137Cs の寄与大。 103 年以降は Np, LLFP 及び U の寄与が増す。

核種

使用済み燃料（ SF ）を再処理する際発生する高レベル廃液（ HLLW ）の潜在的摂取毒性は時間とともに減衰するが、数万年以上の時間を経なければ地球環境 / 生態系への潜在的な影響を無視できるほどには低下しない。その原因は長寿命核種（アクチニド、核分裂生成物 LLFP ）の存在である。

5

「長寿命核種の分離変換技術に関する研究開発の現状と今後の進め方」

平成 12 年 3 月 31 日原子力委員会原子力バックエンド対策専門部会

分離変換の効果；高レベル放射性廃棄物の毒性が原料（天然ウラン）の毒性と同等以下まで低下する期間の短縮

An, LLFP の分離変換係数が 99.9% の場合、その期間を数万年から数百年に短縮できる。

6

その潜在的な毒性を低減するために、 HLLW （あるいは使用済み燃料 SF ）からアクチニド、 LLFP を選択的に分別・除去（「分離」と略称する）し、分離した元素や特定核種を、原子炉あるいは加速器で照射し安定核種または短寿命核種への核種変換（「変換」と略称する）を施すことを目的とした研究計画（通称 OMEGA 計画）が我国で開始されてからほぼ 25 年が経過している（ 2013 年現在）。

Adva

ncem

ent o

f Sep

arat

ion

Tech

.

1970

Basic Study

80 90 2000 10

OMEGA（Ph.I)

1988 1999

2001

C&RElem

ent S

ptn.

Gr.

Sptn

.Is

otop

e Sp

tn.

■f - Element Co-Extraction

■An / Ln Mutual Spt.

Bi-Functional Ligands / SX

Soft-Donor / SX

Soft-Donor / IXC

OR

IEN

T-C

ycle

SCNES

■LLFP Isotope Sptn.

Laser-Chemical / Chemical Method

■Am/Cm Mutual Sptn.

Advanced ORIENT Cycle

DecreasingRad. Wastes

■NRM Sptn. & Utzn.

Utilizing Rad. Wastes

Feasibility Study （Compatibility in Fuel Cycle）

OMEGA（Ph.II)

Fundamental Study （Advanced P&T,U）

Year

我国における分離研究（原子力）の変遷

9

7

分離変換技術開発の意義・目的

地層処分技術と相互に補完することにより、一層の環境対策の向上を図る。

《 分離変換技術は、原子力利用の結果生じる放射性廃棄物の中に存在する長寿命核種を短寿命化あるいは安定核種に変換し、放射能及び潜在毒性が人類の時間スケールをはるかに越える長期間に及ぶことに起因する不安を軽減すると共に、最終処分される廃棄体量低減や処分場の合理化に繋がる可能性を秘めた核燃料リサイクルの高度化技術である。

すなわち分離変換技術は、長寿命の放射性核種の廃棄量そのものを減ずることにより、能動的に廃棄物の潜在的危険性の低減を目指すものであり、生活環境に潜在的危険性を顕在化させないことを目的とする。

さらに、アクチニドの回収率を向上すると共に、 MA を含む全アクチニドをリサイクルして燃焼させることによるウラン資源利用率のさらなる向上や、白金族元素やレアアース等の希少金属の回収、有効利用等の可能性も併せ持つ技術である。

分離変換技術は、これらの可能性を追求することにより、社会の原子力に対する理解と受容度の向上を図る。

8

多価イオンの Np(VI) は U(VI) 及び Pu (IV) と供に PUREX 法などによる抽出分離が可能である⇒ JAEA 、 CEA 、他3価MA イオン（ Am(III), Cm(III) ）の抽出分離については TBPより抽出能に優れた配位子（例えば DIDPA 、 CMPO 、TODGA など）を用いる必要がある。

抽出操作でマクロ量の被抽出種が存在した場合、往々にして抽出錯体が分相して第 3 相を形成しそれにより様々な抽出操作上の問題を引き起こすことがある＊。従って、 MA の分離では PUREX 法等によりマクロ抽出種（ U(VI) 及びPu(IV) ）を除去した後の HLLW を対象液とせざるを得ない。

ほとんどの MA(+Ln) 分離配位子には f- 元素の相互分離機能がないので、窒素 (N) や硫黄 (S) などソフト元素で構成される分離配位子（ N 系； DTPA, BTP 等、 S 系； CYANEX301 等）を別途用いることによりMA から Ln の除去を図る必要がある。

＊フッ素系の極性希釈剤による抽出錯体溶解度の著しい向上効果を利用して、溶解液中の全アクチニドを同時一括して分離する新抽出プロセス (ORGA Process; 再処理・分離融合プロセス）の開発が行われた。

MA 分離概論

9

多成分系の原料（高放射性）から照射ターゲットにしたい物質を効率よく分離・回収し、かつ目標とする製品純度を達成するための抽出分離操作は、抽出剤及び逆抽出剤の性能に基本的に依存する。抽出分離プロセスは “素材”に立脚した化学工程である。

即ち、分離技術の開発は素材開発の積み重ねである。

70 年代からの単座配位型抽出剤（ DIDPA ；酸性・有機リン系、 TRPO ；中性・有機リン系、他）によるフローシートの構築及び改良の継続

80～ 90 年代の二座配位型（ CMPO ；中性・有機リン系、 DIAMIDE ；中性・ジアミド系、他）の出現及びフローシート化研究

90 年代後半からの多座配位型（カリックスクラウン；中性・大環状、 TODGA ；中性・三座アミド系、他）の萌芽

概論　（その II)

10

OMEGA 1st Phase終了時（ 20世紀末）の核種分離技術

/研究機関 国 分離対象核種、元素 研究対象廃液 被抽出液 研究レベル（試験装置等） ( )成果 分離係数等 文献

CEA/ ﾌﾗﾝｽ Tc- 99中ﾚﾍ ﾙ゙廃液（ﾗ･ｱｰｸ ､゙ﾏﾙｸｰﾙ）

ﾗ･ｱｰｸ 実゙廃Tc液、 ｽﾊ ｲ゚ｸ 試験管ﾚﾍ ﾙ゙ 抽出剤の選定、分配比の

測定、抽出種形態の把握

Patricia Paviet- Hartmann, AlainRaymond, "Separation of 99Tc f r o mReal Effluents by Crown Ethers"

CEA/ ﾌﾗﾝｽ MA/ Ln分離 DIAMEXﾌ ﾛ゚ﾀ ｸ゙ﾄ Am模擬液、 、Cmｽ ﾊ ｲ゚ｸ

小型ﾐｷ ｻ ｾﾄﾗｰ(6ml+17ml)16段（抽出

8 8＋洗浄；段、逆抽出；段）

Am Cm 99.85 %、 抽出率＞Ln/ MA=7%

C.Hill, X.Heres, J .N.Calor,D.Guillaneux, B.Maunborgne, B.Rat,P.Rivalier, P.Baron,"TrivalentActinides/ Lanthanides SeparationUsing Bis- Triazinyl- Pyridines"

/ﾕ ｰﾘｯﾋ ﾄ ｲ゙ﾂ MA/ Ln分離 DIAMEXﾌ ﾛ゚ﾀ ｸ゙ﾄAm模擬液、 ｽﾊ ｲ゚ｸ、

0.5MHNO3

12小型遠心抽出器 段4 4（抽出；段､洗浄；段、4逆抽出；段）

Am 96 %抽出率＞Ln/ MA 3%＜

G.Modolo, R..Odoj, P.Baron, "TheALINA- Process for An(III)/ Ln(III)Group Separation from StrongAcidic Medium"

INEEL/ ｱﾒﾘｶ Cs- 137 Sr- 90、 、T- α 高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 INTEC実高ﾚﾍﾞﾙ廃液

小型遠心抽出器２４段8 2（抽出；段､洗浄；段、9逆抽出；段、溶媒洗

5浄；段）

Cs- 137 99.95 %抽出率： 、Sr- 90 99.985% T- α： 、 ：95.2%

J .D.Law, D.J .Wood, L.V.Smirnov,etal.,"Demonstration of a UniversalSolvent Extraction Process for theseparation of actinides, Cesium andStrontium from Actual Acidic Wasteat the Idaho National Engineeringand Environmental Laboratory"

ITU/ ﾄ ｲ゙ﾂ TRU 高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 実廃液 16小型遠心抽出器 段 Am 99.8 %抽出率＞

J .P.Glatz, O.Courson, R.Malmbeck,G.Pagliosa, K.Roemer, B.Satmark,P.Baron, C.Madic,"Demonstration ofPartitioning Schemes Proposed inthe Frame of P&T Studies UsingGenuine Fuels"

J NC/ 日本TRU MA/ Ln、 分離、LLFP、希少金属

溶解液、高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 実高ﾚﾍ ﾙ゙廃液小型ﾐｷ ｻ ｾﾄﾗｰ(6ml+17ml)51段（抽出；6 10段、洗浄； 段、逆抽

16出；３５段（うち 段は溶媒洗浄を兼ねる））

Am 99.9 % T- α抽出率＞ 、99.9 %＞

Pd ≒100% Ru 回収率 、 回 99% )収率 ＞ （ｺｰﾙ ﾄ 試゙験

M.Ozawa, T.Wakabayashi,"Status onNuclear Waste Separation andTransmutation Technologies inJ NC"

分離プロセス

ALINAﾌ ﾛ゚ｾｽ抽出剤；bis(chlorophenyl)dithio- phosphinic acid、TOPO 混合溶媒

tert- butyl希釈剤；benzene

ｸﾗｳﾝｴｰﾃﾙ法

BTP法

抽出剤、他

DB18C6抽出剤； 等toluene/希釈剤；

aceton, あるいはdichloromethane

2,6- bis(5,6-抽出剤；n- propyl- 1,2,4-triazin- 3- yl)- pyridine

TPH/ n-希釈剤；octanol

CMPO TBP抽出剤； 、混合溶媒

n- dodecan希釈剤；、錯化剤DTPA(SETFICS )法電解採取法

UNEXﾌ ﾛ゚ｾｽCCD抽出剤； 、

Ph2Bu2CMPO 混合溶媒希釈剤；Polyethylene glycol

DIAMEXﾌ ﾛ゚ｾｽ DIAMIDE

高度化再処理ﾌ ﾛ゚ｾｽPUREX/ TR（

UEX統合法）

核種分離技術はどこまで来ているか（１）

11

　　核種分離技術（続き）

/研究機関 国 分離対象核種、元素 研究対象廃液 被抽出液 研究レベル（試験装置等） ( )成果 分離係数等 文献

CEA/ ﾌﾗﾝｽ TRU MA/ Ln、 分離 高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 ｺｰﾙ ﾄ 模゙擬廃液

小型ﾐｷｻ ｾﾄﾗｰ(6ml+17ml)48段（抽出；8 40段、逆抽出； 段）

MA/ Ln 10分離係数＞ （推定）

X.Heres, C.Nicol, I.Bisel, P.Baron,L.Ramain,"PALADIN : A One StepProcess for Actinides(III)/ FissionProducts Separation"

CEA/ ﾌﾗﾝｽ Cs Tc I TRU、 、、 高及び中ﾚﾍﾞﾙ廃液模擬廃液4MNaNO3,1MHNO3, Cs-137, Np ,PuAmｽ ﾊ ｲ゚ｸ

液膜移送装置 Cs/ Na分配比、輸送率、 分離係数

J .F.Dozol, A.G.Carrera, H.Rouquette,V.Lamare,"selective Extraction andTransport of Actinides and LongLived Fission Products from MediumActivity Liquid Waste byFunctionnalized Calixarenes"

INEEL/ ｱﾒﾘｶ Sr- 90 Cs- 137、 、Tc- 99 TRU、 、Pb Hg、

放射性廃液 模擬廃液 φ小型遠心抽出器2cm Sr 99.99%抽出率＞ （設計値）

D.J .Wood, J .D.Law, R.S.Herbst,T.A.Todd,"Removal of Sr and Hgfrom Acidic Liquid Radioactive wasteby Solvent Extraction with the SREXProcess"

/清華大 中国 TRU Tc Sr Cs、 、 、 高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 実高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 φ小型遠心抽出器

10cm, 5０段α 588 Tc-除染係数； ： 、

99 125 Sr- 90 2500： 、 ＞ 、Cs- 137 200＞

S.Chongli, W.J ianchen,J .Rongzhou,"Hot test of TotalPartitioning Process for theTreatment of High Saline HLLW"

J AERI/ 日本TRU Tc- 99、 、PGM Sr - 9 0、 、Cs- 137

高ﾚﾍ ﾙ゙廃液 実高ﾚﾍ ﾙ゙廃液32小型ﾐｷｻ ｾﾄﾗｰ 段（抽

7 4出；段、洗浄；段、逆I 5 , II 16抽出 ；段 逆抽出 ；

段）

Am 99.999 % Np抽出率＞ 、95.9 %抽出率：

Y.Morita, I.Yamaguchi, T.Fujiwara,H.Koizumi, M.Kubota," The FirstTest of 4- Group PartitioningProcess with Real High- Level Liquidwaste"

GLOBAL'99注 ； 出典

TP法

抽出剤；Dialkoxycalix[4]arenes, CMPO-calixaren e s

NPHE希釈剤；

4'4'(5')di- (t-抽出剤；butylcyclohexo)- 18-crown- 6 TBP、 混合溶媒

Isopar L希釈剤；

Calixarenes法

SREX法

４群群分離法

DIDPA TBP抽出剤； 、混合溶媒

n- dodecane希釈剤；DTPA錯化剤；

PALADINﾌ ﾛ゚ｾｽ

抽出剤；DMDOHEMA、HDEHP混合溶媒

TPH希釈剤； 、錯化 HEDTA Cit pH剤 、 、

3

抽出剤、他

TRPO/抽出剤； 希釈kerosene剤； 、

DC18C6KTiFCｲｵ ﾝ交換法

分離プロセス

核種分離技術はどこまで来ているか（２）

出典； GLOBAL’99

その成果の例を挙げると、旧日本原子力研究所 (JAERI) では DIDPA を主配位子とする４群群分離法を成熟させ、 Am,Cm の抽出率＞ 99.998% 、逆抽出率＞ 99.98% を得ている。また多座の非有機リン系、 TODGA配位子を用いた ARTIST プロセスを展開した。

12

f- 元素の溶液化学

13

単座、二座、多座配位子

14

構造

単座

二座

多座

名　称

DIDPA[酸性 ] (JAERI)

DBBP[ 中性 ] (JNC)

TRPO[ 中性 ] (清華大学 )

対象元素

CMPO[ 中性 ] (ANL,JNC)

DIAMIDE[ 中性 ] (CEA)

クラウンエーテル（各国）

カリックスクラウン (CEA)

TODGA (JAERI-JAEA)

TRU

TRU

TRU

TRU

TRU

TRU,Tc,Sr

TRU,Cs

TRU

1970 1990 1995 2000 2005

OMEGA 1st Phase

OP

HO

O

O

iso-C10H21

iso-C10H21 DIDPADiisodecylphosphoric acid

P

O

H2C C

O

N

i-C4H9

i-C4H9

C8H17

OφD[iB]CMPO (CMPO)Octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcalbamoyl-

methylenephosphine oxide

R1

P

R3

O

R2

TRPO Trialkylphosphine oxideR1,R2,R3=hexyl, heptyl, octyl (1:5:4)

H3C

N C

C8H17 O

CH

C2H4OC6H13

C

O

N

CH3

C8H17

DMDOHEMADimethyl-dioctyl-hexylethoxy-malonamide

H2C

C

O

O

O

C

CH2

NN C8H17

C8H17

C8H17

C8H17

TODGAN,N’-tetraoctyl-3-oxapentanediamide

MA 分離プロセス

OMEGA 2nd Phase?

15

DIDPA(Diisodecyl phosphoric acid) 　

単座配位型の酸性有機リン化合物で、分子中のプロトンが解離し、 MA3+ が陽イオン交換されて抽出される。従ってその解離を容易にし、プロトンとの競合を緩和するためには TRPO の場合と同じく、 HLLW 中の硝酸濃度を下げる必要がある。

一般的に P置換基から酸素原子が抜けると P-OH結合が強まるので、中性化合物の場合とは逆に、酸性化合物では酸素原子の存在は好ましい抽出能を与える。

R 基については鎖長が長い程抽出能が増大する。また、分岐度が増すに従い溶解度が増すので、第３相形成に対する抑制効果が増す。

旧日本原子力研究所では、 R に i-C10H21 を配した DIDPA による抽出法に、活性炭吸着法、沈殿法や無機イオン交換法を併用する４群群分離法を開発している。

RO O 　＼　 ／ 　　 P 　　 DIDPA 　　 (R: i-C10H21) 　　　　　　　 ／ ＼ 　 RO OH

16

0.0001

0.001

0.01

0.1

1

10

100

1000

0.001 0.01 0.1 1 10

ThUNpPuAmCm

DM

HNO3 concentration (M)

図 TO D G A 抽 出 におけるアクチノイド分配比の 硝酸濃度依存 性

Th(IV )

P u(IV )

A m (III)

C m (III)

U (V I)

Np(V )

有機相 :0 .1M TO D G A － n-dodecane水相 :H N O 3

硝酸濃度 (M )

分配比

　４群分分離プロセスの開発　実廃液による試験で元素分離性能を実証

　より合理的で、より経済的なプロセスへ　 TODGA 抽出プロセスの開発に着手

濃縮高レベル廃液

ラフィネート

通過液

チタン酸

ギ酸

ギ酸

ＤＩＤＰＡ溶媒

沈殿 シュウ酸

ＴＲＵ群ＴＲＵ群

Ｔｃ-白金族元素群Ｔｃ-白金族元素群

Ｓｒ-Ｃｓ群Ｓｒ-Ｃｓ群

その他の元素群

その他の元素群

ＤＴＰＡ

希土類元素

図 ４群群分離プロセスのブロックフロー

無機イオン交換体カラム吸着ゼオライト

脱硝沈殿

溶媒抽出 選択的逆抽出

前処理（脱硝）

沈殿物

吸着体

４群分離プロセスから TODGA 法へ (旧 JAERI-JAEA)

17

TRPO(Trialkylphosphine oxide) 　単座配位型の中性有機リン化合物で、清華大学（中国）において開発途上にある。

中性有機リン化合物の場合、以下に示すように P置換基から電子吸引性の酸素原子を抜くに伴い抽出能力は増大する。

TRPO の場合、アルキル (R) 基は直鎖の、しかも長鎖長が好ましいとの考えから、 hexyl 、 heptyl 及び octyl がそれぞれ 10 、 50 及び 40 % と混合した構造の化合物が現在の研究対象となっている。

RO RO RO R ＼ ＼ ＼ ＼ RO—P=O 　 ＜ 　 RO—P=O ＜ R— P=O 　 ＜ 　 R— P=O ／ ／ ／ ／　　　 RO 　 　 R 　　　　 R 　　　　　 　　　 R TBP DBBP TRPO

単座配位型は通常、 P=O へのプロトンの配位が MA3+カチオンと競合するため水相中の硝酸濃度を低減しなければならない。

18

H++X-+mB 　 = 　 HX ・ mB H+

DM3+

H++ M3++ 4X-+nB 　　　　　 = 　 HMX4 ・ nB

M3++3X-+nB 　 = 　 MX3 ・ nB

低硝酸域 中硝酸域

高硝酸域

単座配位型の抽出パターン

抽出メカニズム（単座、酸性配位子）

19

TRUEX(TRans Uranium EXtraction) 法　

アルゴンヌ国立研究所 (ANL) で開発された、二座配位型の中性有機燐化合物である、 OφD[iB]CMPO(Octyl[phenyl]-N,N-diisobutyl carbamoylmethyl- phosphine oxide) 、を主配位子とするアクチニド分離法で、核燃料サイクル開発機構 JNC では”高度化再処理プロセス”の一環として開発を進めてきた。

OφD[iB] CMPO は下図のように非対称の構造が特徴的であり、 TBP 及びドデカンで希釈して用いる。

二つの官能基のうち P=O が第一ドナーとして金属カチオンを、 C=O が 第二ドナーとしてプロトンを受け持つので (Horwitz ; Intramolecular Buffering Effect) 、高硝酸環境においても高い抽出能が維持される。

故に、構造的には主に P置換基の静電的、立体的性状が抽出能に大きく影響を及ぼすと考えられ、なかでもフェニル基 φ の効果については量子化学的な興味深い解釈が与えられている。硝酸溶液からの Am3+ の抽出は次の通りである。 　

Am3+ + 3NO3- + 3E ・ (HNO3)n ⇔ Am(NO3)3 ・ E3(HNO3)m + (3n-m)HNO3

n=0～ 2, m=0～ 3

P

O

H2C C

O

N

i-C4H9

i-C4H9

C8H17

20

Effect of Substituents on the Properties of the Carbonyl-phosphoryl Moiety

CMPO置換基の役割

OφD(IB)CMPO の分子モデル （ E P. Ｈｏｒｗｉｔｚ / ANL 　提供 )

変則アリール効果（ A.M.Ｒｏｓｅｎ，Ｒｕｓｓｉａ）；フェニル基の導入でプロトンの配位能は低下、 Am ３＋は６員環の形成で逆に抽出能増大イントラモレキュラーバッファリング効果（ E.P.Ｈｏｒｗｉｔｚ，ＵＳ）；カルバモイル酸素 C=O がプロトンを優先的に受け取る

21

(JNC)

Am3+ + 3NO3- + 3E ・ (HNO3)n ⇔ Am(NO3)3 ・ E3(HNO3)m + (3n-m)HNO3

　　　　　　　　　 n=0～ 2, m=0～ 3

CMPO による基礎分配特性

22

(CPF-JNC)

改良 TRUEXフローシート (PNC-JNC ）

HOOC−COOH

23

(CPF-JNC)

CMPO-TRUEX 法　抽出平衡曲線

24

（ CPF-JNC ）

CMPO-TRUEX 法　ホット試験結果の例

25

DIAMIDE-DIAMEX 法　

フランス原子力庁 (CEA) が開発中の、 DIAMIDE類縁体を抽出剤とする新しい MA 分離法である。

DIAMIDE は 二つのアミド基をマロン酸型に置き、二種類の R 、 R‘置換基を cis型に配した骨格構造の、二座配位型中性有機化合物である。

MA 抽出能、溶解性及び第三相形成抑制などの観点から種々の類縁体が合成されており、現在でもR 、 R‘ 、 R“ 基の炭素数、酸素原子の効果及びメチレンブリッジ数等に関する最適化が進行中である。

これまで下記に示す DMDOHEMA (Dimethyldioctyl hexylethoxy malonamide) 、

を工業用分岐性ドデカン (TPH) に混合した溶媒によるフローシート研究がなされている。DMDBTDMA は 単座配位型に比べれば適合する硝酸領域が広い。未調整の 4 M硝酸濃度の実高レベル抽残液 HAR をフィード液とした多段向流抽出試験の結果、 99.5 % の MA回収率が報告されている。DIAMIDE は対称構造の故製造が容易 (従って安価 ) 、分子中にリン原子を含まない（“ CHON” プロセス）為に、最終処分が容易等の点で他化合物に比べ有利である一方、 Fe 、 Mo 及び Ru の制御法などに研究課題が残されている。

H3C

N C

C8H17 O

CH

C2H4OC6H13

C

O

N

CH3

C8H17マロン酸

26

27

90 年代後半からの分離化学は、それまでの MA 分離性能の見極めが一段落し、各MA 分離プロセスに共通する課題として認識された対アクチニド選択性配位子（高 MA/Ｌ n 分離性）の創製へと焦点が移った。

手法としては、配位子を構成する原子の種類（ソフトドナー）、配列、骨格構造及び置換基の種類を、経験的あるいは計算化学的に評価し、分離性（実データ）との相関性から支配原理を導き、メカニズムを解明した上で新規の分子設計及び合成に繋げるというもので、ヨーロッパ諸国・研究機関（ CEA 、 FZK ）を中心に研究開発に凌ぎが削られている。

一方、我国においても原研を始めとして大学においても、例えば東工大では 3級ピリジン型樹脂、 NIPA-BTP 共重合ゲルの開発が進められている。

MA/Ln 分離概論

28

互いに化学的性格の似る f- 元素同士の分離への挑戦は、量子計算化学、有機電子論、有機合成化学、錯体化学また NMR 、 EXAFS などの構造分析化学の知見を必要とし、周辺基礎化学への波及も大きい。

現在主流となっている研究対象化合物は窒素系 (BTP 、 TPTZ) 及び硫黄系化合物であり、特に後者の高度精製 Cyanex301 は極めて優れた選択的 Am 抽出性 (SFAm/Eu:＞ ca.6,000) を示し、 f- 元素の相互分離における HSAB則を明快に実証することとなった。

しかしながら、将来プラント規模での定常的使用を想定した場合、安定性と廃棄物低減性（“ Salt-Free” 、“ CHON” ）の点において一歩優る窒素系化合物を追求する方向に向かうべきとの判断が優勢である。

29

MA/Lｎの分離化学

30

名称

DTPA

研究機関 1970 1990 1995 2000 2005

HOOCCH2

N C2H4

HOOCCH2

N C2H4

CH2COOH

N

CH2COOH

CH2COOH

ORNL, EC, Sweden(Talspeak 法 )JNC-JAEA(SETFIX)JAERI(DIDPA)

TPTZ 、３級ピリジン CEA, 東工大 (JAEA)

R-BTP

CYANEX301

HDEHDTP

芳香族置換 DTP

N

NN

N

N

N

N

R2

N

NN N

N

N R1

R1

R1

R1

OP

HS

S

O

CH2 CH

C2H5

C6H13

CH2 CH C6H13

C2H5

PSH

S

PSH

SX

X

DTPADiethylenetriaminepentaacetic acid

TPTZ2,4,6-tri(2-pyridyl)-1,3,5-triazine

BTP2,6-bis(1,2,4-triazin-3yl)-pyridineR1=H, methyl, n-propyl, i-propyl, n-butyl, i-butyl R2=H, i-nonyl

HDEHDTPdi(2-ethylhexyl)dithiophosphoric acid

diphenyldithiophosphinic acid+ synergist (TOPO, TBP,TBPO)

X=H, CH3, F, Cl

CYANEX301bis(2,4,4-trimethylpentyl)

dithiophosphinic acid

FZK, CEA, 　東工大

CEA

FZJ, EC

清華大学

MA/Ln 分離プロセスOMEGA 1st Phase

31

TPTZ の Eu に対する希土類元素 ,Am の選択性

CEA-フランス（ CEA-JNC 共同研究 ）

TPTZ による Am/Eu 分離

32

(JNC-CEA 共同研究）

Cyanex による Am/Eu 分離

33

LLFP の分離を対象にした技術開発は、アクチニド分離に比べると、どの研究機関においても限定された条件で進められた。これは、限られた投入研究資本内ではアクチニド分離研究を優先するという各国に共通する研究開発戦略によるものである。

f- 元素は単味あるいは２種の抽出剤による系統的分離が可能であるが、 LLFP を構成する d- 元素類などは溶液化学が多様であるために、分離対象元素ごとに分離工程も異なるという特徴（弱点）がある。

旧日本原子力研究所は早くから化学沈殿法や吸着法による白金族元素 FP 、 Tc 及び発熱性元素Cs 、 Sr の分離研究に着手し、分離性を実証してきた。

FP 分離概論

Tc 分離に関してアメリカは 60 年代前半、ロシアは 70 年代の前半においてそれぞれキログラム量の分離に成功しており、種々の利用研究を進めてきた。我国では東北大において放射線照射による TcO2ナノ粒子の生成とその利用研究が進められた。

最近ロシアはテクネチウムルネッサンスと称し、 99Tc の核変換後の安定 Ru の利用を目的とする研究が活性化している（ Tc-2002, Dubna 会議）。

90 年代に入ると、分離剤・法の多様化が進み、クラウンエーテルやカリックスクラウン（ CEA 等）など新規のマクロサイクル（大環状化合物）や CCD （ロシア）のような強アニオン、あるいはゼオライト（東北大）や KTiFC （精華大）のような無機イオン交換体により、 Cs 及び Sr の定量的分離が可能であることが示された。

34

また旧サイクル機構では希少元素 FP （白金族、 Tc 、 Se 、 Te 、 Ag ）が電気化学的に貴であることに着目し、電解採取法による一括分離が可能であること、また Pd2+ 、 Rh3+ などの添加（リサイクルすることを想定）が RuNO3+ 、 TcO4

- など他 d- 元素の電解析出を促進する (UPD; アンダーポテンシャルディポジッション ) ことなどを見出している（触媒的電解採取法）。混合析出物の触媒活性は高く、海水電解による水素製造触媒として、従来の白金電極に代替する可能性が高い。

このように LLFP 及び希少元素 FP の分離法は多様であるが、今後の技術改良の方向は、湿式法の利点であるシステムの安全性、連続性及び遠隔自動制御性を担保しつつ、経済性と環境負荷低減性の両立を目指す、所謂“ Green Chemistry” の理念に沿ったものであるべきで、例えばゴミ処理処分におけるダイオキシン発生のような轍を踏むべきでない。

先進的な核燃料サイクル技術としての整合性を強化するためには、分離手法としての徹底した二次廃棄物の低減、ゼロ化及び無毒化に留意すべきであろう。

35

方法

溶媒抽出法

沈殿法

イオン交換法（吸着法）

名称、分離剤

脱硝沈殿法

対象元素

CCD

クラウンエーテル

カリックスクラウン Cs

Sr, Tc

TRU,Sr,Cs

Tc,PGM

Sr

Cs

PGM,Tc,Te,Se,Ag

1970 1990 1995 2000 2005

電気化学法 電解採取法

チタン酸

モルデナイト

O

O

O

O

O

O

DtBuCH18C64’,4’(5’)-di-t-butyl-(dicycrohexano-18-crown-6)

Sr 抽出用 (SREX プロセス：米国 )

O

O

O

O

O

O

DB18C6 dibenzo-18-crown-6Tc 抽出用 (CEA)

O

O

O

O

O

O

DCH18C6 dicycrohexano-18-crown-6

Sr 抽出用 (清華大学 )

ヘキサシアノチタン鉄 (II)酸カリウム Cs

FP 分離プロセス

OMEGA 1st Phase

36

（ JNC ）

Sr 分離配位子

37

（ CEA-フランス）

Cs 分離配位子

アンダーポテンシャルデポジッション（ UPD ）を利用した白金　族の分離

UPD(UnderPotential Deposition ）とは？異種原子間の結合力が同種間よりも大きい場合に、 REDOX電位よりも貴な電位で起こる析出現象。特異な触媒活性を示す。

Pd2+ あるいは Rh3+ の添加が白金電極上で、 TcO4

- 及び ReO4- の析出を促進 !

2019

Anti-Universal Law for Waste Management ” It gets bigger every time you touch it! ”

Electro-deposition of NRM in S-HLLW; HCl vs. HNO3 media

HNO3-S-HLLWHCl-S-HLLW

Electrolysis; Catholyte: 50cm3, 50 , Cathode: Pt℃ smooth, 2cm2, Ic: 　2.5mA/cm2(1hr)→75(2hr)→100(4hr), ICP Atomic Emission Spectrometry

20

-1.2

-1.0

-0.8

-0.6

-0.4

-0.2

0.0 Pt Pd Ru Rh Re Tc Pd-Ru

Pd-Rh

Pd-Re

Ru-Rh

Ru-Re

Rh-Re

Pd:Ru:Rh:Re=1:1:1:1 *1

Pd:Ru:Rh:Re=3.5:4:1:1*2

Pd:Ru:Rh:Re=3.5:4:1:1*3

Initia

l Hyd

roge

n Evo

lution

Pot

entia

l / V

vs A

g/Ag

Cl【アルカリ電解水素製造】・所定電位での水素発生速度（ Y軸）は見掛けの水素　発生開始電位（ X軸）に対しほぼ、リニヤーに増加する。・ 4 元系及び多元系の触媒活性は白金黒電極をも上回　り、平滑白金電極の 3倍強を示す。・ Pd は活性には寄与せず、主として Ru が活性を支配する。・単味及び二元（ Rh ）系で比べた場合、 Tc は Reよりも触媒　活性が優れる。

【人工海水電解水素製造】・ 4 元系の水素発生開始電位は平滑白金に比　べ、約 0.6V貴側にシフトする。・より少ないエネルギー負荷で多くの水素が得　られる可能性が高い。

2 元、 4 元系アダトム触媒 多元系アダトム触媒

単味系アダトム触媒

白金族 /テクネチウム・アダトム電極の水素製造触媒利用

アダトム触媒表面は水素吸着席数が多く、アルカリ水や人工海水の電解で触媒活性が高い。現行 Ni電極 (商用電解）を代替する可能性が高く、また酸素過電圧も低いので他分野でも有力な触媒となる可能性が高い。

20

41

再処理プロセス；事故と安全機能

42

内　容

1. 巨大技術と安全性2. 原子力発電所と核燃料サイクル3. 再処理プロセスと安全設計4. 原子力の事故例5. 再処理（核燃料サイクル）の事故例 (1)歴史 (2)Red-Oil爆発、等に関する知見 (3) アスファルト爆発に関する知見6. 再処理の安全評価　　

巨大技術と安全性

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【巨大技術の定義】１）非常に沢山の技術要素を含んだ、複雑で高度な技術応用体２）かなりのエネルギーないし有害要素を内包した体系、巨大な運　　動量を帯びた体系３）今後の社会経済の活力の維持向上、豊かな生活の確保のため　　に欠かせない技術　⇔　テロ対象技術

【例】１）高層ビル、地下街２）化学プラント、石油施設３）原子力発電プラント４）巨大ダム５）微生物研究施設６）高速鉄道システム７）大型船舶８）大型航空機９）宇宙飛行システム

核燃料サイクル施設と共通

リスクとは

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【定義】将来発生するかも知れない、人間にとって望ましくないこと即ち、　人命、健康、財産等に関する有害な影響、に対する懸念「リスク」＝「被害の大きさ」 X 「発生確率」単位 10-6死 /人・年 ⇒人口 100 万人あたりの年間死亡者数　　 <1 ； 諦める　　 10～ 100 ； リスクとベネフィットのバランスを考えて対策や　　　　　　 改善のための投資を図る　　 >1000 ； 容認されない 　　　【事例】 x10-6死／人・年 i) 自動車事故； 200 ii) 墜落事故、地震（ 30 ）、鉄道事故（ 20 ）、台風・津　　　　　　 波（ 12 ）、海難・火災（ 10 ） iii) 洪水、落雷（≪ 1 ）

【巨大技術のリスクの特徴 】偏在し、一挙であること。しかも集中的、衝撃的。最新鋭の技術への信頼を揺るがし、施設全体の財産的損害も 巨額。

リスクの比較（人口 100 万 (106)人あたりの年間死亡者概数）

全死因 8485放射線発がん

（放射線業務従事者）41

がん 2551 水難事故 7.0

心疾患 1354 インフルエンザ 5.5

脳血管疾患 1039 他殺 5.2

喫煙発がん（現状） 800 自然災害 1.0

喫煙発がん（ 1000円） 300 HIV 0.4

自殺 239 食中毒 0.04

交通事故 91 落雷 0.02

放射線発がん（一般公衆）

55BSE感染牛による

クロイツフェルトヤコブ病0.009

いろいろな事項についての 10 万人あたりの年間死亡数、体質研究会、 http://www.taishitsu.or.jp/risk/risk2006.htmlリスクのモノサシ、中谷内一也、 NHKブックス

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巨大技術 (非原子力 ) の事故例

1 ）メキシコ・イスワテペックの事故（ LPG貯蔵センター）　 1984.11.19 火災爆発、死者約 500人、負傷者約 7000人、2 ） インド、ボパールの事故（化学プラント） 1984.12.2 　 UC殺虫剤製造プラント、毒性のメチルイソシアネート (MIC) の放出、 死者約 2500人、障害者 20 万人　3 ） 日本航空ボーイング 747 事故（旅客機） 1985.8.12　 死者 520人、負傷者 4人、4 ） スペースシャトル・チャレンジャー号事故（宇宙） 1985.1.28 　死者 7人、個体ブースター継手部 Oリングの機能不備、約 30億 $ の損 害5 ）ナホトカ号重油流出事故（タンカー） 1997.1.2 　船体の破断、死亡 1名、約 6m3 の原油流出・重大な環境汚染、 損害補償金額 261億円6 ） H2 ロケット打ち上げ失敗（宇宙） 1999.11.15 　 343億円の損害

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原子力施設での考え方

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巨大技術【原子力】の事故例

1) ウラル・マヤーク（チェリャビンスク 65 ） HLLW貯槽の爆発　放射性核種放出 1957.9.292) ウインズケール火災 1957.10.10 炉心黒鉛減速材火災 2 万 Ci の I-131 放出 数十人が白血病で 死亡3) サンローラン・デ・ソー原子炉 (フランス ) 炉心溶融 1963.10 　4) 原子力砕氷船レーニン号原子炉暴走 1965.25) パロマレス米軍機 B52-G墜落（スペイン南部） 1966.1.17 4個の水爆のうちの 2個の起爆装置が爆発 500ｇの Pu が土壌に残留

6) 原子力船「むつ」放射線漏れ 1974.9.17) 海洋偵察衛星墜落 (カナダ )1978.1.24 　原子力電池搭載コスモス 954 　 300 万 $ の損害賠償8) TMI島原子力発電所　炉心溶融 1979.3.28 レベル 59) 原潜事故エコー 2型 K-431 原子炉爆発（ウラジオストック） 1985.8.10 10名死亡 250名被ば く10) チェルノブイリ原子力発電所爆発 1986.4.26 レベル 7 9000名死亡 (WHO)55,000名死亡（ 14周年 追悼式典）11) ゴイアニア被ばく事故（ブラジル） 1987.9 Cs-137 線源の盗難　 250人被ばく、 4名死亡12) トムスク再処理施設爆発 1993.4.6 U-TBP錯体の熱分解　 Pu3.7x1010Bq の環境放出13 ）ラプソディー Na貯蔵タンクの爆発 1994.3.31 プロパノールと Na との反応による水素爆発レ ベル 314) 動燃高速増殖炉「もんじゅ」ナトリウム漏洩 1995.12.815) 動燃東海アスファルト固化施設火災爆発 1997.3.11 レベル 316) JCO 核燃料加工施設臨界事故 1999.9.30 レベル 4 日本で 3番目の臨界事故 2名死亡17) トリカスタン原子力発電所　放射性核種放出 2008.7.7 レベル 0 3 万 のウラン溶液の流出㍑ 250 人被ばく18) 福島第一原子力発電所炉心溶融・水素爆発 2011.3.11 レベル 7

溶融ガラスからの放射性核種の漏洩

49

再処理施設の安全の考え方；原子力発電所との比較

50

再処理・火災爆発事故例

51

35名の被ばく

【主な火災事故例】1963/11/6 プルトニウム精製用陰イオン樹脂塔からの火災　ハンフォード工場（米）　　　　　概要：レドックスプラントに付随する陰イオン交換樹脂を用いたプルトニウム精 製プラントの火災。　　　　　原因：プルトニウムを吸着させた陰イオン交換樹脂に必要のない重クロム酸カリ ウムを加えたことによる酸化反応等により、引き起こされたと推定されて いる。操作温度が高かった可能性もある。　　　　　　　　（事故後、操作限度温度を７０℃としている。）

1964/10/1 陰イオン交換塔塔の陰イオン樹脂からの発火による火災 サバンナリバー工場 (米）　　　　　概要：ネプツニウムを回収するための陰イオン交換塔から白煙があがる。　　　　　原因：明確にされていない。

【主な爆発事故例】1953/1/12 硝酸ウラニル、 TBP 、有機溶媒混合物（レッドオイル）の蒸発間での爆発　　　　　　　　サバンナリバー工場（米）　　　　　概要：硝酸ウラニル溶液の蒸発濃縮中に蒸発缶が爆発　　　　　原因：蒸発缶の供給液に TBP と希釈剤（ケロシン）が多量に混入、　　　　　　　　有機物と硝酸ウラニルの急激な反応により爆発。

1959/11/20 蒸発缶での除染剤と硝酸のニトロ化反応による爆発　　　　　　　　オークリッジ国立研究所（米）　　　　　概要：蒸発缶の除染作業中に爆発が発生。　　　　　原因：蒸発缶の除染作業では除染剤で除染、水洗いして、硝酸で洗浄のプロセス　　　　　　　　を作業員が除染剤投入後、水洗いをせずに 4M硝酸を加えて加熱洗浄したこ　　　　　　　　とにより起こる。

再処理事故（火災・爆発）とその原因

1961/3/18 蒸発缶での有機物と濃硝酸の反応爆発　　　　トムスク工場（露）　　　　　概要と原因：蒸発缶に有機物と濃硝酸が流入して反応し爆発。その経過等は不明

1962/6/26 Pu精製用陰イオン交換樹脂塔のパイレックスガラスカラムの破裂　　　　フォントネオローズ研究所（仏）　　　　　概要： Pu の分離精製実験のために Dowex1-X4(強塩基性陰イオン交換樹脂 ) に　　　　　　　　 Pu を吸着させて放置、 4 日間後作業を再開したところ、カラムが破裂。　　　　　原因：樹脂を高濃度の硝酸と長時間接触させたことによる発泡による物理破裂

【火災・爆発事故の特徴】・過去に約 50件の発生。ほとんどが 1960 年代の初期まで。主に軍事用施設で発生・有機溶媒の火災；溶媒の不適切処理、低引火点有機溶媒の使用、不溶解残渣（高崩壊熱） と有機溶媒の 混合（ウインズケール 1973.9 ）・ジルコニウム粉末の発火；湿潤 Zr の自然発火 (ORNL1956.5)・蒸発缶等でのウラン抽出錯体の爆発（ Red-Oil) ； TBP （ DBP)錯体を含む溶媒（ TBP 、ケロシ ン）の加熱分解反応 (SRP1953.1)・この他金属ウラン、プルトニウムの自然発火、化学薬品による火災、イオン交換樹脂の火 災、電気設備ケーブルブル火災、水素爆発

再処理事故（臨界、漏洩）と原因

54

【臨界事故の特徴】・過去に 8件の発生。ウラン系 5件、プルトニウム系 3件。ウインズケールを除くとほとんどが　米国軍事用施設・研究施設で発生。・ウラン系は全て高濃縮ウラン（ 235U～ 90% ）の取り扱い時。非形状安全槽への高濃縮ウラン　やプルトニウムの誤移送が原因。・非形状安全槽でのプルトニウムの蓄積、抽出条件異常によるウラン濃度上昇

【漏洩事故の特徴】・環境への放射性物質の異常放出。約 30件の内、期待漏洩約 20件、作業ミスが原因。液体漏　洩約 10件、配管の腐食、点検作業ミス、海洋放出韓の亀裂、バルブの故障ガ原因・ハンフォード再処理工場での漏えい事故 1973.7 ；貯槽のレベルチェック漏れと炭素鋼ライニ　ングの腐食が原因。高レベル放射性廃液が 435m3 地中からコロンビア川に流出　（ 137Cs;40,000Ci, 90Sr;1,4000Ci, 239Pu;4Ci を含む）・旧ソ連チェリャビンスク（マヤック核兵器生産コンビナート）での漏洩事故 1957.9( ウラル　核惨事 ) ；高レベル放射性廃液貯槽の爆発で漏洩。 2,000,000Ci が環境放出。下流 300Km 環境　汚染、 34,000人が被ばく。 放出核種は 144Ce+144Pr （ 66% ） , 95Zr+95Nb （ 24.9% ） , 90Sr+90Y （ 5.4% ）。 Pu は痕跡程度 事故直後の被ばくは 95Zr や 106Ru による。 5 年後の土壌汚染は 90Sr が主因 被ばく者 7852人についての健康調査（～ 1987人）では、全ソ連の対象値と比較して悪性腫　瘍や生殖機能に関し優位な差はなし

55

アスファルト固化爆発について

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事故原因の知識化

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（１）プロセス；再処理工場の低レベル放射性廃液（硝酸ソーダを大量に含む）を pH調整後、　　　蒸発濃縮する。濃縮液に原料アスファルトを混合し、エクストルーダ（混合機）に送　　　り、蒸気により加熱、混合脱水する。脱水後のアスファルトはターンテーブル状の空　　　ドラムに充填し放冷して、安定固化体とする。

（２）事故 1997.3.11;充填済みドラム缶数本に火災発生。火災発生後セル換気系のフイル　　　ターが目詰まりし、建屋及びセル換気系が全停止した。火災から約 10 時間後に爆発が　　　発生し放射性物質が環境放出された。レベル３の評価。

（３）原因；アスファルト混合物の加熱昇温　　　・脱水・混合機（エクストルーダ）内での物理的な発熱（摩擦熱）による充填温度の　　　　上昇　　　・廃液とアスファルト原料の供給速度を低下させたことによる出口温度の上昇。蓄熱　　　　性の高い固化体の温度が徐々に上昇。硝酸塩・亜硝酸塩とアスファルトの酸化還元　　　　反応が進行し、可燃性熱分解生成物を発生、ついに空気と熱分解生成物との燃焼暴　　　　走反応（爆発）にいたる。　　　・セル換気系の全停により不完全燃焼化が起こり、可燃性物質が滞留。　　　　再起動した槽類換気系及び建屋換気系からの空気が混入して、爆発限界内となった。　　　・不十分（１分）な火災消火（規定では８分以上）及びアスファルトの自己発火ある　　　　いはダクト内での電気系統による発火で着火　　　・アスファルトは種々の成分の混合物で熱化学反応の制御困難。硝酸塩も良くない。　　　　化学安全への配慮不足

（４）環境影響； 137Cs 放出量 14GBq 、公衆の実効線量当量 0.02mSv 以下　　　　

Red-Oil爆発について　 (1)館盛ら 1986.2 JAERI-memo61-032

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Red-Oil爆発について　 (2) 小澤ら 1989.8 PNCZN8510 89-002

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再処理プラントの安全設計（１）過去の経験を踏まえた想定異常事象

再処理施設の安全設計（２）特徴

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工程が多数のユニットに分かれており、それぞれがセルに収納。事故の 原因となる場所及び要因の種類が多様。 各工程はほぼ常圧で、工程温度は高くても沸点付近である。　　操作条件は原子炉に比べ一般的にはゆるやか。 核分裂生成物は溶液に溶存しているので封じ込め要件は原子炉に比べ厳　　しい。 想定される事故の、種類は多いが、規模は原子炉に比べ小さい。

従来は決定論的手法による事故評価。 COGEMA社は UP3-A, UP2-800 に 確率論的評価を実施。

EXXon社は事故を５グループに分類。高レベル放射性廃液蒸発缶の Red- Oil爆発、他までを「設計基準事故」としてプラント工学的安全システム に反映。以下の「仮想事故」については実際には起こりえない事象とし て考察のみに留めた。（ PNCZJ199 83-26(1)1983.5 ） @ 大地震、大洪水、トルネード、破壊的大火災、大型航空機の 衝突（外部事象）冷却機能の全喪失、 HLLW の土壌への流出

COGEMA社は UP3-A の設計で、４つの頻度カテゴリーに分類。発生頻度 10-1/ 年は運転上の事故とし、 10-7/ 年以上の事象を設計に考慮。外部事象 はサイト依存とて設計に考慮すべき、としている。

再処理工場の安全設計（３）例

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　臨界設計（装置、工程）　 形状管理；①スラブ（ S,D ）、②アニュラー（ S,D ）、③円筒　 中性子毒；① B入りラシヒリング、② Cd板　 濃度管理；比重（水相、有機相）　　 質量管理； 220gPu, 20Kg4%濃縮 U　 インラインモニター； nモニター ( 抽出器 ) 　 Pu蓄積検知　 臨界警報装置（建屋） 火災爆発　 工程温度管理； 60℃ （溶媒抽出工程）　　　　　　　　 135℃ （加熱用蒸気温度：蒸発濃縮工程） 工程操作管理；希釈剤洗浄装置、 LP+　 計装設計；圧力上限緊急操作装置 PP+ 、温度上限緊急操作装置 TP+

漏洩　 加熱用蒸気凝縮水放射性物質検知装置； αRP+ 、 γRA+ 　　 漏洩検知装置（セル等）； LW+

　 負圧警報装置 dPA- （グローブボックス） 被ばく管理；ラディエーションマップ、各種モニタ - 耐震強度　 免震装置、地震モニター 非常用電源 非常用発電機 (ユーティリティー施設、他 ) ； 20秒以内に給電状態（電圧 6.6kV±3.5% 、周波数 50Hz±5% ）に復帰 無停電電源装置 ( 高放射性廃液貯蔵場、他 ) ；充電器、蓄電池

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PA

再処理工場の安全確保

再処理施設安全に関する経験知（私の体験）

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定常作業より非定常作業の方に多くの危険が存在。多くの場合マニュアルがない、作業安全解析が不十分　 ⇒　非定常作業は極力避けるべし

非形状管理槽（通称、バカタンク）への液移送および液処理には特に注意を払う（試薬調整、リワーク工程） ⇒　多くの場合非定常作業。極力避けるべし

多種多様の化学試薬を、同時に扱う工程は要注意（試薬調整）

バイオリズムに反した勤務体制には問題が多い。特に、長期間に渡る場合

工程操作パラメータは安易に変更してはならない。操作・管理判断は多重にチェックする（特に、液移送） ⇒　マニュアルに即すべし。ない場合は、行わない。

ハイドリックガード（水封）は信用するな

放射性核種の配管内マイグレーションには注意。思わぬところで被ばくする

（蒸気圧の異なる）混合溶媒のインベントリーには要注意。蒸気圧の低い溶媒（例えば TBP ）が自然に濃縮されている場合がある

炉を含む全原子力施設を通じ、火災、腐食、水素爆発など、化学反応・化学安全に対する認識・配慮不足を痛切に改めなければならない

米国・レアアース鉱山の安全管理

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UCI Nilsson教授、学生 1名、ﾎﾟｽﾄﾞｸ 1名の計 4名で 社 ・ 鉱山を訪問し、工場長ﾓﾘｺｰﾌﾟ ﾏｳﾝﾃﾝ ﾊﾟｽ ﾚｱ･ｱｰｽ Rocky Smith氏の案内のもと（左下写真）、の選鉱・精錬工場、事業所を見学した（右下写真）。ﾚｱ･ｱｰｽ

工場現場では米国流安全管理の方法について実体験し、それが徹底されていることに感銘を受けた。 UCI を交え、 Rocky Smith氏と 資源やそﾚｱ･ｱｰｽれからの放射性物質の分離等について意見交換し、将来の共同研究の可能性について議論した。原子炉を用いる元素変換技術では、特に重希土類元素（ Dy など）の創成について産業界側から高い関心が示された。

安全管理の方法１）鉱山事業所入構の際、 10問ほどの簡単な安全テストを科せられる（全てに正解しないと入構できない）２）安全走行（制限スピード順守）の徹底。工場長とはいえ３）停車、発車作法の徹底　　⇔旧日本帝国海軍の３精神；５分前の精神、出船入船の精神、通報・伝達の精神？４）ビニールホースのような仮設配管は一切ない。水漏れのようなもの皆無５）無意味な立看、スローガン張り紙の類が一切ない６）静粛、整然、クリーン