1 高レベル放射性廃棄物の 減容・有害度低減 東京工業大学 科学技術創成研究院 先導原子力研究所 准教授 鷹尾 康一朗 （付記）本研究は、総合科学技術・イノベーション会議が主導する 革新的研究 開発推進プログラム（ImPACT）の一環として実施したものです。
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高レベル放射性廃棄物の減容・有害度低減
東京工業大学
科学技術創成研究院 先導原子力研究所
准教授 鷹尾 康一朗
（付記）本研究は、総合科学技術・イノベーション会議が主導する革新的研究開発推進プログラム（ImPACT）の一環として実施したものです。
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核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化藤田玲子プロジェクトマネージャー
http://www.jst.go.jp/impact/program/08.htmlより抜粋
高レベル放射性廃棄物 ガラス固化による安定化 地層処分 長期保管(~10万年)
処分場の確保・管理が課題
ガラス固化体からの放射性核種回収・核変換処理 放射性廃棄物減容 有害度低減・処分場負荷軽減 有用元素の資源化
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本研究の着想
ガラスの分解・溶解
フッ酸もしくはアルカリ融解
高温プロセス
ガラス固化体からの長寿命核種(LLFP)直接抽出
ガラスマトリックスに閉じ込められた核種の溶出
適切な反応媒体の選択：水溶液, 溶融塩
表. ガラス固化体の組成例
主にFP酸化物 12.00
FP以外（Na2O） 10.00
SiO2 48.75
B2O3 14.79
CaO 3.09
Al2O3 5.20
ZnO 3.09
Li2O 3.09
酸化物合計(wt%)
100.00
固液抽出をベースとした
ガラス固化体からの
直接核種分離技術開発
3 研究目的
シビアな条件
ガラス主成分7元素
模擬核種等26元素
4
模擬ガラス固化体-酸浸漬試験(ブランク試験として)
模擬ガラス固化体A, B (0.5 g)-2 M塩酸(10 mL)混合物70℃にて2日間保持
新技術開発 に繋が っ た発見
模擬ガラス固化体A+ 2 M HCl
模擬ガラス固化体B+ 2 M HCl
4
Ｂ
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
5
模擬ガラス-酸接触試験(連続試験)
模擬ガラス-酸性水溶液混合物定温保持後、ICP-AES分析
Pd溶出：塩酸+硝酸系＞塩酸系＞硝酸系
【硝酸の酸化力】＋【Cl-錯形成による安定化】
【塩酸+硝酸系, 90℃】が最も効果的
用い る酸の種類の最適化
酸水溶液との接触による模擬ガラスからのPd溶出率(初期Pd含有量: 0.37 wt% as PdO).
2 M HCl 2 M HNO3
5
1 M HCl + 1 M HNO3
酸化数Pd(II): 易溶Pd(0): 不溶
Pd2+錯形成Cl-: 強NO3
-: 弱
酸化 + 錯形成
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
6
模擬ガラス-酸接触試験
模擬ガラス-酸性水溶液混合物定温保持後のガラスの状態
処理前後に お け る模擬 ガ ラ ス固化体の分析
未処理の模擬ガラス1 M HCl + 1 M HNO3中、
90℃, 8時間保持後
仕込量： 20.0880 g
模擬ガラスに含まれるNa2O, B2O3, CaO, Al2O3, ZnO, Li2Oの総和: 37.7 wt%
cf. 98℃蒸留水への浸出率：10-4 g·cm-2·day-1
回収量： 13.1325 g
1 M HCl + 1 M HNO3
34.6%重量減
SiO2以外のガラス主成分ほぼ完全に溶出
B2O3, CaO, Al2O3, ZnO,
Na2O, Li2O
H+濃度: 2.04 M → 0.79 M
6
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
7
20
15
10
5
0
No
rm.
Inte
nsity /
a.u
.
25 20 15 10
2 theta/deg
Zr
K
Mo
K
Y K
Rh
K
Pd
K
Rh
K
Co
mp
ton
Rh
K
Rh
K C
om
pto
n
Pd
K
Y K
Sr
K
Rb
K
Cs K
Ba
K
Ce
K
Te
K
: Pristine: 1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
処理前後に お け る模擬 ガ ラ ス固化体の分析
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
模擬ガラス-酸接触試験
模擬ガラス-酸性水溶液混合物定温保持後のガラスの蛍光X線分析
200
150
100
50
0
No
rm.
Inte
nsity /
a.u
.
25 20 15 10
2 theta/deg
Zr
K
Mo K
Y K
Rh
K
Pd
K
Rh
K
Co
mp
ton
Mo
K
Rh
K
Rh
K C
om
pto
n
Pd
K
Y K
Sr
K
Rb
K
Cs K
Ba
K
Ce
K
Te
K
: Pristine: 1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
1 M HCl + 1 M HNO3中、90℃, 8時間保持後
*SiO2成分はほとんど溶解しない(溶出率: 0.44%)ため、Si K強度で規格化
*拡大5
4
3
2
1
0
Norm
. In
ten
sity /
a.u
.
36 34 32 30
2 theta/deg
Se
K
: Pristine: 1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
140
120
100
80
60
40
20
0
Norm
. In
ten
sity /
a.u
.
44 42 40 38 36
2 theta/deg
Zn K
Zn K
: Pristine: 1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
7
8
模擬ガラス-酸接触試験
模擬ガラス-酸性水溶液混合物定温保持後のガラスの蛍光X線分析
処理前後に お け る模擬 ガ ラ ス固化体の分析
10
8
6
4
2
0
No
rm.
Inte
nsity /
a.u
.
80 70 60 50
2 theta/deg
Ni K
Gd
L
Fe
K
Gd
L
Gd
L
Zr
K
2n
dG
d L
Nd
L
Fe
K
Sm
L
Gd
L
Mn
K
Nd
LN
d L
Sm
L
Pr
L
Cr
K
Gd
L
Ce
L
Nd
L
Ba
L
Pr
L
Cs L
Ce L
Cs L
Cs L
Ba
L
: Pristine: 1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
ガラス中残留元素: Zr, Mo, Rh, Ru, Fe, Cr, Ni(?)のみ
分離対象のPd, Se, Csに限らず他の模擬元素等も軒並み溶出
*SiO2成分はほとんど溶解しない(溶出率: 0.44%)ため、Si K強度で規格化
8
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
1 M HCl + 1 M HNO3中、90℃, 8時間保持後
9
100
80
60
40
20
0
Zr
Elu
tion
/%
50403020100
time /h
: 1 M H2SO4
: 3 M H2SO4
9 模擬 ガ ラ ス固化体か ら の ジ ル コ ニ ウ ム 溶出
1 M HCl + 1 M HNO3処理済み模擬ガラスからのZr溶出
1 M HCl + 1 M HNO3処理ではZrの溶出がほとんど認められず(最大でも2%程度)
H2SO4水溶液の利用：Zr4+との安定な錯形成
3 M H2SO4中90℃ 9 h処理Zr溶出率95%達成
溶出率90%
硫酸水溶液中90℃における模擬ガラスからのZr溶出率の時間変化.
0.0 0.5 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0
0.0
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
Fraction
[SO42]
TOT M
Zr4+
ZrSO42+
Zr(SO4)2(aq)
Zr(SO4)32
ZrOH3+
pH = 0.00 [Zr4+]TOT
= 1.00 mM
Zr4+ + nSO42- = [Zr(SO4)n]4-2n
安定度定数：log 1 = 7.04 (n = 1)
log 2 = 11.54 (n = 2)
log 3 = 14.30 (n = 3)
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
10
模擬ガラス-酸接触試験
模擬ガラス-1 M塩酸+1 M硝酸処理(90℃, 8 h)、ガラス残渣のSEM観察
模擬ガラス(未処理) 2 M塩酸70℃, 24.2 h処理後
処理前後に お け る模擬 ガ ラ ス固化体の分析
模擬ガラスからの酸による核種の溶出
10
⇒格段にマイルドな条件での湿式処理によるガラス固化体からの核種回収
1 M HCl + 1 M HNO3, 90dC, 8 h
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新技術の特徴・従来技術との比較
• 常識では極めて困難なガラス固化体からの核種溶出を湿式処理により達成
• 大気下100℃以下の格段に温和な条件
• フッ酸等危険な試薬は必要なし
• 錯体化学を駆使したガラス湿式処理技術
• シリカ相は不溶：ガラス再生
• ガラス固化：放射性核種の閉じ込めと取り出しを自在に制御可能な技術へ昇華
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想定される用途
• 原子力分野
核変換プロセスの前処理
放射能に起因する有害度低減
高レベル放射性廃棄物の減容・処分場負荷低減
有用元素の再利用・資源化
• 一般産業分野
廃ガラス処理・リサイクル
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実用化に向けた課題
• これまでに、ガラス固化体の湿式処理が原理的に十分実施可能である点まで開発済み。
• 現在、用いる酸の種類・濃度、温度・時間等の処理条件の最適化を進行中
• 今後の課題：
–溶出液に含まれる各元素の相互分離プロセスの提案・実証
–ガラス固化体からの元素溶出メカニズムの解明
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企業への期待
• 原子力における放射性廃棄物処理・処分
–バックエンド分野
–原子力システム諸課題の解決・整合性の担保
• 原子力以外の産業分野への展開も期待
–廃ガラスリサイクル技術
–最初からリサイクルを念頭に置いたガラス材料
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本技術に関する知的財産権
• 発明の名称 ：ガラス固化体からの核種分離方法及び得られた多孔質ガラス固化体
• 出願番号 ：特願2017-034766
• 出願人 ：東京工業大学, 京都大学
• 発明者 ：鷹尾康一朗, 上原章寛 他
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産学連携の経歴
2007年-2008年 文科省「原子力システム研究開発事業」に従事(東工大・三菱マテリアル・原子力機構)
2014年 日東電工と共同出願(イオン液体合成法)
2015年-現在 文科省「英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業」に採択
2015年-現在 内閣府ImPACT「核変換による高レベル放射性廃棄物の大幅な低減・資源化」PJ1分離回収技術に採択(本技術の創出)
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