⑻ T. Kobayashi and M.Tokiwai, J. Alloys and Compounds,

引用文献・資料等

197, （7 1993）⑼

K. M. Goff, et al.,Fuel Conditioning Facility

第２章

Electrorefiner Start-up Results , roceedings of the⑴カスタン報告：「放射性廃棄物管理についての研究開発

embedded topical meeting on DOE Spent Nuclear Fuelに関するワーキンググループの報告書」フランス原子力& Fissile Material Management, Reno, Nevada, Jun. 16-

安全高等評議会（1984）⑵

20, 1996

バタイユ報告：「放射性廃棄物の管理に関する報告書」⑽

フランス議会科学技術選定評議会（1998）⑶

小山正史、魚住浩一、飯塚政利、坂村義治、木下賢介、「高温冶金法物性値集」、電中研調査報告T93033（1994）

Committee on Separations Technology and Trans-⑾K.M.Goff, et al.,Fuel Conditioning Facilitymutation Systems, iNuclear Waste : Technologies forElectrorefiner Start-up Results , Proceedings of theSeparation and Transmutationi, National Research

embedded topical meeting on DOE Spent Nuclear FuelCouncil, USA, 1996

& Fissile Material Management, Reno, Nevada, Jun. 1620, 1996

第３章

⑿ T. Koyama, T. R. Johnson, D. F. Fischer, Distribution of⑴ T.Inoue, H.Tanaka, Recycling of Actinides Produced in
LWRandFBR

FuelCyclebyActinides between Molten Salt/Cadmium Metal

Applying

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Systems , J. Alloys and Compounds, 189, 37（1993）.
⒀ ANL-4617（1951）, A. B. Shuk : Development of Meth-ods

Japan, Oct. 5-10, 1997⑵

for Casting and Fabricating Enriched Uranium Fuel

T.Inoue, T.Yokoo, T.Nishimura,

Assessment ofAdvanced Technologies for the Future Nuclear FuelSlugsi⒁

ANL-5123（1953）, A. B. Shuck :The Development ofCycle , Proc. Global '99, Jackson Hole, Wyoming, USA,

Equipment and Methods for Centrifugally Casting

Aug. 29-Sep. 3, 1999

Reactor Fuel Slugs⒂ C. E. Stevenson, M. J. Feldman, N. J. Swanson ; Operation

第４章⑴

of a Pyrovhemical Processing-Remote Refabrication

T.Koyama, M. Iizuka, H. Tanaka, M. Tokiwai, An

Planti : The EBR-2 Fuel Cycle Facility

Experimental Study of Molten Salt Electrorefining of⒃ P. Hensen : Private Communication（1994）Uranium Using Solid Iron Cathode and Liquid Cadmium⒄

Injection Casting of U-Zr-Mn,

cathode For development of Pyrome-tallurgical

Sarrogate alloy for U-Pu-Zr-Am-Np , J. Nucl. Materi-als，Reprocessing , J. Nucl. Sci. Technol., V34⑷, 384-393

224（1995）305-306（1997）.
⑵

Carole L. Trybys,⒅ H. Tsai and L. A. Neimark， Irradiation Perform-ance of

小山正史、魚住浩一、飯塚政利、坂村義治、木下賢介、

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International Conference on Design and Safety of⑶ R.W.Benedict, J. R. Krsul, R. D. Mariani, K. Park and G.

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93, Sep. 12-17, 1993, Seattle,Washington, p. 1331⑷

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２年12月⒇ T. Nakagawa, T. Ogata, M. Tokiwai : Trans. American
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E. C. Gay, Z. Tomczuk and W. E. Miller,⑸⒆

Argonne National Laboratory

Chemical Technology Division Annual Technical Report
1990 , ANL-91/18（1991）⑹ 小山ら、「溶融塩電解精製技術の開発、液体カドミウム陰スバランスの検討」、電中研研究報告T92078（1993）.
(22) T. Koyama, M. Iizuka, H. Tanaka, Process Evaluationof Pyrometallurgical Reprocessing Facility , Proceed-ingsof ICONE-5, 1998.

極での樹枝状ウラン発生抑制条件の検討」、電中研報告⑺

T95004（1995）

第５章

M. Iizuka, T. Koyama, et al., J. Nucl. Mater. 247, 227⑴ C. C. McPheeters et al., Application of the Pyrochemical（1997）

124

Process to Recycle of Actinides from LWR Spent Fueli,

Progress in Nuclear Energy, 31, 175-186（1997）⑵

C. C. McPheeters et al.,⑼ 中村協正、土方孝敏、「長半減期核種の乾式分離技術の開Pyrochemical Methods for

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J. E. Battles et al.,

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K. Kinoshita, K.Uozumi, M.Kurata, and T. Inoue,

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Estimation of Material Balance in Pyrometallurgical

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International Information Exchange Meeting on Actinide⑷ G. K. Johnson et al., Pyrochemical Recovery of Actinideand Fission Product Partitioning & Transmutation, Mol,

Elements from Spent Light Water Reactor Fuel , Actinide
Processing : Methods and Materials（1994）199-214

Belgium, Nov. 25-27, 1998, p. 169-178（1999）⑾ K. Kinoshita, T. Inoue, S. P. Fusselman, D. L. Grimmett, J.

⑸ J. J. Laidler et al., ANL Chemical Technology Division

J. Roy, R. L. Gay, C. L. Krueger, C. R. Nabelek, and T. S.

Annual Technical Report 1994 101-110

Storvick,

Separation of Uranium and Transuranic⑹ E. J. Karell et al., Treatment of Oxide Spent Fuel Using

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Multistage Extraction in LiCl-KCl/Bi System , J. Nucl.

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⑿ 坂村義治、井上正、T. S. Storvick、L. F. Grantham、第Advenced Waste Forms fromSpent Nuclear Fuel , GLOBAL 95 vol. 1, 750-757

26回溶融塩化学討論会予稿集p. 101、札幌（1994）⒀ M. Kurata, Y. Sakamura, T. Hijikata, and K. Kinoshita,⑻ 宇佐見剛他、「金属リチウムによるUO2粉末及び塊状模擬

Distribution behavior of uranium, neptunium, rare-earth

酸化物の還元挙動」、電力中央研究所研究報告

elements and alkaline-earth elements between molten
LiCl-KCl eutectic salt and liquid cadmium or bismuth , J.

第６章⑴

Nucl. Mater., 227, 110-121（1995）

井上正、倉田正輝、坂村義治、土方孝敏、木下賢介、魚⒁ 魚住浩一、木下賢介、S. P. Fusselman, C. L. Krueger, D.

住浩一、加藤徹也、「分離プロセスの改良と実証」電力中

L. Grimmett,「混合溶融塩からのアクチニド元素の分央研究所総合報告T57（1998）

離・回収実証試験」電力中央研究所研究報告T97061⑵ 宮代一、井上正、吉舗信也、坂田昌弘、「長半減期核種の高温冶金法による群分離−基本的成立性の評価−」、電中（1998）⒂

研研究報告、T87920、昭和63年５月

Y. Sakamura, T. Inoue, T. Shimizu, K. Kobayashi,
Development of Pyrometallurgical Partitioning⑶ 中村勤也、倉田正輝、坂村昌弘、「長半減期核種の乾式分Technology for TRUs in High Level Radioactive Wastes

離技術の開発−脱硝による高レベル廃液からのアルカリ-Vitrification Process for Salt Wastes , Proc. of Global

元素の分離−」、電中研研究報告、T95041、平成８年５月⑷⑸

溶融塩・熱技術研究会監修

A97, Yokohama, Japan, Vol. 2, p. 1222-1227（1997）⒃ 五十嵐寛、NEW GLASS, 11⑶, 11-19（1996）

無機融体の物性値第II集⒄ M. Kurata, Y. Sakamura, T. Hijikata, K. Kinoshita, and T.

KNO3+NaNO2+NaNO3系溶融塩（HTS）、1988、㈱日本Inoue, Thermodynamic studies on reductive extraction

原子力情報センター発行

process of pyrometallurgical partitioning , CRIEPI

倉田正輝、「長半減期核種の乾式分離技術の開発-改良脱REPORT ET96001（1997）

硝プロセスによるアルカリ元素の分離-」、電中研研究報⒅ M.Kubota and Y. Morita, Preliminary Assessment on

告、T98002、平成10年９月⑹

four Group Partitioning Process Developed in JAERI ,日下部、宮代、坂田、井上、北川、三谷、清水、首藤、Proc. of Global A97, Yokohama, Japan, Vol. 1, p. 458-462「長半減期核種の乾式群分離技術の開発-改良塩素化法試（1997）

験及び塩素化工程概念の検討-」電中研-住友金属鉱山共同
研究報告、T988905、平成２年５月⑺ 小長谷秀明、土方孝敏、中村協正、倉田正輝、「長半減期第７章⑴ L. Kahl et al., KfK 3251
（1982）.

核種の乾式分離技術の開発-塩浴塩素化法の塩素化工程へ⑵ 井上正ら、「超ウラン元素の乾式分離要素技術の開発と効の適用可能性の検討-」、電中研研究報告、T97076、平成

率 的 分 離 プ ロ セ ス の 構 築 」、 電 中 研 総 合 報 告 、 T 3 9

10年６月⑻ 土方孝敏、中村協正、倉田正輝、小長谷秀明、「溶融塩トラップでの揮発性塩化物の回収（Ⅰ）
」、電力中央研究所研究報告T96068（1997）（1995）.
⑶

大内仁ら、「放射性廃棄物の処理技術開発」、動燃技報
No. 100、pp. 215-233、核燃料サイクル開発機構（1996）.

⑷ 吉田拓真、小山正史、「乾式再処理における塩廃棄物固化

電中研レビュー No.37● 125

体の開発−ソーダライトの乾式直接合成法の検討−」電

第12章

中研研究報告T93032、電力中央研究所（1994）.

⑴⑸ 瀬戸千秋、小山正史、沢俊雄、「乾式再処理における塩廃横尾健、他、「金属燃料高速増殖炉の設計検討」、電中研
報告T88043（1989）.

棄物固化体の開発−塩廃棄物固化体へのソーダライトの⑵ T.Yokoo, et al., A Consideration on Excess Reactivity

適用性の評価−」電中研研究報告T95081、電力中央研究

Reduction in Metal Fuel FBR Core Design, Proceedings

所（1996）.

of International Conference on the Physics of Reactors,⑹ 松原千秋、小山正史、沢俊雄、「乾式再処理における塩廃棄物固化体の開発−塩廃棄物固化体へのソーダライトのMarseille（1990）.
⑶

適用性の評価⑵−」電中研研究報告T96057、電力中央研究所（1997）.

告T91013（1991）.
⑷

T.Kobayashi, et al.,Development of the SESAME

Metallic Fuel Performance Code, Nucl. Technol., 89, 183⑺ Michele A. Lewis, Donald F. Fischer, Londa J. Smith :Salt-Occluded Zeolites as an Immobilization Matrix forChloride Waste Salt, J. Am. Ceram. Soc. 76, 2826-2832

横尾健、他、「金属燃料FBR炉心の設計検討」、電中研報（1990）.
⑸ 横尾健、他、「金属燃料FBRサイクル導入時における超ウ（1993）.

ラン元素マスバランスの評価」、電中研報告T98026⑻ S. M. McDeavitt, D. P. Abraham, D. D. Keiser, Jr., Alloy（1999）.

Waste Forms for Metal Fission Products and Actinides
Isolated by Spent Nuclear Fuel Treatment, Proc. 2nd

第13章

Int. Symp. Extraction and Processing for the Treatment⑴ 横尾健、他、「金属燃料炉心における安全性確保の方策とand Minimization of Wastes, Scottsdale, Arizona, Oct. 2730, 1996, 177（1996）.

課題」、電中研報告T92007（1992）.
⑵⑼ Dennis D. Keiser, Jr., Brian R. Westphal, R. S. Herbst,

西村友弘、「金属燃料炉心の受動的安全性評価」、電中研
報告T91046（1992）.

Steve G. Johnson, Initial Results of Metal Waste-Form
Development Activities at ANL-West, Trans. Am. Nucl.

第14章

Soc., 77, 80（1997）.

⑴

H. Nakagawa, et al.,Cost reduction Study of a

1000MWe Loop-Type Demonstration Fast breeder
第９章

Reactor, Int. Conf. on Fast Breeder System, Experience⑴ W. H. Hannum, et al., The Technology of the Integral

Gained and Path to Economical Power Generation,

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Nuclear Energy, vol. 31, No. 1/2,
（1997）.

Richland, Wa., 1987. 9. 13-17.
⑵ 笹原昭博、松村哲夫、「長半減期核種の金属燃料FBRによる消滅処理技術の開発⑴」、電中研報告T87071（1988）

第11章⑶ 笹原昭博、松村哲夫、「長半減期核種の金属燃料FBRによ⑴ L. C. Walters, et al., Performance of Metallic Fuels andBlankets in Liquid Metal Fast Breeder Reactors, Nucl.

る消滅処理技術の開発⑵」、電中研報告T88042（1989）⑷ 横尾健、姜政敏、「超ウラン元素をリサイクルする各種新Technol., 65, 179（1984）.
⑵ D. C. Wade and Y. I. Chang, The Integral Fast Reactor

型燃料高速炉の特性評価」、電中研報告T94023（1995）⑸

井上正、坂田昌弘、宮代一、松本俊一、日下部武、倉田Concept:Physics of Operaton and Safety, Nucl. Sci. Eng.,正輝、坂村義治、松村哲夫、笹原昭博、八田洋、

長半

100, 507（1988）.

減期核種の乾式分離、消滅処理基礎技術の開発

電力中⑶ H. Tsai, et al., Irradiation Performance of U-Pu-Zr Metal
Fuels for Liquid-Metal-Cooled Reactors, Proceedings of央研究所総合報告 T15 平成２年５月⑹

倉田正輝、井上正、L. Koch, J.-C. Spirlet, C. Sari, J.-F.

3rd JSME/ASME Joint Intl. Conf. on Nuclear

Babelot, 超ウラン元素含有合金の製造とその特性の把握

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電力中央研究所研究報告T92005平成４年10月⑷ T.Ogata and T.Yokoo, Development and Validation of
ALFUS : an Irradiation Behavior Analysis Code forMetallic Fast Reactor Fuels, Nucl. Technol., 128, 113（1999）.
⑸ 尾形孝成、他、「高速炉用金属燃料における液相形成温度の評価〜U-Pu-Zr合金とFeとの923Kにおける反応〜」、電中研報告T98028（1999）.

⑺

笹原昭博、松村哲夫、燃料に混入する希土類元素の影響とTRUサイクルの解析
T88042平成１年３月⑻ 倉田正輝、井上正、尾形孝成、L. Koch, J.-F. Babelot, J.L. Faugere, 超ウラン元素含有金属燃料照射試験計画 電力中央研究所研究報告 T92028、平成５年５月⑼ U-Pu-Zr三元系状態図、CRIEPI-ACTINIDE-DATABASE、
平成10年９月

126

電力中央研究所研究報告編集

電中研レビュー第37号「乾式リサイクル技術・金属燃料FBR研究」をお届けいたします。

後記

状況にあります。
この時機に、電中研レビューとして、次世代を目指し本号は、当所および当所と国内・外研究機関との共同た「乾式リサイクルと金属燃料FBR」を刊行すること研究で実施してきた先進的技術である「乾式リサイクルは、今日、各方面で議論されている将来の原子燃料サイと金属燃料FBR」に関する研究成果を、電中研レビュー

クルや原子力発電のあり方に対しての一助になるものとNo.37として刊行するものです。

確信いたします。

現在、我が国では、原子力施設の事故やFBR導入の遅れなどにより、原子力政策のあり方が議論されている読者の皆様には、ご一読の上、忌憚の無いご意見、ご叱責を戴ければ幸いです。