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J-GLOBAL ID：200902263671197189   整理番号：09A0236064

核燃料再処理の工学スケールの遠心性接触型カスケードシステムの抽出と剥離試験

Extraction and Stripping Tests of Engineering-Scale Centrifugal Contactor Cascade System for Spent Nuclear Fuel Reprocessing

著者 (7件)： TAKEUCHI Masayuki (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  OGINO Hideki (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  NAKABAYASHI Hiroki (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  ARAI Youichi (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  WASHIYA Tadahiro (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  KASE Takeshi (Japan Atomic Energy Agency (JAEA)) ,  NAKAJIMA Yasuo (Japan Atomic Energy Agency (JAEA))
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 46  号： 3  ページ： 217-225 (J-STAGE)  発行年： 2009年 
JST資料番号： G0317A  ISSN： 0022-3131  CODEN： JNSTAX  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 日本原子力研究開発機構は次世代再処理工場に適用する溶媒抽出用の接触器を開発してきた。遠心性の接触器には,従来の接触器よりコンパクトなデザインや短い液体滞留時間などのいくつかの魅力的な利点がある。ミニチュアの遠心性の接触器を使用する多くの動力学的研究が世界中行われてきた。しかしながら,接触式カスケードシステムンの段効率,濃度プロファイルの遷移挙動,および誤操作状態下の堅牢性さについて包括的に検討した工学スケールの研究はわずかしかない。この研究で,我々は,硝酸ウラニル溶液を使用する10kg-HM/hのフローシートに基づく工学スケールの遠心性接触器カスケードシステムの抽出と剥離試験を実行した。その結果,ウラン抽出と剥離の段効率は,100%近くの抽出と97-98%の剥離で極めて高かった。ウラン濃度プロファイルは抽出と回収部の両方において10分以内に安定するようになった。オーバーフローもエントレインメントも抽出と剥離試験中,通常の操作で観測されなかった。剥離試験中,308から333Kへの供給剥離溶液の温度上昇あるいは,2つの接触器の分配容量に対応した1.0から0.8への水相に対する有機相の流速比の減少が推定された。接触器カスケードシステムの段モーターが故意に止められた誤操作試験は,少なくとも2つの追加段階のインストールに続く,システムの緊急操業停止なしで安定稼働を維持できることを,示した。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *核燃料再処理 ,  *溶媒抽出 ,  原子力施設 ,  *遠心分離機 ,  ウラン ,  エントレインメント ,  *剥離 ,  水相 ,  液相 ,  ウラニル化合物 ,  硝酸塩 ,  芳香族カルボン酸 ,  芳香族フッ素化合物 ,  芳香族塩素化合物 ,  ウレア化合物 ,  カルボアミド ,  フェノールエーテル ,  核燃料再処理施設
準シソーラス用語： 遠心機 ,  界面剥離 ,  原子力研究開発機構 ,  硝酸ウラニル ,  有機相

分類 (1件)： 核燃料再処理  (MD08050C)

物質索引 (1件)： カスケード【Cascade】

引用文献 (14件)：

• LEONARD, R. A. Recent advances in centrifugal contactor design. Sep. Sci. Technol. 1988, 23, 12&13, 1473-1487
• DRAIN, F. 40 years of experience with liquid-liquid extraction equipment in the nuclear industry. Proc. WM'03 Conference, Arizona, Feb. 23-27, 2003. 2003
• BERTOLOTTI, G. R4 innovative concept for plutonium finishing facility. Proc. RECOD'98, Nice, Oct. 25-28, 1998. 1998, 13-20
• BERNSTEIN, G. J. A high-capacity annular centrifugal contactor. Nucl. Technol. 1973, 20, 200-203
• TAKEDA, H. Development of a centrifugal contactor. Proc. ISEC'90, Kyoto, July 18-21, 1990. 1990

タイトルに関連する用語 (5件)： 核燃料再処理 ,  工学 ,  スケール ,  カスケード ,  剥離試験