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J-GLOBAL ID:201302279064406310   整理番号:13A0354061

酸化状態の48MWd/kgU UO2商業炉使用済み核燃料の動的な溶脱研究

Dynamic leaching studies of 48MWd/kgU UO2 commercial spent nuclear fuel under oxic conditions
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巻: 434  号: 1-3  ページ: 451-460  発行年: 2013年03月 
JST資料番号: D0148A  ISSN: 0022-3115  資料種別: 逐次刊行物 (A)
記事区分: 原著論文  発行国: オランダ (NLD)  言語: 英語 (EN)
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高燃焼度使用済み核燃料(48MWd/KgU)の溶脱が,連続的な攪拌タンク流ースルー反応器(CSTR)を用いる酸化条件下,炭酸塩を含む溶液中で研究された。いわゆる高燃焼度構造(HBS,OUTとラベル化)で濃縮された,燃料の2個のサンプルが,1つはペレット中心から調製されたもの(COREとラベル化),および別の1つはいわゆる高燃焼度構造で濃縮された,燃料ペレット周辺からのもの(HBS,OUTとラベル化),が用いられた。ウランとアクチニドに関して,結果は,U,Np,Am,およびCmが標準化された溶解速度に非常に類似したものを付与し,一方,Puは両サンプルに関して,遅い溶解速度を示した。更に,OUTサンプルは,COREサンプルと比べて,溶解速度は,一貫して2~4倍低かった。核分裂生成物放出を考慮すると,主な結果は,溶解されたY,Tc,La,およびNdがウランと非常に類似している;一方,Cs,Sr,Mo,およびRbには,最大10倍高い溶解速度がある。Rh,Ru,およびZrは,ウランより低い溶解速度を持っているように思われた。最低の溶解速度が,OUTサンプルに関して見いだされた。3つの異なる寄与が,ウラン放出に関して検出され,モデル化され,酸化層,微粒子,およびマトリクス放出に対して関連づけされた。Copyright 2013 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.
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分類 (1件):
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核燃料再処理 

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