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J-GLOBAL ID：201802249739661728   整理番号：18A0656725

高濃度プルトニウムを照射した高速炉燃料からの溶解液を用いた酸分割法によるプルトニウムの分離

Partitioning of Plutonium by Acid Split Method with Dissolver Solution Derived from Irradiated Fast Reactor Fuel with High Concentration of Plutonium

著者 (7件)： Nakahara Masaumi (Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, Japan Atomic Energy Agency) ,  Nakahara Masaumi (Advanced Fast Reactor Cycle System Research and Development Center, Japan Atomic Energy Agency) ,  Sano Yuichi (Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, Japan Atomic Energy Agency) ,  Sano Yuichi (Advanced Fast Reactor Cycle System Research and Development Center, Japan Atomic Energy Agency) ,  Nomura Kazunori (Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, Japan Atomic Energy Agency) ,  Takeuchi Masayuki (Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, Japan Atomic Energy Agency) ,  Takeuchi Masayuki (Advanced Fast Reactor Cycle System Research and Development Center, Japan Atomic Energy Agency)
資料名： Journal of Chemical Engineering of Japan  (Journal of Chemical Engineering of Japan)
巻： 51  号： 3  ページ： 237-242(J-STAGE)  発行年： 2018年 
JST資料番号： S0629A  ISSN： 0021-9592  CODEN： JCEJAQ  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： 酸分割プロセス中のPuの高濃度の供給溶液中のPu分配挙動を見積もるために,照射された高速炉燃料から誘導した溶解液を用いた向流実験を行った。Pu分配セクション中のPu重合と第三相形成を防ぐために,実験フローシートを最適化し,これらの現象は遠心接触装置の運転中に観察されなかった。Pu分配セクションでは,Uのいくらかと,ほとんどすべてのPuは16°Cで0.3mol dm^-3HNO₃でストリッピングし,U/Pu生成物中のPu含有量は37.8%であった。U/Pu生成物中のPu含有量は供給溶液中のそれよりも1.51倍高かった。U/Pu生成物中のPu含有量をさらに増加させるために,低い温度でPuを裸にするのは必要であるかもしれない。除染性能に関しては,生成物中の¹³⁷Csはよく除染されていた。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *プルトニウム ,  *高速中性子型原子炉 ,  *分割法 ,  向流 ,  溶液 ,  *分離 ,  最適化 ,  ウラン ,  *放射能除染 ,  硝酸 ,  除去 ,  浄化 ,  セシウム137 ,  濃度分布 ,  物質収支
準シソーラス用語： 高速炉 ,  溶解液 ,  相形成 ,  放射能汚染除去 ,  除染 ,  濃度プロフィル ,  マテリアルバランス

著者キーワード (10件)： 酸分割 ,  共処理 ,  遠心抽出器 ,  向流実験 ,  プルトニウム ,  酸分割 ,  共処理 ,  遠心抽出器 ,  向流実験 ,  プルトニウム

分類 (2件)： 核燃料再処理  (MD08050C) ,  産業廃棄物処理  (SC05040Z)

引用文献 (7件)：

• Campbell, D. O., D. J. Crouse and A. L. Mills; “Acid-Split Flowsheets for Uranium-Plutonium Partitioning without a Reductant,” Proc. 4th Int. European Nuclear Society/American Nuclear Society Conf. (ENC-4), Geneva, Switzerland (1986)
• Gourisse, D.; “Oxydation du Neptunium(V) par les Solutions Aqueuses d’Acide Nitrique en Presence d’Acide Nitreux,” J. Inorg. Nucl. Chem., 33, 831-837 (1971)
• Ishida, M., M. Naito, T. Suto, E. Omori and I. Nojiri; “A Development and An Application of MIXSET-X Computer Code for Simulating the PUREX Solvent Extraction System,” Proc. Int. Conf. on Back-End of the Fuel Cycle: From Research to Solutions (GLOBAL 2001), Paper 040, Paris, France (2001)
• Kumar, S. and S. B. Koganti; “Empirical Modelling of Pu(IV) Third Phase Formation in 30% TBP/n-Dodecane System,” J. Nucl. Sci. Technol., 33, 1003-1005 (1996)
• Lambert, R. W. and D. W. Wilson; “The Coprocessing Option in the Nuclear Fuel Cycle,” NEDG-21856-1, General Electric Company, San Jose, U.S.A. (1978)

タイトルに関連する用語 (6件)： 高濃度 ,  プルトニウム ,  燃料 ,  溶解液 ,  酸 ,  分割法