Nuclear fuel reprocessing of (U, Pu)O $_{2}$ fuel

(U,Pu)O $_{2}$ 燃料の核燃料再処理の概念

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二酸化ウラニウム燃料及び、ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の再処理法を提案した。その方法は、燃料の酸化プロセスと、粉砕した燃料(U $_{3}$ O $_{8}$ とPuO $_{2}$ )の硝酸溶解プロセスから成り立つ。PuO $_{2}$ を溶解するためには、電気的還元により、硝酸ウラニール溶液より製造したウラナス硝酸溶液を利用する。この方法は、ピューレックス法より、高価な溶媒抽出法を使用しないため、経済的な利点がある。又この方法は、プルトニウムが単体として回収できないので、核燃料の物理的防護の観点において、ピューレックス法より優れている。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Nuclear Technology
巻	:	90
号	:
ページ数	:	p.186 - 190
発行年月	:	1990/05
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Reprocessing; (U,Pu)O $_{2}$ ; HNO $_{3}$ ; Dissolution; Oxidation; Uranous

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.13182/NT90-A34413
研究データの公開先DOI	:
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:

Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：60.95 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19890354
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 9822

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Nuclear fuel reprocessing of (U, Pu)O fuel

(U,Pu)O燃料の核燃料再処理の概念

Nuclear fuel reprocessing of (U, Pu)O $_{2}$ fuel

(U,Pu)O $_{2}$ 燃料の核燃料再処理の概念