Crystallization behavior of uranium and plutonium in nitric acid solution

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矢野 公彦 ; 柴田 淳広  ; 野村 和則  ; 小泉 務; 小山 智造

Yano, Kimihiko; Shibata, Atsuhiro; Nomura, Kazunori; Koizumi, Tsutomu; Koyama, Tomozo

U晶析を用いて使用済燃料の溶解液から大部分のUを分離回収することによって溶媒抽出工程を縮小することができる。高速炉MOX燃料に対して晶析工程を適用させるために、U/Pu混合溶液中のPuの挙動を調べることが必要となる。Puの原子価は結晶として回収されるUに対するPu除染係数(DF)に影響を与える。Puが4価のときは、Uと共晶析することなく、DFは約30が得られた。しかしながらPuが6価の場合は、それ単独で析出しないにも関わらずUと共存する場合はUと共晶析し、DFは約1.3になる。また、Pu(IV)がUの晶析率に及ぼす影響は小さいが、ウラン硝酸溶液中の溶解度から予測される晶析率に比べ、Puの入った溶液では若干少なくなる傾向があった。

U crystallization is effective to minimize solvent extraction process equipment by separating U from dissolver solution of spent fuel. In order to establish crystallization process for FBR MOX fuel, Pu behavior needs to be investigated with mixed U and Pu solution. Pu valence influence on the decontamination factor (DF) of Pu to U in crystal. Pu(IV) was not crystallized with U and DF was about 30. Although Pu(VI) dose not solely crystallized, it was co-crystallized with U and DF of Pu to U in crystal was about 1.3. The effect of Pu(IV) concentration on crystallization yield of U is small. It had a tendency to decrease crystallization yield of U by that Pu(VI) exists, compared with that calculated by solubility of U in U-HNO-HO system.