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酸化物燃料の電解還元処理に関する技術開発,9; 溶融LiCl-Li$$_{2}$$O中のPu$$_{2}$$O$$_{3}$$の溶解度測定

Development of electrochemical reduction process for oxide nuclear fuel, 9; Solubility measurement of Pu$$_{2}$$O$$_{3}$$ in molten LiCl-Li$$_{2}$$O

加藤 徹也*; 坂村 義治*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Kato, Tetsuya*; Sakamura, Yoshiharu*; Iwai, Takashi; Arai, Yasuo

乾式再処理のプロセスの一部として検討されている溶融LiCl-Li$$_{2}$$O中での酸化物燃料の還元では、少量のアクチニド元素や希土類元素が溶出することが報告されている。Nd及びCeについては、溶融LiCl-Li$$_{2}$$O中の溶解度がLi$$_{2}$$O濃度をパラメーターに測定されている。Puは三二酸化物(Pu$$_{2}$$O$$_{3}$$)が存在するため、溶出する可能性があるので、その溶出挙動を把握するための基礎データとして、溶融LiCl-Li$$_{2}$$O中にPu$$_{2}$$O$$_{3}$$が沈殿した体系で、Li$$_{2}$$O濃度をパラメーターにPuの溶解度を測定した。試験の結果、Puの溶解度は、Li$$_{2}$$O濃度の増大にほぼ比例して増大し、650$$^{circ}$$C, 8wt%Li$$_{2}$$Oで約0.3wt%であった。

In order to apply the pyrometallurgical reprocessing to spent oxide fuels, reduction techniques of oxide in molten salt have been studied. In the previous reduction experiments, a small amount of Pu has been found to move out of the reduced fuel and dissolve into molten LiCl-Li$$_{2}$$O. In this study, solubility of Pu in molten LiCl-Li$$_{2}$$O was measured to obtain quantitative data for the Pu dissolution. The Pu solubility in the molten LiCl-Li$$_{2}$$O containing Pu$$_{2}$$O$$_{3}$$ precipitates increased with increasing Li$$_{2}$$O concentration in the molten salt to be approximately 0.3wt%Pu at 8wt%Li$$_{2}$$O and 923 K.

使用言語

 :

Japanese

掲載資料名

 :

巻

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号

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ページ数

 :

発行年月

 :

発表会議名

 :

日本原子力学会2007年秋の大会

開催年月

 :

2007/09

開催都市

 :

北九州

開催国

 :

日本

キーワード

 :

no keyword

特許データ

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広報プレスリリース

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電力中央研究所

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