酸化物燃料の電解還元処理に関する技術開発,9; 溶融LiCl-LiO中のPuOの溶解度測定
Development of electrochemical reduction process for oxide nuclear fuel, 9; Solubility measurement of PuO in molten LiCl-LiO
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-LiO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-LiO中の溶解度がLiO濃度をパラメーターに測定されている。Puは三二酸化物(PuO)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-LiO中にPuOが沈殿した体系で、LiO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、LiO濃度の増大にほぼ比例して増大し、650C, 8wt%LiO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-LiO. In this study, solubility of Pu in molten LiCl-LiO was measured to obtain quantitative data for the Pu dissolution. The Pu solubility in the molten LiCl-LiO containing PuO precipitates increased with increasing LiO concentration in the molten salt to be approximately 0.3wt%Pu at 8wt%LiO and 923 K.