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Uranium, plutonium and neptunium co-recovery with irradiated fast reactor MOX fuel by single cycle extraction process

単サイクル抽出プロセスによる照射済高速炉燃料を用いたウラン,プルトニウム及びネプツニウム共回収

中原 将海; 佐野 雄一 ; 野村 和則 ; 鷲谷 忠博 ; 小巻 順

Nakahara, Masaumi; Sano, Yuichi; Nomura, Kazunori; Washiya, Tadahiro; Komaki, Jun

マイナーアクチニドのうち、NpはNp(IV)もしくはNp(VI)においてリン酸トリブチル(TBP)にU及びPuとともに抽出することが可能である。このプロセスでは、分配,精製工程を削除し、単サイクルによりU, Pu及びNpを一括回収するフローシートを設定した。本研究は、高速炉「常陽」の照射済燃料溶解液を使用し、ミキサセトラより滞留時間の短い遠心抽出器により実施した。フィード溶液は、高HNO$$_{3}$$濃度に調整し、TBPに抽出可能なようにNp(VI)への酸化を試みた。これによりNpはU, Puとともに約99%回収可能であった。一連の研究により、フィード溶液の高HNO$$_{3}$$濃度化は、Npの回収において有効であることが実証できた。

Among minor actinides, Np has a possibility to be co-recovered with U and Pu by tri-n-butylphosphate (TBP) according to its extractable valences; Np(IV) and Np(VI). Therefore, the Np valence needs to be adjusted to extractable Np(VI). In this process, partitioning section purification section are deleted, and the flow sheet is designed by single cycle. This works using the dissolver solution of irradiated MOX fuel from fast reactor "JOYO" has been carried out with centrifugal contactors, whose residence time is considerably smaller than that of mixer-settler. The feed solution is adjusted to having high HNO$$_{3}$$ concentration. This condition adjusts the Np valence for its extraction. As expected, about 99% of Np was recovered with U and Pu. Through this series of studies, the U, Pu and Np co-recovery process using high HNO$$_{3}$$ concentration feed solution was successfully demonstrated.

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