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Development of FR fuel cycle in Japan, 2; Basic design and verification of U-Pu-Np co-recovery flowsheets for engineering scale hot examinations in Japan

日本における高速炉燃料開発,2; 工学規模ホット試験に向けたU-Pu-Np共回収抽出フローシートの基本設計と検証

中林 弘樹; 永井 俊尚

Nakabayashi, Hiroki; Nagai, Toshihisa

高速増殖炉サイクル実用化研究「FaCTプロジェクト」の一環として先進湿式再処理技術の工学規模ホット試験を計画している。本論文は、その工学規模ホット試験の主要な要素技術の一つである溶媒抽出プロセスのフローシートについて基本設計を行った結果を報告するものである。本試験設備は二つの異なる抽出法、すなわち簡素化溶媒抽出法とCo-processing法の両方を実施可能なように設計した。また、試薬供給ポンプや溶解液フィーダ及び化学分析の誤差や環境気温変化など、実際のプラントにおいて不可避なプロセスパラメータの変動に対しても安定的に試験が実施できるように設計した。この設計ではJAEAが開発したMIXSET-Xコードを利用したが、設計精度を向上するための改良を行い、またその計算結果の妥当性についてベンチマーク評価を実施し、本設計の成立性の確認を行った。

We performed a basic design of the solvent extraction test system with centrifugal contactors for the engineering-scale hot examination facility to ensure the development and commercialization of the advanced aqueous reprocessing technology for fast reactor fuels in Japan. The system was designed to have the ability to operate two different flowsheet, the simplified solvent extraction method and the co-processing method, which we proposed as promising solvent extraction processes. In the design, various engineering issues, such as error of flow rate of reagent pumps and a dissolver solution feeder, error of chemical analyses and environmental temperature fluctuation, were delt with. For the design we modified and used the computer code "MIXSET-X" which was developed to simulate solvent extraction system by JAEA in 1999. The validity of the modified code was benchmarked by comparison with an engineering scale uranium test.

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