CPFにおける溶媒抽出法による高速炉照射済燃料からのU, Pu, Np回収プロセスの開発

Development of U, Pu and Np co-recovery process from irradiated fast reactor fuel by solvent extraction

野村 和則  ; 中原 将海; 佐野 雄一   ; 紙谷 正仁 ; 宮地 茂彦 ; 小泉 務

Nomura, Kazunori; Nakahara, Masaumi; Sano, Yuichi; Kamiya, Masayoshi; Miyachi, Shigehiko; Koizumi, Tsutomu

核燃料サイクル工学研究所(NCL)では、高レベル放射性物質研究施設(CPF)において、高速実験炉「常陽」等で照射されたMOX燃料を用いた高速増殖炉燃料の先進的な再処理技術の開発を行っている。溶媒抽出法に関するCPFの所期の目的は、実際の照射済高速炉燃料を用いた向流多段抽出試験を実施し、軽水炉に利用されている技術(PUREX法)の高速炉再処理への適用性を評価することであった。U/Puの溶解液からの分離特性データを取得し、高速炉燃料であっても、高い除染係数と回収率でU, Puを回収できることを示した。現在は先進湿式再処理技術開発として、簡素化溶媒抽出法によるU, Pu及びNpの共回収のための溶媒抽出試験をCPF用の小型遠心抽出器を用いて実施してきている。1990年代には、供給液に含まれるPuの一部をPu(VI)に調整することによりU-Pu-Np混合製品を得る向流連続試験を実施し、Pu(VI)が存在する場合にはほとんどのNpが期待通りにU-Pu製品流に回収されることを確認し、21世紀となってからは、FaCTプロジェクトにおける先進的湿式再処理技術の一環として、U晶析後の母液を対象としたU-Pu-Np一括回収プロセスの開発を行っており、抽出段の高酸濃度化により90%以上のNp回収率が得られ、U-Pu-Npの共回収を行える見通しを得ている。

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