Recent progress of research on pyrochemical process for nitride fuel cycle in JAEA

原子力機構における窒化物燃料の乾式再処理研究の進展

佐藤 匠  ; 林 博和 ; 柴田 裕樹 ; 岩井 孝; 赤堀 光雄; 荒井 康夫; 湊 和生 

Sato, Takumi; Hayashi, Hirokazu; Shibata, Hiroki; Iwai, Takashi; Akabori, Mitsuo; Arai, Yasuo; Minato, Kazuo

原子力機構における窒化物燃料の乾式再処理研究の最近の成果について報告する。代表的な固体核分裂生成物元素であるMo, Pd, Ndを含む模擬照射済ウラン窒化物,不活性マトリックスを含むアクチノイド窒化物((U,Zr)N, (Pu,Zr)N, UN+TiN, PuN+TiN)及びアメリシウム窒化物の溶融LiCl-KCl中における電気化学的挙動を初めて明らかにした。また、アメリシウム窒化物の溶融塩電解によって液体Cd陰極中に回収したアメリシウムを蒸留窒化法により再びアメリシウム窒化物へと転換することで、窒化物燃料の乾式再処理がアメリシウム窒化物についても適用可能であることを明らかにした。

Recent progress of research on pyrochemical process for nitride fuel cycle in JAEA is summarized. The electrochemical behaviors in LiCl-KCl eutectic melt of burnup-simulated UN containing representative solid fission product elements (Mo, Pd, Nd) and actinide nitrides containing inert matrix materials such as (U,Zr)N, (Pu,Zr)N, UN+TiN and PuN+TiN were clarified for the first time. The behavior of Am on the electrolysis of AmN in LiCl-KCl eutectic melt and that on nitride formation of Am recovered in the liquid Cd cathode were investigated.