Electrochemical properties of transuranium elements in LiCl-KCl eutectic molten salt for reprocessing nitride fuel

窒化物燃料再処理のためのLiCl-KCl溶融塩中での超ウラン元素の電気化学的な挙動

倉田 正輝 

Kurata, Masaki

超ウラン元素の分離変換について階層型概念を提案している。分離変換サイクルはおもに加速器駆動システムと乾式再処理で構成される。ADS用の窒化物燃料は高濃度で超ウラン元素を含有するため、Np, Pu, Am, Cm等の超ウラン元素のLiCl-KCl溶融塩中での電気化学挙動に関する包括的な知見が、その乾式再処理技術開発には不可欠である。また、使用済み窒化物燃料の陽極溶解挙動の解明や回収した超ウラン元素の窒化物転換も課題である。これらに関し取得した知見に基づき、乾式再処理の基本プロセスフローを構築している。本論文では、これまで機構が取得してきた超ウラン元素の電気化学挙動に関するデータセットを紹介する。併せて、原子力機構が実施した試験設備や超ウラン元素サンプルについても紹介する。

JAEA has proposed a double strata concept for partitioning and transmutation of transuranium elements, in which the second P-T cycle is consisted of an ADS for transmutation and of a pyro-reprocessing for partitioning. Since the nitride fuels for the ADS contain large amounts of TRU, comprehensive knowledge on electrochemical properties for TRU, such as Np, Pu, Am, and Cm, in LiCl-KCl eutectic molten salt is necessary for developing the pyro-reprocessing. It is also required to study anodic dissolution behavior of the spent nitride fuels and re-nitridation of recovered TRU. Based on knowledge, a process flow diagram is being constructed. This paper highlights the fundamental dataset on the electrochemical properties of TRU obtained in JAEA, as well as preparation of facilities and TRU samples.