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Plutonium partitioning in uranium and plutonium co-recovery system for fast reactor fuel recycling with enhanced nuclear proliferation resistance

高速炉燃料リサイクルのための改良された核不拡散抵抗性を備えたウラン及びプルトニウム共回収システムにおけるプルトニウムの分配

中原 将海; 駒 義和; 中島 靖雄

Nakahara, Masaumi; Koma, Yoshikazu; Nakajima, Yasuo

高速炉燃料再処理法として、還元剤として硝酸ヒドロキシルアミンを用いたPu還元分配法とUとPuの分離係数を利用したPu無還元分配法の向流多段抽出試験を行った。Pu還元分配法においてもU再抽出部を省略することにより、U及びPuを共回収できた。一方、Pu無還元分配法においてもPu分配工程において低濃度のHNO$$_{3}$$溶液を供給することにより、ほとんどのPuをUとともに回収することができた。Pu還元分配法のみならずPu無還元分配法についても高速炉燃料再処理への適用性を確認できた。

In order to develop a fast reactor fuel reprocessing, countercurrent extraction experiments for Pu reduction partitioning method with hydroxylamine nitrate and acid split method without Pu reductant were carried out. In the Pu reduction method, a part of U was co-recovered with Pu because the U scrubbing part can be deleted in the Pu partitioning section. On the other hand, acid split method experimental results indicate that almost all Pu was recovered with U by supplying diluted HNO$$_{3}$$ solution in the Pu partitioning section. This study shows that not only Pu reduction partitioning but also acid split methods are effective for fast reactor fuel reprocessing.

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