Co-processing of uranium and plutonium for sodium-cooled fast reactor fuel reprocessing by acid split method for plutonium partitioning without reductant

ナトリウム冷却高速炉燃料再処理における還元剤を用いないプルトニウム分配のための酸分配法によるウラン及びプルトニウムの共回収

中原 将海; 駒 義和  ; 中島 靖雄  

Nakahara, Masaumi; Koma, Yoshikazu; Nakajima, Yasuo

核拡散抵抗性,安全性及びコストに優れたPu還元剤を用いない酸分配法の研究を実施した。抽出計算コードを用いてフローシートの設定を行い、その結果をもとに向流多段抽出試験を行った。Pu逆抽出液は、0.15mol/dm HNOを21Cにて供給した。フィード溶液に対してU/Pu製品のPu富化度を2.28倍に高めることができた。また、U製品中におけるPu移行率は、0.47%に抑えられた。本研究により、酸分配法の高速炉燃料再処理への適用性を確認することができた。

The acid split method for Pu partitioning without reductant was investigated for improving nuclear proliferation resistance, safety, and cost. A practical acid split flow sheet was configured using a extraction calculation code, and countercurrent experiment was carried out based on their calculation results. 0.15 mol/dm HNO was supplied at 21C for the Pu stripping. The Pu content of the U/Pu product increased to 2.28 times larger than that of the feed solution. In addition, the Pu leakage to the U product was 0.47%. The experimental results indicate that the proposed flow sheet is effective for fast reactor fuel reprocessing.