Influence of plutonium content in dissolver solutions derived from irradiated fast reactor fuels on plutonium stripping in multistage countercurrent liquid-liquid extraction with acid split flowsheet

酸分配フローシートを用いた向流多段液-液抽出におけるプルトニウム逆抽出に及ぼす照射済高速炉燃料溶解液中のプルトニウム富化度の影響

中原 将海; 柴田 淳広  

Nakahara, Masaumi; Shibata, Atsuhiro

高い核拡散抵抗性を有する酸分離法を開発するためPu逆抽出に及ぼす照射済高速炉燃料溶解液中のPu富化度の影響について実験と計算により評価した。溶解液中のPu富化度が増加するに従い、U/Pu及びUプロダクト中のPu富化度が増加した。また、計算においてPu逆抽出液の低温操作により、UプロダクトへのPuリークはある程度抑えられることが確認できた。

To develop the acid split method which has highly nuclear proliferation resistance, influence of Pu content in dissolver solutions derived from irradiated fast reactor fuel on the Pu stripping was investigated in experiments and a calculation. The Pu content in the U/Pu and U products increased with increasing the Pu content in the dissolver solution. Moreover, the calculated results indicate that the Pu leakage into the U product is suppressed with the Pu stripping solution only at low temperature.