高経年酸化プルトニウム粉末の酸溶解処理

Acid dissolution treatment of aged plutonium oxide

江森 達也; 北辻 章浩  ; 伴 康俊  

Emori, Tatsuya; Kitatsuji, Yoshihiro; Ban, Yasutoshi

太陽光発電が期待できない月面上の永久影領域や木星以遠の深宇宙探査機用の電源として放射性同位体熱電気転換器(RTG: Radioisotope Thermoelectric Generator)の利用が検討されている。熱源として利用される核種は主にPu-238が挙げられるが、日本においては生産設備を有しておらず利用実績もない。また、宇宙利用を目的とした核燃料物質の利用は法規制上の面から困難であると言える。そこで、代替物質としてAm-241の利用が検討されている。本技術開発では、研究用に貯蔵されている高経年PuO粉末試料に着目し、PuとAmの分離試験(Pu/Am分離試験)に試料を供するためのPuOの溶解試験を実施した。硝酸と過酸化水素の混合溶液を使用した場合、硝酸溶液のみの場合と比べて溶解時間は半分以下に短縮した。さらに、酸化剤として塩や金属等が残留しない過酸化水素を適用することで、Pu/Am分離試験に対する影響を最小限に抑えられた。

The use of Radioisotope Thermoelectric Generator (RTGs) using the decay heat of Pu-238 is being considered as a power source for permanently shadow regions on the lunar surface, where solar power is impractical, as well as for deep-planet missions far from Jupiter. However, Japan does not have the capability to produce Pu-238 or the operational performance of its usage. Additionally, it is difficult to employ nuclear fuel materials for space probes in Japan due to regulatory constraints. Consequently, development related to the utilization of Am-241 has been carried out. We performed dissolution experiments using aged PuO powder that has been stored for research purposes, aiming at the mutual separation of Pu and Am. Two experiments were conducted: one using a nitric acid solution and the other using a mixture solution of nitric acid and hydrogen peroxide. The dissolution time with the latter solution was less than half that required for the former. Furthermore, unlike other commonly used oxidants, the use of hydrogen peroxide prevented contamination by salts and metals and minimized potential detrimental effects on the subsequent Pu/Am separation experiments.