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川口 芳仁; 森本 和幸; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 大森 栄一
日本原子力学会和文論文誌, 8(3), p.221 - 229, 2009/09
東海再処理施設では、30% TBP/n-ドデカンを用いるピューレックス法を用いて、使用済燃料からウランやプルトニウムを抽出している。TBPはおもに、放射線,抽出されている元素,酸による加水分解によりDBP, MBPに劣化する。本研究では、DBP生成速度式の算出,MOX燃料再処理時の工程内DBP濃度の調査,20日間工程停止時の工程内DBP濃度の調査を実施した。その結果、DBP生成速度式(T=47.3W+0.05[Pu]+0.1)が算出され、また、MOX燃料処理時の工程内のDBP濃度は91ppm、20日間工程停止時のDBP濃度は2000ppmであったが、その後の工程運転には影響がなかった。
長岡 真一; 川口 芳仁
no journal, ,
東海再処理施設の抽出工程においては、Npの50
60%が廃液側に移行する。この移行割合は、Pu, U及びNp共抽出を目指すうえで問題となっている。そこでわれわれは、Pu, U及びNp共抽出技術を得るため、抽出工程におけるNp挙動を調査している。本稿では、東海再処理施設におけるこれまでのNp挙動に関する調査結果及びPu, U及びNp共抽出の計画について報告する。
倉林 和啓; 川口 芳仁; 高谷 暁和; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
東海再処理施設のプルトニウム(Pu)製品貯槽において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料(以下MOX-B燃料とする)より回収したPu製品(硝酸Pu溶液)の温度を実測した。また、液温の事前評価と実測値の違いとして、計算に使用したORIGEN計算値と計算モデルを検討した。
星 貴弘; 川口 芳仁; 北尾 貴彦; 大山 孝一; 森本 和幸; 金森 定; 大森 栄一
no journal, ,
プルトニウム(Pu)サーマル、高速増殖炉(FBR)燃料処理を考慮した再処理施設の設計に資するため、東海再処理施設の抽出工程において、ふげん混合酸化物(MOX)Type B燃料処理時の抽出溶媒中のジブチルリン酸(DBP)濃度を調査した。また工程内DBP濃度を推定するためDBP生成速度式の作成等を実施した。
