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Baron, P.*; Cornet, S. M.*; Collins, E. D.*; DeAngelis, G.*; Del Cul, G.*; Fedorov, Y.*; Glatz, J. P.*; Ignatiev, V.*; 井上 正*; Khaperskaya, A.*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103091_1 - 103091_24, 2019/11
被引用回数：73 パーセンタイル：94.03(Nuclear Science & Technology)本論文では、将来のクローズド燃料サイクルにおける使用済燃料のための分離プロセスに対する国際的リビューの結果が、技術成熟度評価の結果ととともに示されている。本研究は、ORCD/NEAで組織された燃料リサイクル化学に関する専門家グループによって実施されたものである。本研究の特徴的な点は、分離プロセスを使用済燃料中の分離対象元素(ウラン, ウラン-プルトニウム, マイナーアクチノイド, 発熱性元素等)別の分離階層により区分けして評価したことであり、これに使用済燃料の前処理プロセスの評価を加えている。分離プロセスとしては湿式プロセスと乾式プロセスの両者をカバーしている。
岡嶋 成晃; Fougeras, P.*; Gil, C.-S.*; Glinatsis, G.*; Gulliford, J.*; 岩本 修; Jacqmin, R.*; Khomyakov, Y.*; Kochetkov, A.*; Kormilitsyn, M. V.*; et al.
NEA/NSC/DOC(2013)3, p.265 - 278, 2013/04
マイナーアクチニド(MA)のマネジメントに必要な積分実験を検討する専門家グループ(EG on IEMAM)が、OECD/NEA/NSCの下に設立された。その目的は、MAマネジメントの観点から、MA核データの検証に必要な積分実験のレビュー、追加する積分実験の提案、それを遂行する国際的な枠組みを提案することである。本報告では、EG on IEMAMにおいて討議された以下の結果についてまとめた: (1) MAマネジメントに必要な核データ、(2)既存積分実験のレビューと必要となる実験の内容、(3)実験実施における課題とその解決策の検討、及び(4)国際協力の提案。
小藤 博英; 福嶋 峰夫; 北脇 慎一; 明珍 宗孝; Kormilitsyn, M. V.*; 寺井 隆幸*
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 9, p.012010_1 - 012010_8, 2010/05
被引用回数：0 パーセンタイル：1.02(Chemistry, Inorganic & Nuclear)Transuranic elements would be electro-deposited simultaneously with liquid cadmium cathode (LCC) and be decontaminated from fission products (FP) dissolved in molten 3LiCl-2KCl in the electrorefining step of the metal electrorefining process. Some lab-scale experiments of electrolysis were carried out with uranium (U), plutonium (Pu) and minor actinides elements (MA) in order to evaluate the performance of LCC. As the results of experiments, it was confirmed that neptunium (Np), americium (Am) and curium (Cm) could be recovered with Pu into LCC by the electrolysis operation. The separation factors of MA vs. Pu were estimated to be about 0.7 to 2.5.
小藤 博英; 佐藤 史紀; 明珍 宗孝; 中西 繁之*; Kormilitsyn, M. V.*; Ishunin, V.*; Bychkov, A. V.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.349 - 353, 2007/03
被引用回数：7 パーセンタイル：47.34(Nuclear Science & Technology)酸化物電解法は将来の燃料サイクルシステムにおける乾式再処理の候補技術として研究されている。酸化物電解法の中心工程であるMOX共析工程において、技術の実現性を確認するための基礎試験を実施した。試験においては要求されるMOX顆粒を得るために、UやPu濃度,FP濃度,CP濃度,吹き込みガス組成等をパラメータとして設定した。試験の結果、不要な沈殿を生じることなく高いPu富化度の顆粒を得るためには、電解中に吹き込むガス組成が重要なパラメータであることが確認された。また、最終的に使用済燃料を用いた試験により、MOX共析電解制御手法の妥当性が確認された。
明珍 宗孝; 水口 浩司; Kormilitsyn, M. V.*; Ossipenko, A.*
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 4 Pages, 2005/10
酸化物電解法におけるMA回収方法について検討した。その結果、液体金属抽出法がもっとも有望で回収率95、除染係数10程度となると予想された。炭酸沈殿法については、MAPLE法を追加すれば回収率99%、除染係数10程度と期待される。
