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桜井 勉; 高橋 昭
Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 41(5), p.681 - 685, 1979/00
被引用回数:11加水分解とそれに引き続く室温でのフッ素処理により、RuOF, RuFおよびRuFを、100%、RuOに変換、揮発させ得ることがわかった。これは加水分解性生物中の結晶水および水酸基が、室温でのフッ素処理により脱水素反応を起すためである。このプロセスは、回収したPuFの精製(=ルテニウムの除去)に応用できる。
桜井 勉; 高橋 昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.574 - 579, 1978/08
被引用回数:6酸化物燃料再処理の際に起る可能性のある、次の三つの反応の生成物を調べた。(i)フッ素によるルテニウムのフッ素化反応、(ii)酸素-フッ素混合ガスとルテニウムの反応、および(iii)酸化ルテニウムのフッ素化反応に引き続いて起る二次反応。実験の結果、(i)の反応性生物はRuF,(ii)ではRuFとRuOF,(iii)ではフッ素化生成物RuOFが装置内で容易に分解することがわかった。
桜井 勉; 高橋 昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.633 - 634, 1978/08
被引用回数:0フッ化物揮発法により回収された四フッ化プルトニウム(PuF)は、ルテニウムで汚染されていることが多い。このルテニウムの除去に、室温での「加水分解-フッ素処理」操作を試みた。回収したPuFに水を含んだヘリウムガスを供給、次に室温でフッ素ガスを作用させると、大部分のルテニウムがRuOとなって揮発し、PuFから分離する。一方、プルトニウムの損失は認められなかった。これより、本操作がPuFの精製にに有効なことがわかった。
桜井 勉; 高橋 昭
J.Phys.Chem., 82(7), p.780 - 784, 1978/07
四フッ化酸化ルテニウム(RuOF)は不安定な物質で、室温でもその酸素を放出して分解する。この熱分解は70C付近でもっとも起こりやすく、このため蒸気圧は70Cを超えると減少する。これらの性質は文献に記載されている性質と異なる。測定した赤外吸収スペクトルをもとに、このものの不安定な原因を論じた。
桜井 勉; 高橋 昭
Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry, 39(3), p.427 - 429, 1977/03
被引用回数:16二酸化ルテニウム(RuO)とフッ素の反応生成物は、これまで、五フッ化ルテニウム(RuF)であろうと言われてきたが、本実験では、質量分析の結果、生成物はRuFではなく酸化フッ化ルテニウム(RuOF)であるこをと確認した。RuFはかなり不安定な物質であり、酸素を放出して四フッ化ルテニウム(RuF)に変化する。
辻野 毅
日本原子力学会誌, 18(4), p.202 - 207, 1976/04
乾式再処理法は湿式法に比して、原理的に種々の利点を有しているが、今なお技術的問題点が未解決であり、実用化に至っていない。しかしながら、最近、工程の単純化および環境安全性向上の観点から、乾式手法が再評価され湿式工程への適用性が論じられている。本稿では、まず乾式手法の特質,乾式再処理の現状と問題点をのべ、ついで乾式再処理の研究開発と関連づけながら、主として、前処理工程への乾式手法の適用性について、現状と問題点を解説し、終りに廃液固化および後処理工程について触れる。
再処理研究室
JAERI-M 6405, 19 Pages, 1976/02
フッ化物揮発法に適用し、プロセスの連続化と六フッ化プルトニウムの放射線分解を防止する観点から、流動層型凝縮器および揮発器による連続コールドトラップの有用性についてけんとうすると共に、六フッ化ウランを用いた実験によりその技術的可能性を示した。ここでは、プルトニウムおよびウラン精製工程におけるコールドトラップの具備すべき条件、2インチ径流動層装置の実験を通じて得られたその凝縮特性と共に、凝縮塔におけるミスト生成に関するモデル解析結果について述べる。この報告は、昭和49年日本原子力学会年会において口頭発表した内容をもとに作成したものである。
再処理研究室
JAERI-M 6393, 27 Pages, 1976/02
安定なPu回収率を有する「F=段フッ素化法」を確立することを目標に、非放射性核分裂生成物を含む高速炉炉心模擬燃料のフッ素化実験を2インチ流動層を用いて行なった。このプロセス原理を実証すると共に、UおよびPuのフッ素化におよぼすFPの影響、Puの工程損失を低減させる可能性を明らかにすることができた。また、UFに同伴したPuFをUOFによって分離する新しいプロセスの可能性を基礎実験によって明らかにした。この報告は、日本原子力学会、昭和49年々会において口頭発表した内容をまとめたものである。
再処理研究室
JAERI-M 6392, 48 Pages, 1976/02
安定なPu回収率を有する「F=段フッ素化法」を確立することを目標に、その第1段階としてUOおよびPuOのフッ素化実験を2インチ流動層を用いて行ない、フッ素化特性および工程上の問題点を把握することができた。ここでは、実験装置の概要および設計の考え方、UOのフッ素化による総合作動試験およびPuOのフッ素化実験さらに、中性子モニター、粉体サンプリング法の検討結果についてまとめた。
桜井 勉
J.Phys.Chem., 78(12), p.1140 - 1144, 1974/12
気体三フッ化臭素とフッ素をそれぞれ二酸化ウラン粉末と反応させ、反応プロセスの比較から両フッ素化剤の反応特性を検討した。両反応において二酸化ウランはフッ化ウラニルを経て六フッ化ウランにフッ素化される。BrF-UO反応は40Cでも進行しUFを生成するのに対し、F-UO反応では390C以上に温度を上げないとUFの生成は認められなかった。三フッ化臭素を用いると穏やかな実験条件の下でフッ素化を進めることができる。
桜井 勉
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(2), p.130 - 131, 1973/02
三フッ化臭素(BrF)ガスを用いるフッ化物揮発法の開発に関連して、揮発性フッ化物を与えるFPとBrFの反応を調べた。試料はNbO、SbO、MoO、RuOおよびTeOで、これらを温度100~450CでBrFと反応させた。その結果、RuOとSbOは150C以上で、NbO、MoOおよびTeOは100Cでもフッ素化され、揮発性フッ化物および酸フッ化物を生成することがわかった。これらの反応挙動はウランのそれと類似しており、使用済み燃料を処理する場合、分離プロセスが必要である。
辻村 重男
化学と工業, 18(6), p.835 - 841, 1965/00
原子力発電は実用化に一歩一歩近づいているが、原子炉の使用ずみ燃料再処理という問題も、発電の経済性に影響を与えるひとつの因子として、各国においてそのコスト低減への努力が続けられている。現在実際に行なわれている原子炉燃料再処理はすべて溶媒抽出法を主体とする湿式法であるが、水溶液を経由しない乾式法再処理が経済的見地から有利であろうという考えが強まっている。フッ化物揮発法は燃料をフッ化物の形にして再処理する方法で、乾式再処理のなかではもっとも開発が進み、実用化の時期が近いと思われるものである。原子力とフッ素化学の深いつながりは濃縮ウラン製造によって始まったが、いまや再処理の面においても両者の関係はより密接になろうとしている。