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論文

電解酸化法による二酸化プルトニウムの溶解,II; スケールアップ実験と精製法

桜井 聡; 臼田 重和; 阿見 則男; 平田 勝; 若松 幸雄; 館盛 勝一

日本原子力学会誌, 35(2), p.147 - 154, 1993/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.35.147

硝酸に難溶性である酸化プルトニウム(PuO$$_{2}$$)の電解酸化法による溶解についてスケールアップ実験を行い、引続き得られたプルトニウムの精製法を検討した。HNO$$_{3}$$溶液中で酸化剤としてAg$$^{2+}$$を用いることにより、約80gのPuO$$_{2}$$を2時間以内に効率的に溶解できることを確認した。また、溶解後のPuの原子価調整は、二酸化窒素ガス吹込みにより、温度33$$^{circ}$$C以上、HNO$$_{3}$$濃度5M以下の条件で40分以内にPu(IV)に原子価調整できることを明らかにした。ミキサセトラを用いたTBP抽出法によるPuの精製では、$$^{241}$$Amの除染係数として約2,900を得た。これらのことから、電解酸化法で溶解されたPuO$$_{2}$$は、容易に精製ができる。

報告書

In-line gamma-ray monitoring for dissolution of plutonium dioxide

臼田 重和; 桜井 聡; 若松 幸雄; 平田 勝

JAERI-M 92-005, 13 Pages, 1992/02

JAERI-M-92-005.pdf:0.53MB

Ag$$^{2+}$$による電解酸化法を用いた難溶性二酸化プルトニウム(PuO$$_{2}$$)の溶解に対する簡便な$$gamma$$線測定によるインラインモニター法を開発した。本モニターは、沈降型ガラスフィルター、フローセル、テフロンチューブポンプ、$$gamma$$線測定システムから成る。プルトニウム溶解液を沈降型ガラスフィルターによりろ過した後、そのろ液をテフロンチューブポンプを用いてフローセルに移送した。そこで、含有する幾つかのアクチノイド核種(例えば$$^{241}$$Am,$$^{239,241}$$Pu,$$^{237}$$U)の$$gamma$$線又は全$$gamma$$線をMCSモードで測定した。その結果、数十gのPuO$$_{2}$$の詳細な溶解挙動について、連続的にしかもほぼリアルタイムでモニタリングすることができた。

論文

Study on accumulation of U(IV) in extraction-scrub columns of 30 vol% TBP-n$$cdot$$dodecane-U(VI)-HNO$$_{3}$$ system

久保 伸夫; 館盛 勝一; 臼田 重和; 阿見 則男; 若松 幸雄; 佐藤 真人*

Solvent Extraction 1990, p.699 - 704, 1992/00

再処理抽出工程における共除染工程異常過渡時のU(IV)の蓄積挙動を実験的に検討した。異常事象として、有機相に負荷されるウラン量が増加した場合を考えた。用いた装置は、抽出・洗浄パルスカラムである。基本フローに従い、パルスカラムを定常に立上げた後に、急激に有機溶媒流量を10~20%減少させ異常を起した。カラム内のU(VI)、U(IV)、HNO$$_{3}$$の濃度分布を観察するため、一定時間ごとにサンプリングノズルより有機相及び水相を抜き出した後、分析を行った。U(IV)の蓄積は、定常及び異常時に有機相中のU(VI)濃度の高い領域の流れの前部分に見られた。異常時には、U(VI)の移動とともに変移した。これらの結果について、ミキサセトラの実験結果、パルスカラムに最適化したExtra M Codeと比較し、考察を行った。

報告書

異常過渡特性実験のための小型パルスカラム抽出装置の製作と運転方法

若松 幸雄; 佐藤 真人; 久保 伸夫; 桜井 聡; 阿見 則男

JAERI-M 90-161, 41 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-161.pdf:1.27MB

再処理抽出工程における共除染工程の異常過渡特性を研究するため、抽出及び洗浄塔から成る小型パルスカラム抽出装置(有効抽出部:25$$^{phi}$$$$times$$2260$$^{m}$$mH$$times$$2塔)を製作した。また付帯設備として、抽出実験の後で発生する低濃度のウラン水溶液を再使用するためにウラン水溶液濃縮装置も製作した。ここでは、各々の装置製作に当たっての設計上の留意事項、設計製作仕様を述べると共に、異常過渡特性実験を行う必要な装置の運転方法を述べる。特に、運転操作方法については、ウラン抽出実験はもとより、実験に用いる給液調整、実験後の溶液の処理(逆抽出、希釈剤洗浄、アルカリ洗浄、ウラン水溶液濃縮)についても述べた。

報告書

NUCEF臨界実験のためのプルトニウム溶液燃料調製試験装置の製作

桜井 聡; 平田 勝; 阿見 則男; 臼田 重和; 阿部 治郎; 若松 幸雄; 館盛 勝一; 福島 奨; 栗原 正義; 小林 岩夫

JAERI-M 90-059, 35 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-059.pdf:1.38MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の原子炉関連設備で使用するプルトニウム硝酸溶液燃料(Pu:60kg)の調製方法を確証するため、「酸化プルトニウム溶解性モックアップ試験」が計画された。この試験は、電解酸化法による100g規模の酸化プルトニウムの溶解、プルトニウム精製のための原子価調製、ならびにこれらの装置を格納し、プルトニウムに含まれる$$^{241}$$Amおよび溶解時に添加した銀の除去を目的としたプルトニウム精製からなる。本試験を実施するために、溶解、原子価調製および精製装置、ならびにプルトニウム溶液を取扱うためのグローブボックスを大洗研究所燃料研究棟に製作・整備した。本報告では、これらの装置およびグローブボックスの設計条件、使用および性能試験について述べる。

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