Extraction of Am(VI) from Nitric Acid Solution Containing Phosphate Anion by TBP

駒 義和; 青嶋 厚; 鴨志田 守*; 笹平 朗*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.317 - 320, 2002/11

http://www.tandfonline.com/doi/abs/10.1080/00223131.2002.10875472

リン酸トリブチル(TBP)による硝酸リン酸混合溶液からのAm(VI)の抽出に関する研究を行った。n-dodecaneで希釈したTBPによる抽出では、Am(VI)は還元されなかった。リン酸イオンの存在によりAm(VI)の分配比は低下したが、Ndとの分離係数は増大し120の値が得られた。希釈しないTBPにより3MHNO溶液から6.6の分配比で抽出された。酸濃度が低い条件では、硝酸イオン濃度が高くともリン酸イオンの酸解離により分配比は低くおさえられた。

再処理施設における溶媒火災事象の安全性実証試験,II

塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎

JAERI-M 92-047, 384 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-047.pdf:6.91MB

本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内溶媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の状況、煤煙の発生、移行、沈着、放射性物質の閉じ込め効果、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載された試験データは、溶媒火災安全性解析コードの検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。

フェロシアン交換体による再処理廃液からのCsの分離

鴨志田 厚*; 石原 健彦*; 見塩 規行*; 角谷 省三*

日本原子力学会誌, 6(1), p.1 - 7, 1964/00

使用済み核燃料を溶媒抽出法で再処理した場合に生ずる高放射性廃液の比放射能は、1mlあたり10mc~10cと非常に高いため取扱いが困難で、現在のところではこれを蒸発濃縮し、あるいはせずにそのまま、または固化して半永久的に貯蔵して減衰を待つ以外の方法は実施されていない。一方、この高レベル廃液を10年以上貯蔵しておくときは、長寿命核種であるCsとSrによる放射能の占める割合は90%以上になるので、これらの核種を除去することができれば、取扱いも容易になると思われる。しかしながら、この高放射性廃液は1~7Nの硝酸々性である上に、Al、Feなどを多量に含有しているため核種の分離が難かしく、とくに中和処理を行なうと、多量の水酸化物の沈殿が生成するとともに体積も増加する。したがって、長寿命核種の分離は強酸性のままで行なうことが望ましいが、バーミキュライト、ゼオライトなどの無機イオン交換体では、効率よくCsを分離できない。