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報告書

銀媒体電解酸化法を用いたMOX溶解基礎試験

梅田幹; 中崎正人; 木田孝; 佐藤賢二; 加藤忠仁; 木原武弘; 杉川進

JAERI-Tech 2003-024, 23 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-024.pdf:0.98MB

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)では、定常臨界実験装置(STACY)で用いる硝酸プルトニウム溶液燃料の調製のため、銀媒体電解酸化法を用いたMOX粉末の溶解を計画している。銀媒体電解酸化法は、酸化力の強いAg(II)イオンを用いて二酸化プルトニウムなどを溶解する手法であり、硝酸には難溶性のMOXの溶解に対しても有効な手法であると考えられる。本報は、NUCEFのMOX溶解設備への銀媒体電解酸化法の適用にむけて、同法によるMOX粉末の溶解速度,溶解液組成等の確認のため,約100gのMOX粉末を用いたビーカー規模の溶解基礎試験の結果についてまとめたものである。試験結果より、STACYに用いる予定のMOX粉末は銀電解酸化法により完全に溶解できることを確認した。また溶解液については、NO $_{2}$ ガス通気によりPu(VI)イオンを完全に4価に還元できることを確認した。

論文

Stability of UNCl in LiCl-KCl eutectic melt

小林紀昭; 小川徹; 岡本芳浩; 赤堀光雄

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.374 - 377, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0925-8388(98)00092-9

被引用回数：8 パーセンタイル：52.65(Chemistry, Physical)

高温乾式再処理の一環として窒化物燃料の溶融塩電解が考えられている。溶融塩にLiCl-KCl-UCl $_{3}$ を用いて500 $^{circ}$ CでUNを陽極溶解すると副生成物としてUNClが生ずることがわかった。UNClは、UNの溶融塩電解終了後に塩中の沈澱物及び塩をX線回折とEPMA分析で確認した。また、UNClの特性を調べるためにU $_{2}$ N $_{3}$ とUCl $_{3}$ の反応でUNClを合成した。

報告書

ベリリウム中のトリチウム挙動実験,3; ベリリウム中のトリチウム分布測定手法の開発

蓼沼克嘉*; 河村弘; 石塚悦男; 坂本直樹*; 中田宏勝

JAERI-M 90-037, 33 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-037.pdf:0.84MB

核融合炉において中性子増倍材としてベリリウムを用いる場合、ベリリウム中のトリチウム挙動を把握することは重要なことである。そこで、ベリリウム中のトリチウム分布を測定する方法として、電解研磨法を検討した。本法は、電解によってベリリウムを研磨し、それに伴って溶出してくるトリチウムを測定する方法である。まず予備実験として電解研磨の種類、電解電圧と電流密度の関係、電解時の電極間距離、研磨液の温度や攪拌の影響、電流密度と研磨厚さの関係について検討を行なった。次に、最適電解研磨条件すなわち電解電圧と電流(密度)の関係を求めた。そしてその条件における電解電気量(クーロン量)と研磨量(研磨厚さ)あるいは、発生水素ガス量との関係、発生水素ガスの酸化処理による回収性、更に研磨液中のトリチウム分析に関する検討を行なった。以上の検討の結果、ベリリウムの電解研磨特性を把握することができ、本法によるベリリウム分布測定についての見通しが得られた。

報告書

低温核融合に関する討論会記録

鹿園直基; 立川圓造; 竹田辰興

JAERI-M 89-132, 40 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-132.pdf:1.14MB

平成元年5月15日、「低温核融合に関する討論会」が日本原子力研究所によって開催された。討論会では、10名の講師によって講演とコメントが為され、これに続いて活発な討論が行われた。本討論会の特徴は、主として、低温核融合の機構の解明に重点をおいた理論的側面からの討論を行うことにあった。本報告書は、討論会当日配布された要旨を、各講演者が必要に応じて改訂したものを討論会の記録として纒めたものである。

論文

硫酸溶液中におけるセリウム(III)の電解酸化に及ぼす共存金属イオンの影響

諏訪武; 栗林伸英; 安宗武俊*; 立川圓造

電気化学, 56(9), p.722 - 728, 1988/09

原子力施設の化学除染法の開発との関連で、Fe、Cr、Ni、Mn等種々の金属イオンを含む硫酸溶液中におけるCe $^{3+}$ のCe $^{4+}$ への電解酸化反応について検討した。

論文

Removal of radionuclides of transitional of metal elements from low-level liquid waste by electrolytic floatation method

中村治人; 佐藤淳和*; 宮崎和英*; 久保田益充

Radioact.Waste Manage.Nucl.Fuel Cycle, 3(1), p.17 - 27, 1982/00

アルミニウム合金を陰極とする電解浮上法により低レベル廃液から超ウラン元素や $^{6}$ $^{0}$ Coを除くための研究を行った。放射性トレーサーを入れた溶液および原研再処理試験(少量のPuを含む)を使って最適処理条件を検討した。電解処理に先立って酸性度をpH4から8の間に合せる必要があり、硝酸塩濃度は0.1mol/l以下がよいことがわかった。多量の重金属はあらかじめ除いておく必要がある。したがってこの方法は蒸発処理法のような通常の処理を行った後なお残っている重金属を除くための最終処理に適している。

報告書

酸浸出法によるペレット中の被覆燃料粒子の破損率測定

飛田勉; 岩本多實

JAERI-M 5265, 19 Pages, 1973/05

JAERI-M-5265.pdf:0.96MB

高温ガス炉用燃料ペレッ卜中の被覆粒子の破損率測定について、硝酸浸出法、乾式酸化-酸浸出法、電気化学的解砕-酸浸出法のいずれも酸浸出を伴なう三つの方法について実験的検討を行なった。その結果、硝酸浸出法では硝酸がペレット内部まで充分に浸透しないこと、乾式酸化-酸浸出法ではペレットの酸化処理過程でSic被覆層の破損を完全に防止できないことがわかり、両者ともに測定法として不適当であることがわかった。しかし電気化学的解砕-酸浸出法は被覆燃料粒子に損傷を与えることなくペレットを解砕した上、破損被覆燃料粒子中のウランを溶出できるので、被覆燃料粒子破損率の測定が可能であることがわかった。

論文

Identification of dislocation in NaF crystals by electrolytic coloration and chemical etching

久保和子

Journal of the Physical Society of Japan, 26(1), p.143 - 148, 1969/00

https://doi.org/10.1143/JPSJ.26.143

抄録なし

口頭

Performance evaluation of nickel anode for electrolytic reduction of actinide oxides in LiCl-Li $_{2}$ O melts

坂村義治*; 村上毅*; 飯塚政利*; 小藤博英

no journal, ,

In the electrolytic reduction process of actinide oxides in LiCl-Li $_{2}$ O melts, produced oxigen gas causes corrosion on the surface of conventional plutinum anode by the generation of Li $_{2}$ PtO $_{3}$ . In this study, Ni metal whose surface was coated with NiO was examined as the anode material. The electrode was showed good performance by the 100-g order UO $_{2}$ reduction test.

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