Electrolysis of burnup-simulated uranium nitride fuels in LiCl-KCl eutectic melts
模擬照射済みウラン窒化物燃料の溶融塩電解
佐藤 匠; 岩井 孝; 荒井 康夫
Sato, Takumi; Iwai, Takashi; Arai, Yasuo
本研究は、窒化物燃料の乾式再処理技術開発に資するため、代表的な固体核分裂生成物であるMo, Pd, Ndを添加した模擬照射済みUNペレットのUCl$$_{3}$$を約0.54wt%含む溶融LiCl-KCl共晶塩中、773Kにおける電解挙動を調べた。サイクリックボルタンメトリーの結果より、いずれの試料も単体と同じくAg/AgCl参照電極に対して約-0.75Vよりも貴の電位で陽極溶解した。この結果をもとに-0.65$$sim$$-0.6Vの陽極電位で定電位電解を行った結果、いずれの試料もUは大部分が溶解し液体Cd陰極中に回収されたが、Mo, Pdは溶解せずに陽極に残留し、Ndは溶解後溶融塩中に残留した。
The electrochemical behavior of burnup-simulated uranium nitride fuels containing representative solid fission product elements, UN+Mo (Mo = 2.84wt%), UN+Pd (Pd = 4.6wt%) and (U,Nd)N (NdN = 8.0wt%), was investigated in the molten LiCl-KCl eutectic salt with 0.54wt% UCl$$_{3}$$ in order to clarify the effect of fission products on the dissolution of actinide nitrides and behavior of FPs in the electrorefining process of spent nitride fuel. The electrochemical dissolution of UN began at about -0.75 V vs. Ag/AgCl reference electrode in all samples as well as that of pure UN. After the electrolyses at the constant anodic potential of -0.65 $$sim$$ -0.60 V vs. Ag/AgCl, most of UN was dissolved into LiCl-KCl as UCl$$_{3}$$ at the anode, and U was recovered in the liquid Cd cathode in all samples. Further, Nd was dissolved at the anode and accumulated into LiCl-KCl as NdCl$$_{3}$$, while Mo and Pd were not dissolved but remained at the anode.
使用言語 : English
掲載資料名 : Journal of Nuclear Science and Technology
: 46
: 6
ページ数 : p.557 - 563
発行年月 : 2009/06
出版社名 : 日本原子力学会
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広報プレスリリース :
論文解説記事
(成果普及情報誌)
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受委託・共同研究相手機関 : 文部科学省
 
登録番号 : AA20080137
抄録集掲載番号 : 37000855
論文投稿番号 : 5879
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