2017 Annual Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 404-3 Fuel Reprocessing

[3I10-12] Separation and recovery of uranium, plutonium, thorium

Wed. Mar 29, 2017 2:45 PM - 3:30 PM Room I (16-304 Building No.16)

Chair: Sou Watanabe (JAEA)

3:00 PM - 3:15 PM

[3I11] Development of the plutonium recovery technique from MOX powder

*Masafumi Tanigawa1, Yoshiyuki Kato1, Hidemi Isomae1, Mai Komatsuzaki2, Masanori Yoshino2 (1. JAEA, 2. IDC)

Keywords:Plutonium, recovery technique, Silicon carbide, MOX powder

MOX粉末からのPu回収技術として、炭化珪素とMOX粉末中のPuO2を1:1で混合し、1300度で加熱した試料は、室温硝酸に溶解させることで約72%のPuが回収できた。さらに溶け残った試料に新たに炭化珪素を添加・加熱することで合計約95%のPuが回収できた。