2025-03-18 日本原子力研究開発機構
＜関連情報＞
- https://www.jaea.go.jp/02/press2024/p25031801/
- https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5083249
高経年Pu試料中に含まれるAm-241の分離回収技術の開発
Development of technology for separating Am-241 in aged plutonium
Emori, Tatsuya; Kitatsuji, Yoshihiro; Ban, Yasutoshi
JAEA-Technology 2024-025 発行年月:2025/03
DOI:https://doi.org/10.11484/jaea-technology-2024-025
太陽光発電が期待できない木星以遠の深宇宙探査機用の電源として主にPu-238の崩壊熱を利用した放射性同位体熱電気転換器(RTG: Radioisotope Thermoelectric Generator)が使用されている。しかし、日本国内ではPu-238を生産するための設備が無い上、宇宙利用を目的とした核燃料物質の使用は法規制上の観点から困難である。そこでPu-238の代替として適当な半減期を持つAm-241(半減期: 432年)に注目し、研究目的で貯蔵されている高経年Pu試料中からのAm-241の分離及び精製法について検討を行い、分離回収試験を実施した。分離の方法については固液分離のみと液液分離と固液分離を組み合わせた2パターンの検討を行い、試験を実施した。液液分離と固液分離を組み合わせた場合では、固液分離のみと比べてカラムの本数を1/5以下に抑えられ、試験に要した時間も半分以下に短縮できた。また、得られた試験結果を用いて計6回のPuとAmの分離試験を実施し、約0.43gのAmをシュウ酸塩として分離回収した。
Radioisotope Thermoelectric Generators (RTGs) using the decay heat of Pu-238 has been applied for outer planet missions far from Jupiter, where solar power is limited. However, no facilities are available to produce Pu-238 for space probes in Japan. Moreover, the use of nuclear materials for the space exploration is difficult in term of the regulation. Thus, we focused on Am-241 whose half-life is around 432 years as an alternative heat source for RTGs. This report describes the procedure of separating Am-241 decayed from Pu-241 in aged plutonium oxide. Two experiments were performed: one using solid-liquid extraction and the other combining liquid-liquid extraction and solid-liquid extraction. Packed columns were used in the experiments, with their number reduced by less than one-fifth in the latter experiment compared to the former. Furthermore, the time required for separation in the latter experiment was less than half that of the former. We performed the separation experiments six times, collecting a total of approximately 0.43 g of Am-241 as an oxalate salt.
