JP2002503820A - Nuclear fuel reprocessing - Google Patents
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Abstract
(57)【要約】 核分裂性物質を核分裂生成物より実質的に分離する、使用済み核燃料の処理又は再処理法が記載されており、これは、使用済み核燃料又は使用済み核燃料の成分をイオン液体に溶解することよりなり、かつ特にウラニウム及び／又はプルトニウムを回収する方法が記載されている。新規結晶構造も記載されている。 (57) [Summary] A method for treating or reprocessing spent nuclear fuel that substantially separates fissile material from fission products, comprising dissolving spent nuclear fuel or components of spent nuclear fuel in an ionic liquid. And especially methods for recovering uranium and / or plutonium. New crystal structures have also been described.
Description
【０００１】 本発明は、イオン液体を使用する核燃料の処理又は再処理に関し、かつ新規の
形のウラニウム化合物に関する。The present invention relates to the treatment or reprocessing of nuclear fuel using ionic liquids and to a new form of uranium compounds.
【０００２】 大抵の商業での核燃料再処理プラントは、ピュレックス法を使用し、その方
法では、使用済み燃料を硝酸に溶解し、かつ引き続いて、溶解ウラニウムとプル
トニウムを硝酸溶液から、不活性炭化水素、例えば無臭ケロシン中に溶かされた
リン酸トリブチル（ＴＢＰ）の有機相中に抽出する。次いで、有機相に溶剤抽出
技術を施して、ウラニウムをプルトニウムから分離させる。ピュレックス法は、
多くの難点を包含しており、連続的に調査され、これらの問題を改善する開発活
動が行われている。[0002] Most commercial nuclear fuel reprocessing plants use the Purex process, in which spent fuel is dissolved in nitric acid and subsequently dissolved uranium and plutonium are converted from a nitric acid solution to an inert carbonized solution. Extract into the organic phase of hydrogen, for example tributyl phosphate (TBP) dissolved in odorless kerosene. The organic phase is then subjected to a solvent extraction technique to separate uranium from plutonium. The Purex method
It encompasses a number of difficulties and is continuously being investigated and development activities are underway to remedy these problems.
【０００３】 国際的には、照射済み核燃料の再処理／廃棄条件のために融解塩を使用する２
つの良く開発された工程がある。アルゴン国際研究所の電気冶金処理工程（Argo nne National Laboratory electrometallurgical treatment process:ＡＮＬ− ＥＭＴ）及びジミトロフグラード（Dimitrovgrad）ＳＳＣ−ＲＩＡＲ工程は、両
者とも高温（それぞれ７７３Ｋ及び１０００Ｋである）で融解塩を使用する。Ａ
ＮＬ工程は、基本的には、電流を使用して、確実にウラニウム陽極で酸化を行い
、融解塩電解質中にウラニウムイオンを形成する、電気精錬技術である。陰極で
ウラニウムは還元され、ウラニウム金属として電着する。ＳＳＣ−ＲＩＡＲ工程
は、化学的酸化剤（塩素及び酸素ガス）を使用し、粉末状ＵＯ2燃料と反応させ て、より高い酸化状態の化合物、例えばＵＯ2Ｃｌ2を形成し、これは、融解塩に
可溶である。陰極で、ウラニウム化合物は、樹枝状結晶析出物を形成するＵＯ2 に還元される。 融解塩は、軽水炉（ＬＷＲｓ）からの照射済み燃料を再処理する際に使用する
のに提案されていた。これらの融解塩は、典型的には、高温でのみ液体である塩
の混合物であり、かつこれは、再処理プラントに固有の不利益をもたらす。[0003] Internationally, the use of molten salts for reprocessing / disposal conditions of irradiated nuclear fuel2
There are two well developed processes. The Argon International Laboratory electrometallurgical treatment process (ANL-EMT) and the Dimitrovgrad SSC-RIAR process both remove molten salts at elevated temperatures (773K and 1000K, respectively). use. A
The NL process is basically an electrorefining technique that uses current to reliably oxidize at the uranium anode and form uranium ions in the molten salt electrolyte. At the cathode, uranium is reduced and electrodeposited as uranium metal. The SSC-RIAR process uses a chemical oxidant (chlorine and oxygen gas) and reacts with powdered UO 2 fuel to form a higher oxidation state compound, eg, UO 2 Cl 2 , which melts. Soluble in salt. At the cathode, the uranium compound is reduced to UO 2 forming dendritic precipitates. Molten salts have been proposed for use in reprocessing irradiated fuel from light water reactors (LWRs). These molten salts are typically mixtures of salts that are only liquid at high temperatures, and this has inherent disadvantages for reprocessing plants.
【０００４】 分子溶剤不含のイオン液体は、最初に、ハーリー（Hurley）及びウィール（Wi er）により、一連の米国特許（２４４４６３３１、２４４６３３９、２４４６３
５０）中に記載された。イオン液体は、塩化アルミニウム（III）及び種々のＮ −アルキルピリジウムハロゲン化物を含んでなり、かつアルミニウム電気鍍金用
導電浴を供給した。イオン液体という語は、一般に、塩、塩混合物又は塩を生成
する成分の混合物であり、これらは、室温より下又は丁度上で融解する（本発明
の用語において、塩は完全に陽イオン種及び陰イオン種からなる）。用語「イオ
ン液体」は、塩、塩混合物又は塩を生成する成分の混合物に関しており、これら
は、１００℃迄の温度、例えば−５０〜１００℃の温度で融解する。これらイオ
ン液体中の陽イオンは通常有機物である。[0004] Molecular solvent-free ionic liquids were first described by Hurley and Wier in a series of US patents (24444631, 2446339, 24463).
50). The ionic liquid comprised aluminum (III) chloride and various N-alkylpyridium halides and provided a conductive bath for aluminum electroplating. The term ionic liquid is generally a salt, a salt mixture or a mixture of components that form a salt, which melt below or just above room temperature (in the terminology of the present invention, a salt is completely a cationic species and Anionic species). The term "ionic liquid" relates to salts, salt mixtures or mixtures of components that form salts, which melt at temperatures up to 100 <0> C, for example at temperatures between -50 and 100 <0> C. The cations in these ionic liquids are usually organic.
【０００５】 伝統的に、融解塩は１５０℃以上で融解し、より頻繁にこれよりはるかに高い
温度で融解する。そのような塩は、通常、無機陽イオンから構成されかつ高温工
程にのみ好適である。従って、イオン液体を燃料再処理に使用することは新規で
ある。[0005] Traditionally, molten salts melt above 150 ° C and more often at much higher temperatures. Such salts are usually composed of inorganic cations and are only suitable for high temperature processes. Therefore, the use of ionic liquids for fuel reprocessing is novel.
【０００６】 公知イオン液体は、ハロゲン化イミダゾリウム、ハロゲン化ピリジニウム又は
ハロゲン化ホスホニウムと組み合わされた塩化アルミニウム（III）を含有する 。ハロゲン化物の例は、１−エチルー３−メチルイミダゾリウムクロリド、Ｎ- ブチルピリジニウムクロリド及びテトラブチルホスホニウムクロリドを含む。公
知イオン液体系の例は、１−エチルー３−メチルイミダゾリウムクロリド及び塩
化アルミニウム（III）の混合物である。[0006] Known ionic liquids contain aluminum (III) chloride in combination with imidazolium, pyridinium or phosphonium halides. Examples of halides include 1-ethyl-3-methylimidazolium chloride, N-butylpyridinium chloride and tetrabutylphosphonium chloride. An example of a known ionic liquid system is a mixture of 1-ethyl-3-methylimidazolium chloride and aluminum (III) chloride.
【０００７】 E.S.Lane,J.Chem.Soc.(1953)1172〜1175にsec-ブチルピリジニウムニトレート
を含む、特定のアルキルピリジニウムニトレートイオン液体の製造が記載されて
いる。液体の使用は記載されていないが、デカメチレンビス（ピリジニウムニト
レート）の薬理活性について言及されている。 L.Heerman et al.,J.Electroanal.Chem.,193,289(1985)にＮ-ブチルピリジニ ウムクロリド及び塩化アルミニウム（III）からなる系にＵＯ3を溶解させること
が記載されている。 K.R.Seddon,J.Chem.Tech.Biotechnol.1997,68,351〜356では、室温でのイオン
液体についての企画原則、これらの溶剤を使用するための特性及び原理のいくつ
かを議論している。[0007] ESLane, J. Chem. Soc. (1953) 1172-1175 describes the preparation of certain alkylpyridinium nitrate ionic liquids, including sec-butylpyridinium nitrate. Although the use of liquids is not described, the pharmacological activity of decamethylene bis (pyridinium nitrate) is mentioned. L. Heerman et al., J. Electroanal. Chem., 193, 289 (1985) describes dissolving UO 3 in a system consisting of N-butylpyridinium chloride and aluminum (III) chloride. KRSeddon, J. Chem. Tech. Biotechnol. 1997, 68, 351-356, discusses some of the design principles for ionic liquids at room temperature, properties and principles for using these solvents.
【０００８】 国際特許出願ＷＯ９６／３２７２９は、酸化物核燃料を溶融アルカリ金属炭酸
塩に溶解して化合物を製造し、これを更に加工して、そこからウラニウムが抽出
できることを教示している。 国際特許出願ＷＯ９５／２１８７１、 ＷＯ９５／２１８７２及び ＷＯ９５／
２１８０６はイオン液体に関しており、これらを使用して、炭化水素転化反応（
例えば、オレフィンの重合又はオリゴ重合）及びアルキル化反応を触媒すること
に関している。イオン液体は、有利に、１−（Ｃ1−Ｃ4アルキル）−３−（Ｃ6 −Ｃ30アルキル）イミダゾリウムクロリド、特に１−メチル−３−Ｃ10アルキル
−イミダゾリウムクロリド又は１−ヒドロカルビルピリジニウムハリドであり、
ここで、ヒドロカルビル基は、例えば、エチル、ブチル又は他のアルキルである
。[0008] International patent application WO 96/32729 teaches that oxide nuclear fuel can be dissolved in molten alkali metal carbonate to produce a compound that can be further processed and uranium extracted therefrom. International Patent Applications WO95 / 21871, WO95 / 21872 and WO95 /
21806 relates to ionic liquids, which can be used to convert hydrocarbons (
(Eg, olefin polymerization or oligopolymerization) and catalyzing alkylation reactions. The ionic liquid is preferably 1- (C 1 -C 4 alkyl) -3- (C 6 -C 30 alkyl) imidazolium chloride, especially 1-methyl-3-C 10 alkyl-imidazolium chloride or 1-hydrocarbyl Pyridinium halide,
Here, the hydrocarbyl group is, for example, ethyl, butyl or other alkyl.
【０００９】 国際特許出願第ＰＣＴ／ＧＢ９７／０２０５７号（ＷＯ９８／０６１０６）に
イオン液体中にその最大酸化状態より下の開始酸化状態の金属を溶かす方法が記
載されており、その際、イオン液体は金属と反応し、これを酸化させてより高い
酸化状態にする。開始金属は、化合物の形であってもよく、かつ核分裂生成物の
他にＵＯ2及び／又はＰｕＯ2を含んでなる照射済み核燃料であってよい。典型的
には、イオン液体は、ニトレートを基礎とし、例えばピリジニウムニトレート又
は置換イミダゾリウムニトレートであり、かつブレンステッド酸又はフランクリ
ン酸を含有してもよい。好適な酸は、ＨＮＯ3、Ｈ2ＳＯ4及び[ＮＯ+]である。こ
の国際特許出願は、特定の新規イオン液体も記載し、これは、１−ブチルピリジ
ニウムニトレート、１−オクチルピリジニウムニトレート、その陽イオン成分が
アルキルピリジニウム又はポリメチレンビス（ピリジニウム）のみではない他の
ニトレートを基礎とするイオン液体及び置換イミダゾリウムニトレート、特に１
−ブチル−３−メチルイミダゾリウムニトレート、１−ヘキシル−３−メチルイ
ミダゾリウムニトレート及び１−オクチル−３−メチルイミダゾリウムニトレー
トを包含する。International Patent Application No. PCT / GB97 / 02057 (WO 98/06106) describes a method for dissolving a metal in an initiating oxidation state below its maximum oxidation state in an ionic liquid, wherein the ionic liquid is Reacts with the metal and oxidizes it to a higher oxidation state. The starting metal may be in the form of a compound and may be an irradiated nuclear fuel comprising UO 2 and / or PuO 2 in addition to fission products. Typically, the ionic liquid is based on nitrate, for example pyridinium nitrate or substituted imidazolium nitrate, and may contain Bronsted or flank acid. Preferred acids are HNO 3 , H 2 SO 4 and [NO + ]. This international patent application also describes certain novel ionic liquids, such as 1-butylpyridinium nitrate, 1-octylpyridinium nitrate, whose cation component is not only alkylpyridinium or polymethylenebis (pyridinium). Ionic liquids based on nitrates and substituted imidazolium nitrates, especially 1
-Butyl-3-methylimidazolium nitrate, 1-hexyl-3-methylimidazolium nitrate and 1-octyl-3-methylimidazolium nitrate.
【００１０】 特に、ＷＯ９８／０６１０６に記載の酸化イオン液体は、i)本質的に酸化性で
あってよく、ii)添加酸化剤を有してよく及び／又はiii)酸化力を促進する薬剤 を有してよい。薬剤は、非酸化液体中に溶解された酸化剤又は他の酸化種の酸化
反応性を増加させる助剤であってよい。溶剤がニトレートイオンを含有する場合
、薬剤は、ニトレートイオンだけで提供される以上に媒体の酸化反応性を増加さ
せる。前記されたように、そのような薬剤は、酸、特にブレンステッド酸及びフ
ランクリン酸を含有する。ブレンステッド酸はプロトン供与体であり、逆に、ブ
レンステッド塩基はプロトン受容体である。フランクリン酸は、溶剤に、溶剤系
の特性である陽イオンを供与する種であり、例えば溶剤Ｎ2Ｏ4中の［ＮＯ］+で ある。プロトンはフランクリン酸ではない。ルイス酸は、電子対受容体である種
いずれかである。ルイス酸として記載され得る広範囲の種があり、これは、ＢＣ
ｌ3、Ｈ+又は遷移金属イオンを含む。ルイス塩基は電子対供与体である。超酸は
、ハメットの酸度関数（Ｈ0：６以上）を有する酸性媒体である。超酸は、強酸 の１Ｍ水溶液の１０6倍以上強い（G.A.Olah,G.K.S.Prakash and J.Sommer,Super acids,Wiley,Chichester,1985参照）。In particular, the oxidized ionic liquids described in WO 98/06106 may be i) oxidizable in nature, ii) may have an added oxidizing agent and / or iii) contain an agent that promotes oxidizing power May have. The agent may be an oxidizing agent dissolved in the non-oxidizing liquid or an auxiliary that increases the oxidative reactivity of other oxidizing species. If the solvent contains nitrate ions, the agent increases the oxidative reactivity of the medium beyond that provided by nitrate ions alone. As mentioned above, such agents contain acids, especially Bronsted acids and Franklin acids. Bronsted acids are proton donors, and conversely, Bronsted bases are proton acceptors. Franklinic acid is a species that provides a solvent with cations that are a characteristic of a solvent system, and is, for example, [NO] + in a solvent N 2 O 4 . Protons are not frank phosphoric acids. Lewis acids are any species that are electron pair acceptors. There is a wide variety of species that can be described as Lewis acids,
and l 3 , H + or transition metal ions. Lewis bases are electron pair donors. A superacid is an acidic medium having a Hammett acidity function (H 0 : 6 or more). Superacids are more than 10 6 times stronger than 1M aqueous solutions of strong acids (see GA Olah, GK SPrakash and J. Sommer, Super acids, Wiley, Chichester, 1985).
【００１１】 溶剤は、原則的には、どのイオン液体からなっていてもよいが、通常、ニトレ
ート陰イオンを含んでなる。 陽イオンは、実際、１種以上の有機陽イオン、特に、第四窒素を含有する窒素
ヘテロ環及び更に特にＮ−置換ピリジニウム又はＮ，Ｎ’−二置換イミダゾリウ
ムを含んでなる。置換基は、例えば、有利にヒドロカルビル、更に有利に枝分か
れしてよいアルキルである。ヒドロカルビル（例えばアルキル）基は、通常、炭
素原子１〜１８個、更に通常、１〜８個を有する。The solvent can in principle consist of any ionic liquid, but usually comprises a nitrate anion. The cations in fact comprise one or more organic cations, especially nitrogen heterocycles containing quaternary nitrogen and more particularly N-substituted pyridinium or N, N'-disubstituted imidazolium. The substituents are, for example, preferably hydrocarbyls, more preferably alkyls which may be branched. Hydrocarbyl (e.g. alkyl) groups usually have 1 to 18 carbon atoms, more usually 1 to 8 carbon atoms.
【００１２】 従って、陽イオンは、二置換イミダゾリウムイオンであってよく、その際、置
換基は、式：ＣnＨ2n+1（１≦ｎ≦８）で表され、かつ置換基は直鎖基又は分枝 鎖基である。有利な二置換イミダゾリウムイオンにおいては、１つの置換基はｎ
＝１、２、３又は４を有し（メチルが特に有利である）、他の置換基はｎ＝２、
３、４、５、６、７又は８を有する（オクチル、ヘキシルが有利であり、更に特
に、Ｃ4、特にブチルが有利であり、直鎖基が有利である）。又は、陽イオンは 、置換テトラ−アルキルアンモニウムイオンであってよく、その際、アルキル基
は、式：ＣnＨ2n+1（１≦ｎ≦６）で表され、かつ置換基は直鎖基又は分枝鎖基 である。有利な例は、テトラブチルアンモニウムである。しかしながらアルキル
基は異なった長さであってよい。又は、陽イオンは、置換ピリジニウムイオンで
あってよく、その際、置換基は、また、式：ＣnＨ2n+1（１≦ｎ≦８）で表され 、かつ置換基は直鎖基又は分枝鎖基である。好適な置換基は、ブチル、２−（２
−メチル）プロピル、２−ブチル及びオクチルを含むが、直鎖アルキル、特にブ
チルが有利である。Thus, the cation may be a disubstituted imidazolium ion, wherein the substituent is represented by the formula: C n H 2n + 1 (1 ≦ n ≦ 8) and the substituent is It is a chain group or a branched chain group. In preferred disubstituted imidazolium ions, one substituent is n
= 1, 2, 3 or 4 (methyl is particularly preferred), other substituents are n = 2,
It has 3, 4, 5, 6, 7 or 8 (octyl, hexyl is preferred, more particularly C 4 , especially butyl, and straight-chain groups are preferred). Alternatively, the cation may be a substituted tetra-alkyl ammonium ion, wherein the alkyl group is represented by the formula: C n H 2n + 1 (1 ≦ n ≦ 6), and the substituent is a linear group. Or a branched group. An advantageous example is tetrabutylammonium. However, the alkyl groups can be of different lengths. Alternatively, the cation may be a substituted pyridinium ion, wherein the substituent is also represented by the formula: C n H 2n + 1 (1 ≦ n ≦ 8), and the substituent is a linear group or It is a branched group. Preferred substituents are butyl, 2- (2
-Methyl) propyl, 2-butyl and octyl, but straight-chain alkyls, especially butyl, are preferred.
【００１３】 もちろん、微量の混入物が存在してもよく、例えば、１−ブチル−３−メチル
イミダゾリウム中のプロトン化メチルイミダゾールがそうである。 ＷＯ９８／０６１０６のニトレートを基礎とするイオン液体は、硝酸銀（Ｉ）
水を適切な有機ハロゲン化物と一緒に混合することにより製造することができる
。実施例の方法により、そのようなイオン液体の１つは、硝酸銀（Ｉ）水溶液及
び１−ブチル−３−メチルイミダゾリウムクロリド（[bmim]Cl）溶液を一緒に混
合して製造する。塩化銀が沈殿し、液体１−ブチル−３−メチルイミダゾリウム
ニトレートが生じる： Ag[NO3](aq)＋[bmim]Cl(aq)→AgCl(s)＋[bmim] [NO3] (aq) 生成物を濾過し、濾液から過剰の水を除去することにより精製することができ
る。 １−ヘキシル−３−メチルイミダゾリウムニトレートを同様にして製造し、
この物質も、室温で液体である。[0013] Of course, trace contaminants may be present, such as protonated methylimidazole in 1-butyl-3-methylimidazolium. The ionic liquid based on nitrate of WO 98/06106 is silver (I) nitrate.
It can be prepared by mixing water with a suitable organic halide. According to the method of the example, one such ionic liquid is prepared by mixing together an aqueous solution of silver (I) nitrate and a solution of 1-butyl-3-methylimidazolium chloride ([bmim] Cl). Silver chloride precipitation, liquid 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate is produced: Ag [NO 3] (aq ) + [bmim] Cl (aq) → AgCl (s) + [bmim] [NO 3] (aq) The product can be purified by filtering and removing excess water from the filtrate. 1-hexyl-3-methylimidazolium nitrate was similarly prepared,
This material is also liquid at room temperature.
【００１４】 ピリジニウム及びイミダゾリウムになるもう一つの陽イオンは、第四ホスホニ
ウム陽イオン、例えばテトラヒドロカルビルホスホニウムを含む。好適なヒドロ
カルビル基は、ピリジニウム及びイミダゾリウム陽イオンに関連して前記された
ものである。例は、非対称置換ホスホニウム陽イオンを含む。[0014] Another cation that becomes pyridinium and imidazolium includes a quaternary phosphonium cation, such as tetrahydrocarbyl phosphonium. Suitable hydrocarbyl groups are those described above in relation to the pyridinium and imidazolium cations. Examples include asymmetrically substituted phosphonium cations.
【００１５】 「酸化工程をより有効に行いうるためにイオン液体に添加される薬剤は、代表
的には、酸である」、特にブレンステッド酸（例えばＨＮＯ3又はＨ2ＳＯ4）又 はフランクリン酸（例えば[ＮＯ+]）であり、どちらの場合でも基質、例えばＵ Ｏ2又はＰｕＯ2に対して、媒体を更に酸化反応性にするのに役立つ。言いかえる
と、酸化イオン液体の１つの部類は、ニトレート及びその促進剤からなる酸化剤
を含有する。イオン液体と結合する薬剤は、イオン液体と反応して、イオン液体
でもある新規の種を形成する。従って、[ＮＯ][ＢＦ4]は、有機陽イオンのニト レート塩と反応して、陽イオンのテトラフルオロボレート（III）塩を形成する と信じられている。典型的反応は次のとおりである： [Bu-py][NO3]＋[NO][BF4]→N2O4＋[Bu-py] [BF4] 式中、Bu-pyは、１−ブチルピリジニウムであり、[Bu-py] [BF4]は、イオン液
体である。“The agent added to the ionic liquid to be able to perform the oxidation step more effectively is typically an acid”, especially a Bronsted acid (eg HNO 3 or H 2 SO 4 ) or Franklin Acids (eg [NO + ]), which in both cases serve to make the medium more oxidatively reactive with respect to the substrate, eg U O 2 or PuO 2 . In other words, one class of oxidized ionic liquids contains an oxidizing agent consisting of nitrate and its accelerator. Drugs that associate with ionic liquids react with the ionic liquid to form new species that are also ionic liquids. Thus, [NO] [BF 4 ] is believed to react with the nitrate salt of an organic cation to form a tetrafluoroborate (III) salt of the cation. A typical reaction is as follows: [Bu-py] [NO 3 ] + [NO] [BF 4 ] → N 2 O 4 + [Bu-py] [BF 4 ] where Bu-py is 1-butylpyridinium, [Bu-py] [BF 4 ] is an ionic liquid.
【００１６】 ＷＯ９８／０６１０６に記載の方法及びイオン液体は、一般的な使用、特に核
燃料再処理での使用に好適であるが、他方、先行技術を改良した有利な方法を発
見した。特に、ＷＯ９８／０６１０６は、明確な分離及び／又は生成物回収段階
を記載していない。The method and the ionic liquids described in WO 98/06106 are suitable for general use, especially for use in nuclear fuel reprocessing, but on the other hand have found an advantageous method which improves on the prior art. In particular, WO 98/06106 does not describe a distinct separation and / or product recovery step.
【００１７】 本発明により、照射済み燃料の他の成分から核分裂性物質を実質的に分離する
、使用済み核燃料の処理又は再処理法を提供し、この方法は、使用済み燃料又は
その成分をイオン液体中に溶解することからなる。実質的に分離という用語は、
部分的分離を意味するが、有利には完全な分離を意味する。According to the present invention, there is provided a method for treating or reprocessing spent nuclear fuel that substantially separates fissile material from other components of the irradiated fuel, the method comprising converting the spent fuel or a component thereof into an ionized fuel. Consists of dissolving in a liquid. The term substantially separates
It means a partial separation, but preferably a complete separation.
【００１８】 照射済み燃料の他の成分という用語により、これは、核分裂生成物、ランタニ
ド、アクチニド希土類元素及び／又は被覆材を包含することを意図する。本発明
の方法は、有利に、イオン液体に使用済み核燃料を溶解する段階から生じるイオ
ン溶液の処理段階も含み、この段階は、照射済み燃料の他の成分から核分裂性物
質を分離する溶剤抽出である。By the term other components of the irradiated fuel, it is intended to include fission products, lanthanides, actinide rare earths and / or cladding. The method of the present invention advantageously also includes a step of treating the ionic solution resulting from the step of dissolving the spent nuclear fuel in the ionic liquid, the step comprising solvent extraction to separate fissile material from other components of the irradiated fuel. is there.
【００１９】 参考のためにここに挙げられたＷＯ９８／０６１０６に記載されるように、イ
オン液体は、有利に、酸化イオン液体であり、特に、酸、例えばブレンステッド
酸、ルイス酸、フランクリン酸又は超酸を含有するものであり、ブレンステッド
酸及びフランクリン酸が有利である。酸化イオン液体を使用する場合、工程は、
Ｕ(０)又はＵ(IV)（通常、ＵＯ2として）をＵ(VI)に酸化、かつ通常、Ｐｕ(IV) （通常、ＰｕＯ2として）をＰｕ(VI)に酸化することを含み、例えば、二酸化ウ ラニウムを酸化して、錯体の形のtrans−ジオキソウラニウム（IV）にし、かつ 二酸化プルトニウムを酸化して、錯体の形のtrans−ジオキソプルトニウム（IV ）にする。イオン液体がどのような溶剤であっても、リサイクルのためのプルト
ニウム及びウラニウムの溶解は、通常、照射済み燃料の他の成分の溶解を必然的
に伴う。再処理法は、核分裂性物質を、任意に核燃料生成物の中間の形又は最終
の形、例えばゲル、粉末、マスターバッチ物質、燃料ペレット、燃料ピン（fuel pin）又は燃料集合体の形で製造する。溶解は、燃料棒の被覆、例えば、ステン
レススチール又はマグネシウム合金被覆又は商標名ジルカロイ（Zircaloy）で販
売されているようなジルコニウム合金の被覆の溶解を含んでよい。燃料の照射後
、ジルカロイ被覆は、不動態化酸化物被覆（passivating oxide coating）を有 し、従って、ジルカロイ被覆の溶解は、酸化ジルカロイ（ジルコニウム合金）の
非酸化的溶解を含む。ジルカロイの溶解は、酸化的又は非酸化的であってよい。
例えばイオン液体に溶解させるような、被覆の化学的除去の代わりに、イオン液
体へ燃料を溶解させる前に、機械的又は化学的手段により被覆を除去することが
できる。As described in WO 98/06106, hereby incorporated by reference, the ionic liquid is advantageously an oxidized ionic liquid, in particular an acid such as a Bronsted acid, a Lewis acid, a Franklinic acid or It contains superacids, with Bronsted and Frank acid being preferred. When using an oxidized ionic liquid, the process is:
Oxidizing U (0) or U (IV) (usually as UO 2 ) to U (VI), and usually oxidizing Pu (IV) (usually as PuO 2 ) to Pu (VI), For example, uranium dioxide is oxidized to complex form trans-dioxouranium (IV), and plutonium dioxide is oxidized to complex form trans-dioxoplutonium (IV). Whatever solvent the ionic liquid is, dissolution of plutonium and uranium for recycling usually entails dissolution of other components of the irradiated fuel. Reprocessing processes produce fissile material, optionally in the intermediate or final form of a nuclear fuel product, such as gels, powders, masterbatch materials, fuel pellets, fuel pins or fuel assemblies. I do. Melting may include melting a fuel rod coating, for example, a stainless steel or magnesium alloy coating or a zirconium alloy coating such as that sold under the trade name Zircaloy. After irradiation of the fuel, the zircaloy coating has a passivating oxide coating, so dissolution of the zircaloy coating involves non-oxidative dissolution of zircaloy oxide (zirconium alloy). The dissolution of Zircaloy may be oxidative or non-oxidative.
Instead of chemically removing the coating, for example by dissolving it in the ionic liquid, the coating can be removed by mechanical or chemical means before dissolving the fuel in the ionic liquid.
【００２０】 従って、１つの方法は、ジルコニウム合金被覆照射済み燃料をイオン液体に接
触させて、被覆と燃料を分解することよりなる。被覆を溶解するのに使用するた
めに、イオン液体は、有利に、硫酸塩を含有し、かつジルカロイ被覆上の酸化ジ
ルコニウム層と反応することが判明している硫酸を含有してよい。これらの方法
は、各燃料ピン又は燃料集合体を好適な容器中のイオン液体に浸漬することを含
んでよい。Accordingly, one method comprises contacting the zirconium alloy coated irradiated fuel with an ionic liquid to decompose the coating and the fuel. For use in dissolving the coating, the ionic liquid may advantageously contain sulfate and sulfuric acid which has been found to react with the zirconium oxide layer on the Zircaloy coating. These methods may include immersing each fuel pin or fuel assembly in an ionic liquid in a suitable container.
【００２１】 第二の方法は、被覆を機械的に破裂させて、燃料ペレットをイオン液体にさら
す段階を含む。他の方法では、燃料棒は、最初、被覆の溶解のために第一イオン
液体中に装入し、引き続いて、ウラニウム及びプルトニウム又は任意にこれらの
化合物を溶解するために第二のイオン液体に装入する。燃料棒、例えばウラニウ
ム又はプルトニウムの溶解のために、ニトレートイオン液体が有利である。A second method involves mechanically rupture of the cladding to expose the fuel pellets to an ionic liquid. In another method, the fuel rods are initially charged into a first ionic liquid for dissolution of the cladding and subsequently to a second ionic liquid for dissolving uranium and plutonium or optionally these compounds. Charge. For dissolving fuel rods, such as uranium or plutonium, nitrate ionic liquids are advantageous.
【００２２】 被覆の溶解は、燃料の溶解とは別の段階として実施でき、その場合、異なるイ
オン液体を使用することができる。被覆及び燃料の溶解の工程が単一の段階とし
て実施される場合、混合イオン液体、例えばニトレート及びスルフェートイオン
液体混合物を任意に使用できる。Dissolution of the cladding can be performed as a separate step from dissolution of the fuel, in which case a different ionic liquid can be used. If the steps of coating and dissolving the fuel are performed as a single step, mixed ionic liquids, such as nitrate and sulfate ionic liquid mixtures, can optionally be used.
【００２３】 本発明の更に詳細な特徴により、溶剤抽出段階を、ウラニウム及び／又はプル
トニウムの除去のために含むことができる。１つの態様では、燃料の溶解から生
じる溶液が、照射済み燃料の他の成分の抽出のために処理され、その後、ウラニ
ウム及びプルトニウムがイオン液体から分離される。ウラニウム及びプルトニウ
ムは、一緒に除去できるか又は分離することができ、後者の場合は、イオン液体
にウラニウム／プルトニウム分割操作を施す。ウラニウム及びプルトニウムの除
去は、選択溶解段階からなる。又は、照射済み燃料の他の成分から大量のウラニ
ウムを除去するのに、分別晶出を使用することができる。選択溶解は、照射済み
燃料の他の成分の抽出の前又は後に行うことができるが、抽出段階の前に溶解段
階を実施することが有利である。According to a further detailed feature of the invention, a solvent extraction step may be included for the removal of uranium and / or plutonium. In one aspect, the solution resulting from dissolution of the fuel is processed for extraction of other components of the irradiated fuel, after which uranium and plutonium are separated from the ionic liquid. The uranium and plutonium can be removed together or separated, in which case the ionic liquid is subjected to a uranium / plutonium splitting operation. Uranium and plutonium removal consists of a selective dissolution step. Alternatively, fractional crystallization can be used to remove large amounts of uranium from other components of the irradiated fuel. The selective dissolution can take place before or after the extraction of the other components of the irradiated fuel, but it is advantageous to carry out the dissolution step before the extraction step.
【００２４】 照射済み燃料の他の成分は、溶剤抽出技術を使用して好適に除去され、これは
、例えばイオン液体溶液を親水性相、特に水性媒体又は他のイオン液体と接触さ
せることを含み、その相中に、照射済み燃料の他の成分及びどのＺｒも抽出され
る。他の態様では、イオン液体の溶液は、疎水性相、特に有機溶剤、例えば直鎖
炭化水素（通常直鎖アルカン）又はそのような炭化水素の混合物と接触させられ
、その相中にウラニウム及びプルトニウムが抽出される。溶剤抽出技術は、１種
以上選択された種を２相間に分配することを制御するために、そのような種の溶
解特性を変える処置、例えば酸化／還元及び／又は錯化のような処置を含んでよ
い。Other components of the irradiated fuel are suitably removed using solvent extraction techniques, including, for example, contacting the ionic liquid solution with a hydrophilic phase, particularly an aqueous medium or other ionic liquid. , Into which phase the other components of the irradiated fuel and any Zr are extracted. In another embodiment, the solution of the ionic liquid is contacted with a hydrophobic phase, especially an organic solvent, such as a linear hydrocarbon (usually a linear alkane) or a mixture of such hydrocarbons, in which uranium and plutonium are present. Is extracted. Solvent extraction techniques employ measures to alter the solubility characteristics of such species, such as oxidation / reduction and / or complexation, to control the distribution of one or more selected species between the two phases. May include.
【００２５】 従って、いくつかの方法は、２つの溶剤における相対的溶解度を変えるために
、溶解種１種以上を錯化する事を含む。１つの処置では、溶解されたウラニウム
及びプルトニウムを錯化し、それにより、これらの種の第二相への移動を行うた
めに、イオン液体溶液を接触させる第二相にＴＢＰ（リン酸トリブチル）を添加
する。酸化又は還元の使用例として、どのウラニウム／プルトニウム分離も、種
の１つを選択還元し、酸化状態にすることを含んでよいと言え、その状態では、
還元された又は還元されていない種を、他の相、例えば水性相又は有機相又は他
のイオン液体中へ選択的に抽出できる。ＵよりむしろＰｕを選択還元する試薬は
、安定化Ｕ(IV)イオンである。このピュレックス再処理における例は、ヒドラジ
ンにより安定されたＵ(IV)の使用である。Thus, some methods involve complexing one or more dissolved species to alter the relative solubility in the two solvents. In one treatment, TBP (tributyl phosphate) is added to the second phase where the ionic liquid solution is contacted to complex dissolved uranium and plutonium, thereby effecting the transfer of these species to the second phase. Added. As an example of the use of oxidation or reduction, any uranium / plutonium separation may include selectively reducing one of the species to an oxidized state, where:
Reduced or unreduced species can be selectively extracted into other phases, such as aqueous or organic phases or other ionic liquids. Reagents that selectively reduce Pu rather than U are stabilized U (IV) ions. An example in this Purex reprocessing is the use of U (IV) stabilized with hydrazine.
【００２６】 本発明は、照射済み燃料の異なる成分の連続溶解が存在する方法を含む。特に
、ある工程では、第一のイオン液体はウラニウムを溶解し、第二のイオン液体で
プルトニウムを溶解しかつ第三のイオン液体で核分裂生成物を溶解することを含
み、但し、溶解は必ずしもこの順序ではない。The present invention includes a method wherein there is a continuous dissolution of different components of the irradiated fuel. In particular, in some steps, the first ionic liquid dissolves uranium, the second ionic liquid dissolves plutonium, and the third ionic liquid dissolves fission products, provided that dissolution is not necessarily limited to this. Not order.
【００２７】 溶解金属の沈殿をもたらす付加的な方法は、ウラニウムが溶解されるイオン液
体の温度における還元を介する。異なる金属の分離工程は、分別晶出を介する。
低温で固化するような融解塩を用いる方法を使用することは実行不可能なので、
この特別な方法により、イオン液の使用は、慣用の融解塩の使用と区別される。An additional method that results in precipitation of the dissolved metal is through reduction at the temperature of the ionic liquid in which the uranium is dissolved. The process of separating different metals is via fractional crystallization.
Since it is not feasible to use a method using a molten salt that solidifies at low temperatures,
This particular method distinguishes the use of ionic liquids from the use of conventional molten salts.
【００２８】 ウラニウム、プルトニウム及び核分裂生成物を２つ又は３つの生成物流から回
収することができる。生成物流がイオン液体を溶剤として有する場合には、溶解
金属の沈殿は、更にイオン成分を添加するか又は減じて、イオン液体の酸度及び
塩基度を変えることにより引き起こすことができる。又は、非イオン成分の添加
により沈殿を生じさせることができる。例えば、イオン液体と混和できるか又は
僅かに混和できる有機溶剤の添加により沈殿を生じることができる。例えば、１
−ブチル−３−メチルイミダゾリウムニトレートの場合には、ウラニウム化合物
の沈殿を生じるために、酢酸エチルを添加できる。酢酸エチルはイオン液体と僅
かに混和でき、系が酢酸エチルの添加により二相にまさになる時点で、沈殿が最
適化される。Uranium, plutonium and fission products can be recovered from two or three product streams. If the product stream has an ionic liquid as the solvent, precipitation of the dissolved metal can be caused by adding or subtracting additional ionic components to change the acidity and basicity of the ionic liquid. Alternatively, precipitation can be caused by the addition of a nonionic component. For example, precipitation can be caused by the addition of an organic solvent that is miscible or slightly miscible with the ionic liquid. For example, 1
In the case of -butyl-3-methylimidazolium nitrate, ethyl acetate can be added to cause precipitation of the uranium compound. Ethyl acetate is slightly miscible with the ionic liquid and the precipitation is optimized at the point when the system is just in two phases by the addition of ethyl acetate.
【００２９】 イオン液体に添加された揮発性の非イオン成分は、蒸留によりイオン液体から
回収することができる。イオン液体は揮発性ではない。このことにより、有機溶
剤及びイオン液体の両方を工程にリサイクルすることができる。 沈殿の他の方法は、イオン液体への酸化剤又は還元剤の添加である。The volatile nonionic components added to the ionic liquid can be recovered from the ionic liquid by distillation. Ionic liquids are not volatile. This allows both the organic solvent and the ionic liquid to be recycled to the process. Another method of precipitation is the addition of an oxidizing or reducing agent to the ionic liquid.
【００３０】 有利な工程を次のフローシートにより説明する：The advantageous steps are illustrated by the following flow sheet:
【表１】 [Table 1]
【００３１】 第二局面で、溶解燃料及び任意に溶解被覆を含有するイオン液体溶液に、電気
化学的処置を施し、溶解ウラニウム及びプルトニウムを回収する。１工程で、溶
液に電気分解を施し、ウラニウムを陰極上に酸化ウラニウム、ウラニウム化合物
又はウラニウム金属として析出させる。溶解プルトニウムを同様のルートで回収
することができる。ある方法では、溶解プルトニウムを陰極上にウラニウムと一
緒に析出させることができ、金属が、金属状態（（０）酸化状態）で析出するか
どうか関係なく、錯体又は酸化物として析出する。そのような共析出物は混合酸
化物燃料の製造に有用である。In a second aspect, the ionic liquid solution containing the dissolved fuel and optionally the dissolved coating is subjected to an electrochemical treatment to recover dissolved uranium and plutonium. In one step, the solution is subjected to electrolysis to precipitate uranium on the cathode as uranium oxide, uranium compound or uranium metal. Dissolved plutonium can be recovered by a similar route. In one method, the dissolved plutonium can be co-deposited with uranium on the cathode, and the metal is deposited as a complex or oxide, whether or not deposited in the metallic state ((0) oxidized state). Such co-precipitates are useful for producing mixed oxide fuels.
【００３２】 電着により析出されたイオンの選択技術は、融解塩及び冶金工業では公知であ
り、ここでは詳細な説明を必要としない。しかしながら、溶液中のすべての金属
イオンは、イオンをより低い正の原子価に還元するか又は０の原子価に還元する
のに必要とされる異なる電極還元電位を有することに特に言及することができる
。電極還元電位は元素、イオンの原子価、溶剤及び他のイオン又は分子の存在に
固有のものである。電圧を溶液にかけた場合、より正の電位を有する金属イオン
は全部、陰極上に析出するであろう。より負の電位を有する金属イオンは溶液中
に残るであろう。溶液から特定のイオンが一旦除去されたならば、電極を取り出
し、新しい電極にかえ、より負の還元電位を有する次の金属の析出のために、僅
かにより負の電位で操作する。２つの金属を一緒に析出させたい場合には、両方
のイオンの還元電位よりより負の電位をかけて、それらを一緒に還元する。Techniques for selecting ions deposited by electrodeposition are well known in the molten salt and metallurgical industries and do not require detailed explanation here. It should be noted, however, that all metal ions in solution have the different electrode reduction potentials required to reduce the ions to lower positive valences or to zero valences. it can. The electrode reduction potential is specific to the element, the valency of the ion, the presence of the solvent and other ions or molecules. When a voltage is applied to the solution, all metal ions with a more positive potential will precipitate on the cathode. Metal ions with a more negative potential will remain in solution. Once the specific ions have been removed from the solution, the electrode is removed, replaced with a new electrode and operated at a slightly more negative potential for the deposition of the next metal having a more negative reduction potential. If it is desired to deposit the two metals together, they are reduced together by applying a more negative potential than the reduction potential of both ions.
【００３３】 陰極材料は、公知の陰極材料から選択してよく、例えば炭素、特にガラス状炭
素及びタングステンである。The cathode material may be selected from known cathode materials, for example carbon, especially glassy carbon and tungsten.
【００３４】 燃料の溶解及び溶解種の電着の間に、イオン液体に、任意に、中間段階１つ以
上を施す。例えばイオン液体を、還元剤の添加によるか又は付加的電気還元段階
により処理して、ウラニウムを還元する。During dissolution of the fuel and electrodeposition of the dissolved species, the ionic liquid is optionally subjected to one or more intermediate stages. For example, the ionic liquid is treated by adding a reducing agent or by an additional electroreduction step to reduce uranium.
【００３５】 酸化ウラニウムを他の可溶成分と一緒にイオン液体中に酸化溶解させた後に、
工程段階の選択がある。これらのうち、２つを下に概説するが、この記述は、発
明を限定するものではない。 a)ウラニウム化合物の分別晶出及びこの化合物の濾過と回収。この分別晶出段階
は、ウラニウム生成物の粗精製であってよい。核分裂生成物、アクチニド希土類
元素、ランタニド及びプルトニウムを含有する残留液体に更に沈殿を施すか又は
電気化学的抽出を施して、更にウラニウム及び／又はプルトニウムを分離するこ
とができる。 b)電気化学的段階を大量の溶液（bulk of the solution）に使用し、照射済み燃
料の他の成分からウラニウム及びプルトニウムを分離することができる。 電気化学的段階を行う前に、任意に、燃料、例えばウラニウム又はプルトニウ
ムを、例えばイオン液体から再結晶させて精製することができる。 電気化学的段階は、過剰の酸を系から除去するか又は中和することを要求する
。そうしない場合は、存在する残留酸により、どの電着生成物も再酸化され、か
つ溶解されうる。酸を除去する方法は、以下のことを１つ以上含む： (i)すべての酸が確実に反応するため、過剰の核燃料が存在することを保証し（ 過剰の酸は、おそらく、工程を操作するのに必要とされる）、 (ii)残留酸（即ちプロトン）を電気化学的に還元して水素にし、及び／又は (iii)過剰の酸を蒸発させて除き、後にイオン液体を残す。After uranium oxide is oxidized and dissolved in the ionic liquid together with other soluble components,
There is a choice of process steps. Two of these are outlined below, but this description is not intended to limit the invention. a) Fractional crystallization of the uranium compound and filtration and recovery of this compound. This fractional crystallization step may be a crude purification of the uranium product. The residual liquid containing fission products, actinide rare earths, lanthanides and plutonium can be further precipitated or subjected to electrochemical extraction to further separate uranium and / or plutonium. b) An electrochemical step can be used on the bulk of the solution to separate uranium and plutonium from other components of the irradiated fuel. Prior to performing the electrochemical step, the fuel, eg, uranium or plutonium, can optionally be purified, eg, by recrystallization from an ionic liquid. The electrochemical step requires that excess acid be removed from the system or neutralized. Otherwise, any electrodeposition products may be re-oxidized and dissolved due to residual acids present. Methods of removing acids include one or more of the following: (i) ensuring that all acids react, ensuring that there is an excess of nuclear fuel (excess acid will probably (Ii) electrochemical reduction of residual acid (ie, protons) to hydrogen, and / or (iii) evaporation of excess acid, leaving behind an ionic liquid.
【００３６】 有利な態様を以下のフローシートにより説明する：An advantageous embodiment is illustrated by the following flow sheet:
【表２】 [Table 2]
【００３７】 フローシートに図解された工程は、溶解により生じた液体へ還元剤を添加し、
かつ生じた溶液を電気化学的装置、例えば電気化学浴へ通すことを含み、そこで
、ウラニウム種は電流を電極に通すことにより還元され、陰極にウラニウム金属
又は他のウラニウム化合物として析出する。析出ウラニウムは電極から除去され
、更に、混入したイオン液体の除去のために次の段階へと進める。同様の工程が
、溶解プルトニウムの回収のために使用される。The process illustrated in the flow sheet involves adding a reducing agent to the liquid resulting from the dissolution,
And passing the resulting solution through an electrochemical device, such as an electrochemical bath, where the uranium species is reduced by passing an electric current through the electrode and deposits at the cathode as uranium metal or other uranium compound. The deposited uranium is removed from the electrode and proceeds to the next step for removal of the entrained ionic liquid. A similar process is used for recovery of dissolved plutonium.
【００３８】 本発明の方法により製造された核燃料物質は、ジカルボキシレートブリッヂを
含む二量体の種を、核燃料物質の２個の原子が形成する、特有の二量体構造を有
する点で、それ自体が新規である。種々のジカルボキシレート、例えばシュウ酸
塩、マロン酸塩、コハク酸塩、グルタル酸塩、アジピン酸塩又はピメリン酸塩を
使用できるが、有利な架橋成分はシュウ酸塩である。The nuclear fuel material produced by the method of the present invention is characterized in that the dimer species containing dicarboxylate bridges have a unique dimeric structure formed by the two atoms of the nuclear fuel material, As such, it is new. A variety of dicarboxylates can be used, for example, oxalate, malonate, succinate, glutarate, adipate or pimelate, but the preferred crosslinking component is oxalate.
【００３９】 従って、本発明の他の特徴により、ジカルボキシレート部分により架橋された
２個の燃料原子を含有する二量体種を含んでなる核燃料物質を提供する。 特に、燃料がウラニウムである核燃料物質を提供する。有利な燃料はウラニウ
ムである。有利な核燃料物質は構造：Thus, according to another aspect of the present invention, there is provided a nuclear fuel material comprising a dimeric species containing two fuel atoms bridged by a dicarboxylate moiety. In particular, it provides a nuclear fuel material wherein the fuel is uranium. The preferred fuel is uranium. Advantageous nuclear fuel materials have the structure:
【化２】 を有し、式中、Ａｃは、Ｐｕ又はＵ、有利にＵである。 前記Ｉに記載の構造は、代表的なものであるが、ニトレート基の結合が酸素原
子の１個を経ていると解釈される。Embedded image Wherein Ac is Pu or U, preferably U. The structure described in the above I is representative, but it is interpreted that the bond of the nitrate group is through one of the oxygen atoms.
【００４０】 本発明の核燃料物質は、特有のＸ−線回折図形も提供する。従って、本発明に
より、Ｘ−線回折により誘導された図２に示されるような分子構造の核燃料物質
を提供する。 本発明の方法は、次の例及び添付図に関して説明されるが、本発明はそれに限
定されるものではない。The nuclear fuel material of the present invention also provides unique X-ray diffraction patterns. Accordingly, the present invention provides a nuclear fuel material having a molecular structure as shown in FIG. 2 induced by X-ray diffraction. The method of the present invention will be described with reference to the following examples and accompanying drawings, but the present invention is not limited thereto.
【００４１】 例１ １−ブチル−３−メチルイミダゾリウムニトレートイオン液体の製造 １−メチルイミダゾールを真空下で蒸留し、使用前に二窒素下に貯蔵する。１
−ブチル−３−メチルイミダゾリウム又は１−アルキルピリジニウム塩は、適切
なハロゲン化アルキルと１−メチルイミダゾール又はピリジンとそれぞれ直接反
応させて製造し、エタンニトリルおよびエチルエタノエートから再結晶させた。 ニトレートイオン液体は、１−ブチル−３−メチルイミダゾリウムニトレート
の製造に使用した次の方法に類似の方法で、すべて製造した。Example 1 Preparation of 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate ionic liquid 1-Methylimidazole is distilled under vacuum and stored under dinitrogen before use. 1
-Butyl-3-methylimidazolium or 1-alkylpyridinium salts were prepared by directly reacting the appropriate alkyl halide with 1-methylimidazole or pyridine, respectively, and were recrystallized from ethanenitrile and ethylethanolate. The nitrate ionic liquids were all prepared in a manner similar to the following method used to prepare 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate.
【００４２】 １−ブチル−３−メチルイミダゾリウムクロリド（８．０４ｇ、４６．０mmol ）を水（１５cm3）に溶かした。この溶液に硝酸銀（Ｉ）（７．８２ｇ、４６． ０mmol）を水（２０ｃｍ3）に溶かした水溶液を添加した。すぐに白色沈殿物（ 塩化銀（Ｉ））が生じた。混合物を撹拌して（２０分）、完全に反応させ、次い
で、Ｐ３ガラス濾過漏斗で２回濾過して、白色沈殿物（２回目の濾過は、一般に
、沈殿物の最後の極微量を除去するのに必要であった）を除去した。水を回転蒸
発器で除去し、黄色又は茶色の粘性液体が得られ、これは時々小さい黒色固形粒
子を含有する。この粗生成物、１−ブチル−３−メチルイミダゾリウムニトレー
トを少量の乾燥（dry）アセトニトリルに溶かし、その溶液に脱色炭（decolouri sing charcoal）を添加した。次いで、これを撹拌し（３０分）、セライト（Cel ite:登録商標名）を通して濾過した。真空下にアセトニトリルを除去し、薄い黄
色のイオン液体が得られ、次いで、これを真空中に加熱して（約５０℃、２〜３
ｄ）乾燥させた。加熱が激しすぎると、生成物は多少変色した。残留塩化銀（Ｉ
）は、電気分解により除去した：即ち、金属銀が陰極で電気鍍金され、塩素ガス
が陽極で発生した。生じたイオン液体は二窒素下に貯蔵し、水分を締め出した。1-Butyl-3-methylimidazolium chloride (8.04 g, 46.0 mmol) was dissolved in water (15 cm 3 ). To this solution was added an aqueous solution of silver (I) nitrate (7.82 g, 46.0 mmol) dissolved in water (20 cm 3 ). Immediately a white precipitate (silver (I) chloride) formed. The mixture is stirred (20 minutes) to allow complete reaction, then filtered twice through a P3 glass filter funnel to remove a white precipitate (a second filtration generally removes the last traces of the precipitate). Was required). The water is removed on a rotary evaporator to give a yellow or brown viscous liquid, which sometimes contains small black solid particles. The crude product, 1-butyl-3-methylimidazolium nitrate, was dissolved in a small amount of dry acetonitrile, and decolourizing sing charcoal was added to the solution. It was then stirred (30 minutes) and filtered through Celite®. The acetonitrile was removed under vacuum to give a pale yellow ionic liquid, which was then heated in vacuo (about 50 ° C., 2-3
d) Dry. If the heating was too intense, the product discolored somewhat. Residual silver chloride (I
) Was removed by electrolysis: metallic silver was electroplated at the cathode and chlorine gas was evolved at the anode. The resulting ionic liquid was stored under dinitrogen to exclude water.
【００４３】 例２ 晶出工程の結果 次の工程及び結果が晶出工程を説明する。丸底のフラスコ中で、［ｂｍｉｍ］
［ＮＯ3］９．３２ｇ、水性濃ＨＮＯ3 ４．７３ｇ及びＵＯ2 ４．００ｇを一 緒にした。この混合物を撹拌し、７０℃で１６時間加熱した。生じた明るい黄色
溶液を室温まで冷却し、一晩静置した。淡黄色結晶が生じた。Ｐ４フリット（fr it）を用いて、真空濾過で、これらを溶液から除去した。イオン液体をできるだ
け除去するため、真空を８時間以上保持した。次いで、生じた結晶を、冷酢酸エ
チルで洗浄して、残留イオン液体を除去した。ウラニル塩が確認され、分析によ
り、Ｃ18Ｈ30Ｎ8Ｏ20Ｕ2として分子が同定された。元素の重量パーセントは、以
下の通りであった： Ｃ １８．７３％；Ｈ ２．６２％；Ｎ ９．７１％；Ｏ ２７．７２％；Ｕ
４１．２３％ Ｘ−線回折調査により構造が下記：Example 2 Results of Crystallization Step The following steps and results illustrate the crystallization step. In a round bottom flask, [bmim]
9.32 g of [NO 3 ], 4.73 g of aqueous concentrated HNO 3 and 4.00 g of UO 2 were combined. The mixture was stirred and heated at 70 ° C. for 16 hours. The resulting bright yellow solution was cooled to room temperature and left overnight. Light yellow crystals formed. These were removed from the solution by vacuum filtration using a P4 frit. The vacuum was maintained for at least 8 hours to remove as much ionic liquid as possible. The resulting crystals were then washed with cold ethyl acetate to remove residual ionic liquid. Uranyl salts was confirmed by analysis, molecules have been identified as C 18 H 30 N 8 O 20 U 2. The weight percentages of the elements were as follows: C 18.73%; H 2.62%; N 9.71%; O 27.72%; U
41.23% X-ray diffraction study showed the following structure:
【化３】 のように決定され、これは、一般に図２に示される構造であった。セルパラメー
ターは、次の通りである： Ａ＝１５．４５２、Ｂ＝２０．３５４、Ｃ＝１０．８２２、β＝１０６．８４Embedded image , Which was generally the structure shown in FIG. The cell parameters are as follows: A = 15.452, B = 20.354, C = 10.822, β = 106.84.
【００４４】 例３ ウラニル塩の電気化学的還元 ［ｂｍｉｍ］［ＮＯ3］＋ＨＮＯ3中のウラニル溶液から（例２で説明したよう
に）冷却により沈殿させ、アセトニトリルから再結晶させたウラニル塩の０．２
６５５ｇ（０．２３mmol）を純粋［ｂｍｉｍ］［ＮＯ3］２８・１２ｇ（約２５ ｍｌ）に添加し、加熱（約５０℃）により溶かし、乾燥窒素を噴霧（sparging）
しながら、撹拌した。１５分以内に完全に溶解した。窒素噴霧は、１時間継続し
た。Example 3 Electrochemical Reduction of Uranyl Salt 0 of a uranyl salt precipitated from a solution of uranyl in [bmim] [NO 3 ] + HNO 3 by cooling (as described in Example 2) and recrystallized from acetonitrile .2
655 g (0.23 mmol) are added to 28.12 g (about 25 ml) of pure [bmim] [NO 3 ], dissolved by heating (about 50 ° C.), and sparging with dry nitrogen
While stirring. It dissolved completely within 15 minutes. Nitrogen spraying lasted 1 hour.
【００４５】 ウラニル塩の電気化学的還元により、イオン液体に不溶で、溶液から沈殿する
ＵＯ2を製造することができる。ウラニル塩の１モルから２モルのＵＯ2が製造さ
れると信じられる。従って、ウラニル塩０．２３mmolのＵＯ2への完全な還元で ＵＯ2０．４６mmolが生じる。更に、製造されたＵＯ2の各モルは、２モル当量の
電子を必要とするので、ＵＯ2０．４６mmolの製造の間、必要とされる全電荷は 、８８．８Ｃであるべきである。The electrochemical reduction of the uranyl salt can produce UO 2 that is insoluble in the ionic liquid and precipitates out of solution. It is believed that one to two moles of UO 2 are produced from the uranyl salt. Therefore, UO 2 0.46 mmol occurs a complete reduction to UO 2 of uranyl salt 0.23 mmol. Furthermore, since each mole of UO 2 produced requires 2 molar equivalents of electrons, the total charge required during the production of 0.46 mmol UO 2 should be 88.8C.
【００４６】 電気分解セルは、大量の溶液（bulk solution）としてウラニル溶液を有する ３電極セルに組み立てた。該電極は銀ワイヤーであり、これは、ガラス管中で、
多孔性バイコールチップにより大量溶液から隔てられた［ｂｍｉｍ］［ＮＯ3］ 中のＡｇＮＯ3の溶液０．１mol／l中に浸漬させた。対極は白金コイルであり、 これは、ガラス管中で、ガラスフリットにより大量溶液から隔てられた純粋［ｂ
ｍｉｍ］［ＮＯ3］中に浸漬させた。作用電極はガラス状炭素シートから形成さ れた旗（約３cm×２cm×０．１cm）であった。The electrolysis cell was assembled into a three-electrode cell with the uranyl solution as a bulk solution. The electrode is a silver wire, which, in a glass tube,
It was immersed in a 0.1 mol / l solution of AgNO 3 in [bmim] [NO 3 ] separated from the bulk solution by a porous Vycor chip. The counter electrode is a platinum coil, which is pure [b] separated from the bulk solution by a glass frit in a glass tube.
mim] [NO 3 ]. The working electrode was a flag (about 3 cm x 2 cm x 0.1 cm) formed from a glassy carbon sheet.
【００４７】 乾燥窒素雰囲気下で、Ａｇ（Ｉ）／Ａｇに対して陰極電位を−１．５Ｖに保持
し、電気分解を撹拌ウラニル溶液に実施した。ウラニル塩の電気化学的還元の間
に、恐らくＵＯ2生成物の吸着により、陰極は不動態化され、電気分解が停止し た。陰極が不動態となることを防ぐために、同時に２つの技術を使用した。乾燥
窒素を電極に対して発泡させ、吸着されたＵＯ2のような不動態化物質を除去し た。陰極を−１．５Ｖに一定で保持するかわりに作用電極電位を定期的に＋１．
０Ｖまで増した（その際、これは、陽極として働く）。典型的には、作用電極は
１．５Ｖに９．６秒（ｓ）保持され、＋１．０Ｖに０．４秒（ｓ）間パルス的に
印加された。これら技術を組み合わせて、即ち、窒素発泡及び電位のパルス的印
加により、電極の不動態化を防いだ。Under a dry nitrogen atmosphere, the cathodic potential was maintained at −1.5 V with respect to Ag (I) / Ag, and electrolysis was performed on the stirred uranyl solution. During the electrochemical reduction of the uranyl salt, the cathode was passivated and electrolysis stopped, presumably due to the adsorption of the UO 2 product. To prevent the cathode from being passivated, two techniques were used simultaneously. Dry nitrogen was bubbled to the electrode to remove the passivation material such as UO 2 adsorbed. Instead of keeping the cathode constant at -1.5 V, the working electrode potential is periodically increased by +1.
Increased to 0 V, which then acts as the anode. Typically, the working electrode was held at 1.5 V for 9.6 seconds (s) and pulsed at +1.0 V for 0.4 seconds (s). Combining these techniques, i.e., nitrogen bubbling and pulsed application of potential, prevented electrode passivation.
【００４８】 電気分解の間に、溶液は、ウラニル塩に付随した明るい黄色を失い、茶色に変
わった。電気分解の終わり近く、暗茶色沈殿物が認められた。９５Ｃを過ぎた後
、電気分解は電流が激しく落ちるとともに停止した。ガラス状炭素ディスク作用
電極で、電気分解前後に記録されたボルタモグラム（Voltammogram:加電圧電流 曲線）（図１）は、溶液からウラニルが除去されたことを示す。電極電位のスキ
ャンは０Ｖで開始し、イオン液体の陰極限度（cathodic limit）までスキャンし
、反転し、かつ陽極限度（anodic limit）までスキャンし、次いで０Ｖまで戻っ
た。During the electrolysis, the solution lost the light yellow color associated with the uranyl salt and turned brown. Near the end of the electrolysis, a dark brown precipitate was observed. After 95 C, the electrolysis stopped with a sharp drop in current. Voltammograms (Voltage Current Curves) recorded before and after electrolysis at the glassy carbon disk working electrode (FIG. 1) indicate that uranyl was removed from the solution. The scanning of the electrode potential started at 0V, scanned to the cathodic limit of the ionic liquid, inverted and scanned to the anodic limit, then returned to 0V.
【００４９】 シリーズ１（青）は、純溶液（neat solution）中で記録されたボルタモグラ ムを示す。イオン液体の電気化学的窓は、有機陽イオンが還元される、約−２．
２Ｖから、ニトレートが酸化される、約＋１．５Ｖまで伸びていることを示して
いる。[0049] Series 1 (blue) shows voltammograms recorded in neat solution. The electrochemical window of the ionic liquid shows that organic cations are reduced, about -2.
It shows that from 2V, the nitrate extends to about + 1.5V, where the nitrate is oxidized.
【００５０】 シリーズ２（紫）は電気分解前の、ウラニル０．１mol／l溶液中で記録された
ボルタモグラムを示す。約−０．９Ｖ付近のピークを有する波形は、ウラニルの
還元を表す。ずっと小さい陽極の波形は、０Ｖ付近に見ることができる。逆転ス
キャン中の等しいサイズの陽極波形の欠如は、還元が化学的に可逆でないことを
示す。陰極波形の幅の広さは、ゆっくりとした電子移動を示す。Series 2 (purple) shows the voltammogram recorded in a 0.1 mol / l uranyl solution before electrolysis. The waveform with a peak near about -0.9 V indicates the reduction of uranyl. A much smaller anode waveform can be seen near 0V. The lack of an equally sized anodic waveform during the reversal scan indicates that the reduction is not chemically reversible. The wide width of the cathode waveform indicates slow electron transfer.
【００５１】 シリーズ３（黄色）は、電気分解後の大量溶液中で記録されたボルタモグラム
を示す。イオン液体（青）のバックグラウンド電流の他に極僅かの電流がある。
−２Ｖ付近の僅かの電流の増加は、電気分解が１００％終了していないことを示
す。Series 3 (yellow) shows the voltammogram recorded in the bulk solution after electrolysis. There is very little current in addition to the background current of the ionic liquid (blue).
A slight current increase near -2 V indicates that electrolysis is not 100% complete.
【００５２】 溶液をアセトンで希釈し（溶液の粘性を下げるために）、沈殿物をサイズＰ４
のガラスフリットで真空濾過して集めた。The solution was diluted with acetone (to reduce the viscosity of the solution) and the precipitate was sized P4
Collected by vacuum filtration through a glass frit.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (81)指定国 ＥＰ(ＡＴ，ＢＥ，ＣＨ，ＣＹ， ＤＥ，ＤＫ，ＥＳ，ＦＩ，ＦＲ，ＧＢ，ＧＲ，ＩＥ，Ｉ Ｔ，ＬＵ，ＭＣ，ＮＬ，ＰＴ，ＳＥ)，ＯＡ(ＢＦ，ＢＪ ，ＣＦ，ＣＧ，ＣＩ，ＣＭ，ＧＡ，ＧＮ，ＧＷ，ＭＬ， ＭＲ，ＮＥ，ＳＮ，ＴＤ，ＴＧ)，ＡＰ(ＧＨ，ＧＭ，Ｋ Ｅ，ＬＳ，ＭＷ，ＳＤ，ＳＺ，ＵＧ，ＺＷ)，ＥＡ(ＡＭ ，ＡＺ，ＢＹ，ＫＧ，ＫＺ，ＭＤ，ＲＵ，ＴＪ，ＴＭ) ，ＡＬ，ＡＭ，ＡＴ，ＡＵ，ＡＺ，ＢＡ，ＢＢ，ＢＧ， ＢＲ，ＢＹ，ＣＡ，ＣＨ，ＣＮ，ＣＵ，ＣＺ，ＤＥ，Ｄ Ｋ，ＥＥ，ＥＳ，ＦＩ，ＧＢ，ＧＥ，ＧＨ，ＨＵ，ＩＬ ，ＩＳ，ＪＰ，ＫＥ，ＫＧ，ＫＰ，ＫＲ，ＫＺ，ＬＣ， ＬＫ，ＬＲ，ＬＳ，ＬＴ，ＬＵ，ＬＶ，ＭＤ，ＭＧ，Ｍ Ｋ，ＭＮ，ＭＷ，ＭＸ，ＮＯ，ＮＺ，ＰＬ，ＰＴ，ＲＯ ，ＲＵ，ＳＤ，ＳＥ，ＳＧ，ＳＩ，ＳＫ，ＳＬ，ＴＪ， ＴＭ，ＴＲ，ＴＴ，ＵＡ，ＵＧ，ＵＳ，ＵＺ，ＶＮ，Ｙ Ｕ，ＺＷ (72)発明者 セドン，ケネス・リチャード イギリス国、ビーティー９ ５エイジー ベルファースト、ストランミリス・ロー ド、ザ・クイーンズ・ユニヴァーシティ、 スクール・オヴ・ケミストリー (72)発明者 ピットナー，ウィリアム・ロバート イギリス国、ビーティー９ ５エイジー ベルファースト、ストランミリス・ロー ド、ザ・クイーンズ・ユニヴァーシティ、 スクール・オヴ・ケミストリー (72)発明者 ルーニー，デイヴィッド・ウィリアム イギリス国、ビーティー９ ５エイジー ベルファースト、ストランミリス・ロー ド、ザ・クイーンズ・ユニヴァーシティ、 スクール・オヴ・ケミストリー Ｆターム(参考） 4H048 AA02 AA03 AB44 AD15 AD16 BB31 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continuation of front page (81) Designated country EP (AT, BE, CH, CY, DE, DK, ES, FI, FR, GB, GR, IE, IT, LU, MC, NL, PT, SE ), OA (BF, BJ, CF, CG, CI, CM, GA, GN, GW, ML, MR, NE, SN, TD, TG), AP (GH, GM, KE, LS, MW, SD, SZ, UG, ZW), EA (AM, AZ, BY, KG, KZ, MD, RU, TJ, TM), AL, AM, AT, AU, AZ, BA, BB, BG, BR, BY, CA, CH, CN, CU, CZ, DE, DK, EE, ES, FI, GB, GE, GH, HU, IL, IS, JP, KE, KG, KP, KR, KZ, LC , LK, LR, LS, LT, LU, LV, MD, MG, MK, MN, MW, MX, NO, NZ, PL, PT, RO, RU, SD, SE, SG, SI, SK, SL, TJ, TM, TR, TT, UA, UG, US, UZ, VN, YU, ZW (72) Inventor Seddon, Kenneth Richard United Kingdom, Beatty 95 Beatles Belfast, Strunmillis Road, The Queens University, School of Chemistry (72) Inventor Pitner, William Robert Beatty 95, 5Egg Belfast, Strummilis Road, The Queen's University, School of Chemistry (72) Inventor Rooney, David William United Kingdom, Beatty 95 5Age Belfast, Toranmirisu-load, The Queen's Salt Lake City, School Ovu Chemistry F-term (reference) 4H048 AA02 AA03 AB44 AD15 AD16 BB31
Claims (42)
、使用済み核燃料の処理又は再処理方法であって、この方法が、使用済み核燃料
又は使用済み核燃料の成分をイオン液体に溶解させることを含むことを特徴とす
る、使用済み核燃料の処理又は再処理法。1. A method for treating or reprocessing spent nuclear fuel that substantially separates fissile material from other components of the irradiated fuel, the method comprising converting the spent nuclear fuel or a component of the spent nuclear fuel to ions. A method for treating or reprocessing spent nuclear fuel, comprising dissolving it in a liquid.
記載の方法。2. The method according to claim 1, further comprising a separation step of solvent extraction for removing uranium.
The described method.
１記載の方法。3. The method of claim 1 including a separation step of solvent extraction to remove plutonium.
離段階を含む、請求項１記載の方法。4. The method of claim 1 including a solvent extraction separation step to remove uranium and plutonium together.
抽出される、請求項１記載の方法。5. The method of claim 1, wherein the solution is contacted with a hydrophilic solvent into which fission products are extracted.
記載の方法。6. The hydrophilic solvent comprises an aqueous medium or an ionic liquid.
The described method.
抽出される、請求項１記載の方法。7. The method of claim 1, wherein the solution is contacted with a hydrophobic solvent into which fission products are extracted.
抽出される、請求項２乃至４のいずれか１記載の方法。8. The method according to claim 2, wherein the solution is brought into contact with a hydrophobic solvent, and the fissile material is extracted into the solvent.
ることにより、核分裂性物質を沈殿させる、請求項８記載の方法。9. The method of claim 8, wherein the fissile material is precipitated by adjusting the pH of the solvent into which the fissile material is extracted.
分を添加することにより、核分裂性物質を沈殿させる、請求項８記載の方法。10. The method of claim 8, wherein the fissile material is precipitated by adding a non-ionic component to the solvent in which the fissile material has been extracted.
載の方法。11. The method according to claim 8, wherein the fissile material is precipitated by fractional crystallization.
８記載の方法。12. The method according to claim 8, wherein the hydrophobic solvent comprises one or more linear hydrocarbons.
の溶解性を制御することを含む、請求項１記載の方法。13. The method of claim 1, wherein the solvent extraction comprises complexing, oxidizing or reducing the species to control the solubility of one or more species.
体に溶解させることを含む、請求項１記載の方法。14. The method of claim 1, wherein the nuclear fuel comprises a cladding, and the method comprises dissolving the cladding in an ionic liquid.
方法。15. The method of claim 14, wherein the coating is a zirconium alloy coating.
前に被覆を除去又は破壊することを含む、請求項１乃至１３のいずれか１項記載
の方法。16. The method of claim 1, wherein the nuclear fuel comprises a cladding, and the method comprises removing or destroying the cladding prior to dissolution of the nuclear fuel.
る、請求項１記載の方法。17. The ionic liquid contains a chemical which enhances its oxidizing power, and oxidizes U (IV) to U (VI), and optionally oxidizes Pu (IV) to Pu (VI). The method of claim 1, wherein
は超酸の両方を含有する、請求項１７記載の方法。18. The method of claim 17, wherein the ionic liquid contains both nitrate anions and Bronsted or superacids.
項１８記載の方法。19. The method according to claim 18, wherein the acid is Bronsted acid or Frank acid.
[ＮＯ] +である、請求項１９記載の方法。20. The acid may be HNO 3 , H 2 SO 4 or, for example, from [NO] [BF 4 ].
20. The method of claim 19, wherein [NO] + .
記載の方法。21. The method of claim 20, wherein [NO] + is from [NO] [BF 4 ].
The described method.
ートを基礎とし、式中、アルキル基は同じであっても異なっていてもよい、請求
項１記載の方法。22. The method according to claim 1, wherein the ionic liquid is based on a 1,3-dialkylimidazolium nitrate, wherein the alkyl groups can be the same or different.
。23. The method according to claim 1, wherein the ionic liquid is based on sulfate.
記載の方法。24. The ionic liquid is based on [bmim] 2 [SO 4 ].
The described method.
、燃料ピン又は燃料集合体の形で核分裂性物質を形成する、核燃料再処理方法で
ある、請求項１記載の方法。26. The method of claim 1, wherein the method is a nuclear fuel reprocessing method, optionally forming fissile material in the form of a gel, powder, masterbatch material, fuel pellet, fuel pin, or fuel assembly.
る、使用済み核燃料の処理又は再処理方法において、核燃料をイオン液体に溶解
し、かつ生じた液体に電気分解を施し、溶解されたウラニウム化合物を陰極に析
出させる、使用済み核燃料の処理又は再処理方法。27. A method for treating or reprocessing spent nuclear fuel for separating or partially separating fissile material from fission products, comprising dissolving nuclear fuel in an ionic liquid and subjecting the resulting liquid to electrolysis. A method for treating or reprocessing spent nuclear fuel, wherein a dissolved uranium compound is deposited on a cathode.
は、被覆をイオン液体に溶解させることを含む、請求項２７記載の方法。28. The method of claim 27, wherein the nuclear fuel comprises a zirconium alloy coating and the method comprises dissolving the coating in an ionic liquid.
の前に被覆を除去又は破壊することを含む、請求項２７記載の方法。29. The method of claim 27, wherein the nuclear fuel comprises a cladding, and wherein the method comprises removing or destroying the cladding prior to dissolution of the nuclear fuel.
中間段階をイオン液体に施す、請求項２７乃至２９のいずれか1項記載の方法。30. The method according to claim 27, wherein one or more intermediate stages are applied to the ionic liquid between the dissolution of the fuel and the electrodeposition of the dissolved uranium.
理を含む、請求項３０記載の方法。31. The method of claim 30, wherein the intermediate step comprises treating the ionic liquid to reduce dissolved uranium.
し、溶解プルトニウム又はプルトニウム化合物を陰極に析出させることを更に含
む、請求項２７乃至３１のいずれか１項記載の方法。32. The method of any of claims 27 to 31, further comprising subjecting the liquid to electrolysis before or after electrodeposition of the dissolved uranium to deposit the dissolved plutonium or plutonium compound on the cathode. .
る、請求項２７乃至３１のいずれか１項記載の方法。33. The method according to claim 27, wherein the dissolved plutonium is deposited on the cathode together with the uranium.
、燃料ピン又は燃料集合体の形で核分裂性物質を形成する、核燃料再処理方法で
ある、請求項２７乃至３１のいずれか１項記載の方法。34. A nuclear fuel reprocessing method, optionally comprising forming fissile material in the form of a gel, powder, masterbatch material, fuel pellet, fuel pin or fuel assembly. The method of claim 1.
を含有する二量体種を含んでなる核燃料物質。35. A nuclear fuel material comprising a dimeric species containing two fuel atoms bridged by a dicarboxylate moiety.
、請求項３５記載の核燃料物質。36. The nuclear fuel material of claim 35, wherein the fuel atoms are both U or both are Pu.
質。37. The nuclear fuel material of claim 36, wherein both fuel atoms are U.
記載の核燃料物質。38. The dicarboxylate component is oxalate.
Nuclear fuel material as described.
。39. The following formula: 37. The nuclear fuel material of claim 36 having the structure: wherein Ac is Pu or U.
載の核燃料物質。41. The nuclear fuel material of claim 35, having a molecular structure substantially as shown in FIG.
れる使用済み核燃料の処理又は再処理法。42. A method of treating or reprocessing spent nuclear fuel, substantially as described herein below with reference to the accompanying description and figures.
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010184902A (en) * | 2009-02-13 | 2010-08-26 | Kri Inc | Purification method and recovery method for ionic liquid |
| JP2016008891A (en) * | 2014-06-25 | 2016-01-18 | 株式会社日立製作所 | Separation method of actinide and separation unit of actinide |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB9919496D0 (en) * | 1999-08-18 | 1999-10-20 | British Nuclear Fuels Plc | Process for separating metals |
| GB9919606D0 (en) * | 1999-08-19 | 1999-10-20 | British Nuclear Fuels Plc | Process for recycling ionic liquids |
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| GB0304884D0 (en) * | 2003-03-04 | 2003-04-09 | British Nuclear Fuels Plc | Process for separating metals |
| KR100700420B1 (en) * | 2006-01-17 | 2007-03-28 | 한국원자력연구소 | Removal Method for Coating Layer of TRISO Nuclear Fuel by Electrolysis in a Molten Salt and an Apparatus Employing the Same |
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| CN112267034A (en) * | 2020-09-08 | 2021-01-26 | 陈毓婷 | Method for producing rare earth |
| CN112680609B (en) * | 2020-12-14 | 2022-06-03 | 中国人民解放军63653部队 | Plutonium recovery ionic liquid extractant and method for extracting and separating plutonium from plutonium-containing waste liquid |
| CN112852435B (en) * | 2020-12-23 | 2021-11-05 | 中国人民解放军63653部队 | Chemical eluent for plutonium contaminated soil and decontamination treatment method for plutonium contaminated soil |
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| GB9616264D0 (en) * | 1996-08-02 | 1996-09-11 | British Nuclear Fuels Plc | Reprocessing irradiated fuel |
-
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Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010184902A (en) * | 2009-02-13 | 2010-08-26 | Kri Inc | Purification method and recovery method for ionic liquid |
| JP2016008891A (en) * | 2014-06-25 | 2016-01-18 | 株式会社日立製作所 | Separation method of actinide and separation unit of actinide |
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