JP2011085566A - Method for facilitating recovery of uranium from catalyst containing uranium-antimony complex oxide - Google Patents
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本発明は、一般的にはウランの回収方法に関し、具体的には、ウランとアンチモンの複合酸化物を担持した触媒からのウランの回収を容易にする方法に関する。 The present invention relates generally to a method for recovering uranium, and more specifically to a method for facilitating recovery of uranium from a catalyst supporting a composite oxide of uranium and antimony.
アクリルニトリル(AN)は、アクリル繊維や樹脂原料などの基礎化学品として幅広く使用されている。AN合成反応の一つであるプロピレンのアンモオキシデーション反応による合成反応触媒として、過去にアンチモンとウランの複合酸化物が利用されていた。このアンチモンとウランの複合酸化物は、硝酸や塩酸のような強酸を使用しても溶解し難い。このため、ウランとアンチモンの複合酸化物を担持した触媒は、未処理のまま、ウランを含む放射性廃棄物として厳重に保管し管理しなければならない。 Acrylic nitrile (AN) is widely used as a basic chemical such as acrylic fibers and resin raw materials. In the past, composite oxides of antimony and uranium have been used as a synthesis reaction catalyst by propylene ammoxidation reaction, which is one of the AN synthesis reactions. This composite oxide of antimony and uranium is difficult to dissolve even when a strong acid such as nitric acid or hydrochloric acid is used. For this reason, a catalyst supporting a composite oxide of uranium and antimony must be strictly stored and managed as a radioactive waste containing uranium without treatment.
特許文献1には、三フッ化塩素を循環通気しながら、ウランを含んだ廃棄物を加熱して六フッ化ウランを生成し、フッ化ナトリウムによって六フッ化ウランを捕捉した後、三フッ化塩素を冷却して液化回収し、ハロゲン系副次生成物をアルカリと反応させて塩を生成することを特徴するウラン廃棄物の除染方法が開示されている。 In Patent Document 1, waste containing uranium is heated while circulating and circulating chlorine trifluoride to produce uranium hexafluoride. After uranium hexafluoride is captured by sodium fluoride, trifluoride is collected. A method for decontaminating uranium waste is disclosed in which chlorine is cooled and liquefied and recovered, and a halogen-based by-product is reacted with an alkali to form a salt.
特許文献2には、ウラン酸化物(二酸化ウランあるいは八酸化三ウラン)で汚染された固体物質を、硝酸−リン酸トリブチル錯体(HNO3−TBP錯体)を反応剤として含む超臨界二酸化炭素流体に浸し、これを50〜60℃、100〜200気圧に1〜2時間保ってウラン酸化物をウラン(VI)−TBP錯体(UO2・2NO3・2TBP)として選択的に超臨界二酸化炭素中に溶解することにより、ウラン酸化物で汚染された固体物質を除染する方法が開示されている。In Patent Document 2, a solid material contaminated with uranium oxide (uranium dioxide or triuranium octoxide) is converted into a supercritical carbon dioxide fluid containing a nitric acid-tributyl phosphate complex (HNO 3 -TBP complex) as a reactant. Immerse it and keep it at 50 to 60 ° C. and 100 to 200 atmospheres for 1 to 2 hours to selectively convert the uranium oxide into supercritical carbon dioxide as uranium (VI) -TBP complex (UO 2 .2NO 3 .2TBP). A method of decontaminating solid materials contaminated with uranium oxide by dissolution is disclosed.
しかしながら、特許文献1の方法では、六フッ化ウランを生成するために毒性と腐食性の強いフッ化物を取扱う必要があり、またそもそもウランとアンチモンの複合酸化物からのウランの回収については何ら明らかにされていない。 However, in the method of Patent Document 1, it is necessary to handle highly toxic and corrosive fluorides in order to produce uranium hexafluoride, and in the first place, it is clear about the recovery of uranium from a composite oxide of uranium and antimony. Not been.
また、特許文献2の方法では、ウラン酸化物の反応剤として硝酸−リン酸トリブチル錯体を用いるが、ウランとアンチモンの複合酸化物は硝酸に難溶であるため、この方法を当該複合酸化物の溶解等のために利用することはできない。 In the method of Patent Document 2, nitric acid-tributyl phosphate complex is used as a uranium oxide reactant. However, since the composite oxide of uranium and antimony is hardly soluble in nitric acid, this method is used for the composite oxide. It cannot be used for dissolution.
そこで、本発明は、毒性と腐食性の強いフッ化物等を用いることなく、比較的容易な形態で、ウランとアンチモンの複合酸化物を担持した触媒からウランの回収を容易にするための方法を提供することを目的とする。 Therefore, the present invention provides a method for facilitating the recovery of uranium from a catalyst supporting a composite oxide of uranium and antimony in a relatively easy form without using a highly toxic and corrosive fluoride. The purpose is to provide.
本発明は、ウランとアンチモンの複合酸化物が多孔質の担体に担持された触媒を塩化処理して、当該複合酸化物からアンチモンを塩化アンチモンとして揮発分離し、残ったウランをウラン酸化物とすることでウランの回収を容易にする方法を提供する。 In the present invention, a catalyst in which a composite oxide of uranium and antimony is supported on a porous carrier is chlorinated, and antimony is volatilized and separated from the composite oxide as antimony chloride, and the remaining uranium is converted into uranium oxide. To provide a method for facilitating the recovery of uranium.
この本発明によれば、ウランとアンチモンの複合酸化物を含む触媒の塩化処理により、複合酸化物からアンチモンを塩化アンチモンとして選択的に除去することができる。また、残ったウラン酸化物は例えば八酸化三ウランであり、希硝酸にも溶解が可能となる。その結果、触媒からのウラン回収を比較的容易におこなうことができる。 According to the present invention, antimony can be selectively removed from the composite oxide as antimony chloride by chlorination treatment of the catalyst containing the composite oxide of uranium and antimony. The remaining uranium oxide is, for example, triuranium octoxide, and can be dissolved in dilute nitric acid. As a result, uranium recovery from the catalyst can be performed relatively easily.
本発明の一形態によると、ウランとアンチモンの複合酸化物が多孔質の担体に担持された触媒からウランの回収を容易にする方法であって、触媒を反応炉中に設置する工程と、反応炉中の触媒を不活性ガス雰囲気中で所定の温度まで加熱する工程と、反応炉中の不活性ガスを塩化ガスに置換する工程と、所定時間経過後、加熱を止めて、塩化ガスを不活性ガスに置換する工程と、を含む方法が提供される。 According to one aspect of the present invention, there is provided a method for facilitating recovery of uranium from a catalyst in which a composite oxide of uranium and antimony is supported on a porous carrier, the step of installing the catalyst in a reaction furnace, and the reaction A step of heating the catalyst in the furnace to a predetermined temperature in an inert gas atmosphere, a step of replacing the inert gas in the reaction furnace with a chloride gas, and after a predetermined time has elapsed, the heating is stopped and the chloride gas is inactivated. Substituting with an active gas.
この本発明の一形態によれば、塩化ガスは気体のため、多孔質の担体の細孔内への拡散も容易であり、担体表面のみならずその細孔内に担持されているウランとアンチモンの複合酸化物からもアンチモンを塩化アンチモンとして選択的に揮発させることができる。また、残ったウラン酸化物は例えば八酸化三ウランであり、希硝酸にも溶解が可能となる。その結果、触媒からのウラン回収を比較的容易におこなうことができる。さらに、ガスを用いる気体処理プロセスであるため、溶液を用いる液体処理プロセスに比べてその制御が容易である。 According to this embodiment of the present invention, since the chloride gas is a gas, it can be easily diffused into the pores of the porous carrier, and uranium and antimony supported in the pores as well as the carrier surface. Antimony can be selectively volatilized as antimony chloride from these composite oxides. The remaining uranium oxide is, for example, triuranium octoxide, and can be dissolved in dilute nitric acid. As a result, uranium recovery from the catalyst can be performed relatively easily. Furthermore, since it is a gas treatment process using gas, its control is easier compared to a liquid treatment process using solution.
以下、本発明の実施の形態について説明する。図1は、本発明の一実施形態である処理装置の概要を示す図である。処理装置100は、反応炉10とヒータ12からなる加熱炉、ガスボンベ22、24からのガスを反応炉10中へ供給する手段(弁、配管)18、26、28、およびコントローラ30を含む。 Embodiments of the present invention will be described below. FIG. 1 is a diagram showing an overview of a processing apparatus according to an embodiment of the present invention. The
反応炉10は例えば石英製である管状炉とすることができる。ヒータ12は、電気ヒータ、赤外線ヒータ等を利用し、反応炉内を1000℃程度までの設定温度に加熱することができる。コントローラ30は、反応炉10内およびヒータ12の温度はコントローラ30でモニターし、検出した温度に応じてヒータ12のオン/オフを制御する。 The
ガスボンベ22は、例えばアルゴンや窒素等の不活性ガスを含む。ガスボンベ24は、例えば塩化水素ガス等の塩化ガスを含む。ガスボンベ22と24は、弁26、28の開閉により、反応炉10へ通じる配管18に選択的に接続される。弁26、28は例えば電磁弁であり、コントローラ30によって、設定した所定の時間で開閉するよう制御される。ガスボンベ22、24からのガスは、反応炉10の上部から炉内に導入される。また、反応炉10には排気管20が接続され、反応炉内のガスは排気管20を介してガスの排気処理装置(図示なし)に導かれる。 The
反応炉10内には、吊がね13によって、試料皿14が設置される。吊がね13と試料皿14は、高温ガス下でも腐食しない白金等の金属からなる。試料皿14には、試料であるウランとアンチモンの複合酸化物が多孔質の担体に担持された触媒16が置かれる。 A
図2は、本発明の一実施形態である処理フローを示す図である。この処理フローは図1のコントローラ30による制御下で実行される。ステップS102において、ウランとアンチモンの複合酸化物が多孔質の担体に担持された触媒を、反応炉10内の試料皿14上に設置する。触媒は固形、粉体いずれの形態でもよい。ステップS104において、弁26を開いてガスボンベ22の不活性ガスを反応炉10内に供給する。その供給に先だって反応炉10内の空気は排気ポンプ(図示なし)で排気される。 FIG. 2 is a diagram showing a processing flow according to an embodiment of the present invention. This processing flow is executed under the control of the
反応炉10内の雰囲気が不活性ガスで満たされた後、ステップS106において、ヒータ12によって反応炉10内を加熱する。ステップS108において、反応炉10内の温度が所定の温度になったかを判定する。所定の温度は、およそ700℃以上の高温であればよく、例えば700〜800℃である。反応炉10内の温度が所定の温度になった後、ステップS110において、弁26を閉じてガスボンベ22の不活性ガスの供給を止めて排気する。その後、弁28を開いてガスボンベ24の塩化ガスを反応炉10内に供給する。塩化ガスは、複合酸化物に対して反応等量以上の十分な量(所定の流量)として供給する。塩化ガスは、多孔質の担体に固気接触し、担体の表面および細孔内に進行(拡散)する。 After the atmosphere in the
反応炉10内の雰囲気が塩化ガスに置換されてから、ステップS112において、所定時間が経過したかを判定する。この所定時間は、複合酸化物の量等に応じて、アンチモンが塩化ガスと反応して塩化アンチモンが十分に生成され揮発される時間として決められる。なお、塩化アンチモン(SbCl3)は、次の反応式(1)や(2)などにより生成する。
USb3O10+9HCl→3SbCl3+(1/3)U3O8+(9/2)H2O+(17/12)O2 (1)
USbO5+3HCl→SbCl3+(1/3)U3O8+(3/2)H2O+(5/12)O2 (2)In step S112, it is determined whether a predetermined time has elapsed after the atmosphere in the
USb 3 O 10 + 9HCl → 3SbCl 3 + (1/3) U 3 O 8 + (9/2) H 2 O + (17/12) O 2 (1)
USbO 5 + 3HCl → SbCl 3 + (1/3) U 3 O 8 + (3/2) H 2 O + (5/12) O 2 (2)
反応により生成した塩化アンチモンは揮発性であり、排気ポンプ(図示なし)によって排気処理される。所定の時間後、ステップS114において、ヒータ12による反応炉10内の加熱を止める。 Antimony chloride produced by the reaction is volatile and is exhausted by an exhaust pump (not shown). After a predetermined time, heating in the
ステップS112において、弁28を閉じてガスボンベ24からの塩化ガスの供給を止める。反応炉10内の塩化ガスは排気ポンプ(図示なし)で排気される。このとき、弁26を開いてガスボンベ22から不活性ガスを反応炉10内に供給して、反応炉10内の雰囲気を塩化ガスから不活性ガスに置換する。反応炉10内は不活性ガス雰囲気中で常温まで降温される。試料皿14上の触媒には、ウランが酸化物(八酸化三ウラン)として残る。なお、八酸化三ウラン(U3O8)は前記の反応式(1)や(2)などにより生成される。In step S112, the
以下、一実施例を説明する。実施例は、図1で例示される反応装置において、図2の処理フローを用いて実施した。試料として、二酸化ケイ素からなる多孔質のビーズ状担体にウランとアンチモンの複合酸化物を担持した試料(目開き0.125mmと0.212mmの篩で篩別したもの)を用いた。この試料のウラン、アンチモン、ケイ素の含有率は、それぞれ、12、12、21(wt%)であった。 Hereinafter, an embodiment will be described. The Example was implemented in the reaction apparatus illustrated by FIG. 1 using the processing flow of FIG. As a sample, a sample in which a composite oxide of uranium and antimony was supported on a porous bead-shaped carrier made of silicon dioxide (screened with a sieve having an opening of 0.125 mm and 0.212 mm) was used. The uranium, antimony, and silicon contents of this sample were 12, 12, and 21 (wt%), respectively.
試料40mgを試料皿14に装荷し、内径25mm、長さ400mmの炉心管が石英製である管状の反応炉10に設置した。アルゴンガスを50cm3/minで反応炉10に供給しながら炉内をヒータ12で昇温した。炉内が、約800℃に到達後、ガスをアルゴンガスからアルゴン希釈の1vol%の塩化水素ガスに変えて、約800℃で約6時間処理を行った。その後、ヒータ12での加熱を止め、降温時は再び炉内のガスをアルゴンガスに置換した。A sample 40 mg was loaded on the
処理後の試料を3mol/dm3の硝酸cm3に80℃の水浴で10分間撹拌しながら浸漬し、ウランの溶解量を調べたところ、97%の溶解が確認できた。一方、処理を行わない試料40mgについても同様の浸漬を行ったところ、ウランの溶解量は1%以下であった。以上のことから、本発明の方法でアンチモンとの複合酸化物として存在するウランを回収に容易な形態(八酸化三ウラン)とすることができることが確認された。The treated sample was immersed in 3 mol / dm 3 of nitric acid cm 3 with stirring in an 80 ° C. water bath for 10 minutes, and the dissolution amount of uranium was examined. As a result, 97% dissolution was confirmed. On the other hand, when 40 mg of the sample not subjected to the treatment was immersed in the same manner, the dissolved amount of uranium was 1% or less. From the above, it was confirmed that uranium existing as a complex oxide with antimony can be made into a form that can be easily recovered (triuranium octoxide) by the method of the present invention.
上述した実施形態(実施例)は一例でありこれに限定されるものではない。本発明の趣旨を逸脱しない範囲で多様な変形が可能である。 The above-described embodiment (example) is an example, and the present invention is not limited to this. Various modifications are possible without departing from the spirit of the present invention.
Claims (4)
前記触媒を反応炉中に設置する工程と、
前記触媒が設置された前記反応炉中に不活性ガスを供給して所定の温度まで加熱する工程と、
前記反応炉中の前記不活性ガスを塩化ガスに置換する工程と、
前記塩化ガスへの置換から所定時間経過後、前記加熱を止めて、前記塩化ガスを前記不活性ガスに置換する工程と、を含む方法。A method for facilitating the recovery of uranium from a catalyst in which a composite oxide of uranium and antimony is supported on a porous carrier,
Installing the catalyst in a reactor;
Supplying an inert gas into the reaction furnace in which the catalyst is installed and heating to a predetermined temperature;
Replacing the inert gas in the reactor with chloride gas;
And after the elapse of a predetermined time from the replacement with the chloride gas, the heating is stopped and the chloride gas is replaced with the inert gas.
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JP2014077781A (en) * | 2012-10-08 | 2014-05-01 | Korea Atomic Energy Research Inst | Treatment method of spent uranium catalyst |
US9778481B2 (en) | 2011-08-24 | 2017-10-03 | Mitsumi Electric Co., Ltd. | Lens drive apparatus including damper compound suppressing undesired resonance |
JP2019020388A (en) * | 2017-07-14 | 2019-02-07 | コリア アトミック エナジー リサーチ インスティテュート | Treatment method for volume reduction of spent uranium catalyst |
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