JP2012061465A - Gas refining method - Google Patents

Gas refining method Download PDF

Info

Publication number
JP2012061465A
JP2012061465A JP2011237555A JP2011237555A JP2012061465A JP 2012061465 A JP2012061465 A JP 2012061465A JP 2011237555 A JP2011237555 A JP 2011237555A JP 2011237555 A JP2011237555 A JP 2011237555A JP 2012061465 A JP2012061465 A JP 2012061465A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
gas
uranium hexafluoride
uranium
adsorption
impurities
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2011237555A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP5315398B2 (en
Inventor
Yuko Hino
祐子 日野
Akira Sasahira
朗 笹平
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Original Assignee
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi GE Nuclear Energy Ltd filed Critical Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority to JP2011237555A priority Critical patent/JP5315398B2/en
Publication of JP2012061465A publication Critical patent/JP2012061465A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP5315398B2 publication Critical patent/JP5315398B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To improve the refining purity of uranium hexafluoride before re-enrichment.SOLUTION: The purity of a refined objective component is improved by an adsorption process of adsorbing impurity by feeding the objective component gas to be refined and treated gas containing impurity through an adsorption tower 12 with which an adsorbent for adsorbing the impurity is filled, a condensation process of condensing the objective component by cooling the gas passing the adsorption process, and returning of the impurity discharged from the condensation process and un-condensed objective component gas to the adsorption process.

Description

本発明は、ガス精製方法に係り、例えば、使用済原子炉燃料を再処理することにより回収されるウランを六フッ化ウランの化学形態に転換するのに好適なガスの精製方法に関する。   The present invention relates to a gas purification method, for example, a gas purification method suitable for converting uranium recovered by reprocessing spent nuclear fuel into a chemical form of uranium hexafluoride.

従来、例えば、使用済原子炉燃料を再処理して回収した六フッ化ウランを再濃縮する前に、ガス状の六フッ化ウランを精製することが提案されている(例えば、特許文献1)。   Conventionally, for example, it has been proposed to purify gaseous uranium hexafluoride before reconcentrating uranium hexafluoride recovered by reprocessing spent nuclear reactor fuel (for example, Patent Document 1). .

一般に、再濃縮する前の六フッ化ウラン、すなわち原子力発電における使用済の原子炉燃料には、ウランの他にプルトニウムや核分裂生成物が含まれており、再度燃料として使用するために、不要な核分裂生成物などを除去する再処理が行われる。再処理により回収されたウランは、ガス状の六フッ化ウラン(UF6)に転換され、再濃縮により核分裂性ウラン同位体の濃度を調整した後、ウラン酸化物に再転換されて原子炉燃料として使用される。   In general, uranium hexafluoride before reconcentration, that is, spent nuclear reactor fuel in nuclear power generation, contains plutonium and fission products in addition to uranium. Reprocessing is performed to remove fission products and the like. The uranium recovered by reprocessing is converted to gaseous uranium hexafluoride (UF6), and the concentration of fissile uranium isotopes is adjusted by reconcentration. used.

例えば、再濃縮で受入可能な六フッ化ウランの仕様、すなわち純度や不純物の含有量、放射線量などは、非特許文献1の米国試験・材料協会により制定された規格が適用される。再処理工程において多くの不純物は除去されるが、六フッ化ウランに転換後の再処理回収ウランには微量のガス状不純物が含まれている。したがって、再濃縮で受入可能な仕様を満たしていない場合には、再濃縮前にさらなる精製を行う必要がある。   For example, for the specifications of uranium hexafluoride that can be accepted by reconcentration, that is, the purity, impurity content, radiation dose, and the like, the standards established by the American Testing and Materials Association of Non-Patent Document 1 are applied. Although many impurities are removed in the reprocessing step, the reprocessed and recovered uranium after conversion to uranium hexafluoride contains a trace amount of gaseous impurities. Therefore, if the reconcentration does not meet acceptable specifications, further purification must be performed before reconcentration.

このような六フッ化ウランの精製方法としては、特許文献1に記載の技術は、不純物に対して化学的な吸着作用がある固体吸着剤に不純物を含む六フッ化ウランのガス(以下、被処理ガスという。)を通過させて不純物のフッ化物を除去し、その後、六フッ化ウランが凝縮する温度に冷却して六フッ化ウランを凝縮回収している。   As such a method for purifying uranium hexafluoride, the technique described in Patent Document 1 uses a gas of uranium hexafluoride containing impurities in a solid adsorbent that has a chemical adsorption action on impurities (hereinafter referred to as a target). The process gas is passed through to remove impurities fluoride, and then cooled to a temperature at which uranium hexafluoride condenses to condense and recover uranium hexafluoride.

特開2006−46967号公報JP 2006-46967 A

ASTM C787−06:Standard Specification for Uranium Hexafluoride for EnrichmentASTM C787-06: Standard Specification for Uranium Hexafluoride for Enrichment

しかしながら、不純物を固体吸着剤に化学反応により吸着させるためには、被処理ガス中の不純物の分圧を平衡解離圧よりも高くする必要があるが、被処理ガス中の不純物の分圧がこの平衡解離圧より低い場合には、被処理ガスを固体吸着剤に通しても不純物を除去しきれない。したがって、特許文献1に記載の技術によれば、六フッ化ウランの純度を高くしようとすると、固体吸着剤の使用量を多くする必要がある。なお、平衡解離圧とは、固体吸着剤に化学吸着した不純物フッ化物が、不純物の分子と固体吸着剤に解離する際の平衡定数のことをいう。   However, in order to adsorb impurities to the solid adsorbent by a chemical reaction, it is necessary to make the partial pressure of the impurities in the gas to be processed higher than the equilibrium dissociation pressure. If it is lower than the equilibrium dissociation pressure, impurities cannot be removed even if the gas to be treated is passed through the solid adsorbent. Therefore, according to the technique described in Patent Document 1, in order to increase the purity of uranium hexafluoride, it is necessary to increase the amount of solid adsorbent used. The equilibrium dissociation pressure refers to an equilibrium constant when the impurity fluoride chemically adsorbed on the solid adsorbent dissociates into impurity molecules and the solid adsorbent.

また、特許文献1に記載の技術によれば、精製純度を向上するために複数種類の固体吸着剤や複数段の吸着器を使用することが記載されているが、この場合、廃棄物となる使用済固体吸着剤の量が増加するという問題がある。   Moreover, according to the technique described in Patent Document 1, it is described that a plurality of types of solid adsorbents and a plurality of stages of adsorbers are used in order to improve purification purity. There is a problem that the amount of the used solid adsorbent increases.

本発明が解決しようとする課題は、ガス精製方法において、精製したい目的成分の純度を向上させることにある。   The problem to be solved by the present invention is to improve the purity of the target component to be purified in the gas purification method.

上記の課題を解決するため、本発明の第1の態様のガス精製方法は、精製したい目的成分ガスと不純物を含む被処理ガスを、不純物を吸着する吸着剤が充填された吸着塔に通して不純物を吸着させる吸着工程と、吸着工程を通過したガスを冷却して目的成分を凝縮させる凝縮工程と、凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の目的成分ガスを吸着工程に戻すことを含んでなることを特徴とする。   In order to solve the above-mentioned problem, the gas purification method according to the first aspect of the present invention is configured to pass a target gas to be purified and a gas to be treated containing impurities through an adsorption tower filled with an adsorbent that adsorbs impurities. An adsorption process for adsorbing impurities, a condensation process for condensing the target component by cooling the gas that has passed through the adsorption process, and returning the impurities discharged from the condensation process and the uncondensed target component gas to the adsorption process. It is characterized by becoming.

これによれば、被処理ガス中の目的成分ガスの一部を凝縮回収し、凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の目的成分ガスを吸着工程に戻すことで、吸着工程での不純物ガスの分圧を大きくできる。その結果、不純物ガスと吸着剤との解離平衡を吸着側に移動でき、不純物ガスと吸着剤の化学吸着反応が促進されるから、吸着剤による精製度を向上でき、吸着剤の使用量を低減できる。   According to this, a part of the target component gas in the gas to be treated is condensed and recovered, and the impurities discharged from the condensation process and the non-condensed target component gas are returned to the adsorption process, so that the impurity gas in the adsorption process is recovered. The partial pressure can be increased. As a result, the dissociation equilibrium between the impurity gas and the adsorbent can be moved to the adsorption side, and the chemical adsorption reaction between the impurity gas and the adsorbent is promoted, so the degree of purification by the adsorbent can be improved and the amount of adsorbent used is reduced. it can.

また、本発明の第2の態様のガス精製方法は、六フッ化ウランのガス精製方法であり、凝縮工程から排出された未凝縮の六フッ化ウランのガスを、フッ化ナトリウムを充填したウラン吸着塔に通して、フッ化ナトリウムに六フッ化ウランを吸着させるウラン吸着工程と、ウラン吸着塔を昇温してフッ化ナトリウムから六フッ化ウランをガスとして脱着させる脱着工程を含んでなることを特徴とする。   Moreover, the gas purification method of the second aspect of the present invention is a gas purification method of uranium hexafluoride, and uranium in which sodium fluoride is filled with uncondensed uranium hexafluoride gas discharged from the condensation step. It includes a uranium adsorption process for adsorbing uranium hexafluoride on sodium fluoride through an adsorption tower, and a desorption process for desorbing uranium hexafluoride from sodium fluoride as a gas by heating the uranium adsorption tower. It is characterized by.

また、本発明の第3の態様のガス精製方法は、被処理ガス中の不純物を吸着工程で吸着剤に吸着させ、この吸着工程を通過したガスを冷却して目的成分ガスを凝縮させ、不純物と未凝縮の目的成分ガスを吸着工程に戻し、戻される目的成分ガスの不純物ガスの濃度増加に応じて、凝縮工程の温度を下げて目的成分ガスを凝縮させ、未凝縮の不純物ガスの分圧が設定値を超えたとき、未凝縮の不純物ガスを系外に排出することを特徴とする。   In the gas purification method of the third aspect of the present invention, the impurities in the gas to be treated are adsorbed on the adsorbent in the adsorption step, the gas that has passed through the adsorption step is cooled to condense the target component gas, and the impurities The uncondensed target component gas is returned to the adsorption step, and the concentration of the target component gas is reduced by lowering the concentration of the target component gas in accordance with the increased concentration of the target component gas impurity gas. When the value exceeds a set value, uncondensed impurity gas is discharged out of the system.

本発明によれば、ガス精製方法において、精製したい目的成分の純度を向上できる。   According to the present invention, in the gas purification method, the purity of the target component to be purified can be improved.

実施形態1のガス精製方法の概念図である。1 is a conceptual diagram of a gas purification method of Embodiment 1. FIG. 実施形態1の被処理ガス中の六フッ化ウラン及び不純物フッ化物の比率を示す図である。It is a figure which shows the ratio of the uranium hexafluoride and impurity fluoride in the to-be-processed gas of Embodiment 1. FIG. 実施形態2のガス精製方法の概念図である。It is a conceptual diagram of the gas purification method of Embodiment 2. 六フッ化ウランとNbF5の飽和蒸気圧の温度依存性を示す図である。It is a figure which shows the temperature dependence of the saturated vapor pressure of uranium hexafluoride and NbF5. 被処理ガス中の六フッ化ウランとNbF5の比率を示す図である。It is a figure which shows the ratio of the uranium hexafluoride and NbF5 in to-be-processed gas. 実施形態4のガス精製方法の概念図である。It is a conceptual diagram of the gas purification method of Embodiment 4.

以下、本発明を実施の形態に基づいて説明する。なお、実施形態では、使用済原子炉燃料の再処理工場から供給される不純物を含む六フッ化ウランのガスを被処理ガスとし、目的成分を六フッ化ウランとして説明するが、これは被処理ガス及び目的成分を例示したに過ぎず、被処理ガスや目的成分などを限定するものではない。   Hereinafter, the present invention will be described based on embodiments. In the embodiment, uranium hexafluoride gas containing impurities supplied from a spent nuclear fuel reprocessing plant will be described as gas to be processed, and the target component will be described as uranium hexafluoride. The gas and the target component are merely illustrated, and the gas to be processed and the target component are not limited.

(実施形態1)
実施形態1のガス精製方法は、精製したい目的成分ガスと不純物を含む被処理ガスを冷却して目的成分ガスを凝縮させる第1凝縮工程と、第1凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の目的成分ガスを第1凝縮工程より低い温度で冷却する第2凝縮工程と、第2凝縮工程で凝縮された目的成分の凝縮物を加熱してガス化させる加熱工程と、加熱工程でガス化させたガスを第1凝縮工程に戻すことを含んでなることを特徴とする。
(Embodiment 1)
In the gas purification method of Embodiment 1, the target component gas to be purified and the gas to be treated containing impurities are cooled to condense the target component gas, and the impurities discharged from the first condensation step and uncondensed A second condensing step for cooling the target component gas at a lower temperature than the first condensing step; a heating step for heating and gasifying the condensate of the target component condensed in the second condensing step; Returning the gas to the first condensation step.

すなわち、目的成分ガスを凝縮させて回収していることから、高純度の目的成分を得ることができる。さらに、第1凝縮工程から排出される未凝縮の目的成分ガスを、第2の凝縮工程において第1凝縮工程より低い温度で冷却して凝縮回収し、この凝縮物をガス化して第1凝縮工程に戻しているから、第1凝縮工程の目的成分ガスの分圧を増加できる。その結果、第1凝縮工程の冷却温度で、目的成分ガスが凝縮しやすくなるから、目的成分の回収率を向上できる。   That is, since the target component gas is condensed and recovered, a high-purity target component can be obtained. Furthermore, the non-condensed target component gas discharged from the first condensation step is cooled and condensed at a lower temperature than the first condensation step in the second condensation step, and the condensate is gasified to form the first condensation step. Therefore, the partial pressure of the target component gas in the first condensation process can be increased. As a result, the target component gas is easily condensed at the cooling temperature of the first condensing step, so that the recovery rate of the target component can be improved.

さらに、第2凝縮工程で不純物の一部が凝縮するおそれがあるので、加熱工程で発生させたガス中の不純物を吸着工程で吸着剤に吸着させ、吸着工程を通過したガスを第1凝縮工程に戻す。これによれば、加熱工程で発生させたガス中に不純物が含まれていたとしても、吸着工程で不純物を除去できるから、第1凝縮工程での不純物の濃度増加を低減でき、精製したい目的成分の純度をより一層向上できる。   Furthermore, since some of the impurities may be condensed in the second condensation step, the impurities in the gas generated in the heating step are adsorbed on the adsorbent in the adsorption step, and the gas that has passed through the adsorption step is the first condensation step. Return to. According to this, even if impurities are contained in the gas generated in the heating process, the impurities can be removed in the adsorption process, so that the increase in the concentration of impurities in the first condensation process can be reduced, and the target component to be purified The purity of can be further improved.

このような、実施形態1のガス精製方法を図1に基づいて説明する。図示のように本実施形態のガス精製方法は、不純物を含む六フッ化ウランの被処理ガス1が供給される第1の凝縮器3と、凝縮器3から排出される不純物と未凝縮の六フッ化ウランのガスが供給される第2の凝縮器5と、不純物を吸着する吸着剤が充填された吸着塔9を含んでいる。   Such a gas purification method of Embodiment 1 will be described with reference to FIG. As shown in the figure, the gas purification method of the present embodiment includes a first condenser 3 to which a gas to be treated 1 of uranium hexafluoride containing impurities is supplied, impurities discharged from the condenser 3 and uncondensed six. A second condenser 5 to which uranium fluoride gas is supplied and an adsorption tower 9 filled with an adsorbent for adsorbing impurities are included.

被処理ガス1は、図示していない再処理工場から供給され、使用済原子炉燃料の再処理により回収された酸化物、硝酸塩、フッ化物などの化学形態のウランをフッ素ガスなどとの反応により六フッ化ウランの化学形態に転換されたものである。再処理工場から供給される回収ウランには、使用済燃料に含まれる核分裂生成物の一部が不純物として混入しており、六フッ化ウランへの転換の際に不揮発性フッ化物となる核分裂生成物は分離される。回収ウランに含まれる主な不純物は、揮発性フッ化物となる核分裂生成物、例えばテクネチウム(Tc)、ルテニウム(Ru)、モリブデン(Mo)、アンチモン(Sb)、テルル(Te)、ニオブ(Nb)、などと、六フッ化ウランへの転換で使用されるフッ素ガス(F2)や、転換の際に発生する酸素(O2)などがある。これらの不純物に対しては、精製された六フッ化ウランの供給先である濃縮工場での受入基準が設定されているため、被処理ガス1に含まれる不純物が受入基準を超える場合は、さらに精製を行う必要がある。なお、本実施形態は、不純物としてテクネチウム(Tc)、ルテニウム(Ru)、モリブデン(Mo)、アンチモン(Sb)のフッ化物を被処理ガス1から除去する方法を説明する。   The to-be-treated gas 1 is supplied from a reprocessing plant (not shown), and uranium in a chemical form such as oxide, nitrate, fluoride and the like recovered by reprocessing spent nuclear fuel is reacted with fluorine gas. It has been converted to the chemical form of uranium hexafluoride. Part of the fission product contained in the spent fuel is mixed as impurities in the recovered uranium supplied from the reprocessing plant, and the fission product that becomes a non-volatile fluoride when converted to uranium hexafluoride Things are separated. The main impurities contained in the recovered uranium are fission products that become volatile fluorides, such as technetium (Tc), ruthenium (Ru), molybdenum (Mo), antimony (Sb), tellurium (Te), niobium (Nb). , Etc., there are fluorine gas (F2) used in the conversion to uranium hexafluoride, oxygen (O2) generated during the conversion, and the like. For these impurities, since acceptance standards are set in the enrichment factory to which the purified uranium hexafluoride is supplied, if the impurities contained in the gas to be treated 1 exceed the acceptance standards, It is necessary to carry out purification. In the present embodiment, a method of removing fluorides of technetium (Tc), ruthenium (Ru), molybdenum (Mo), and antimony (Sb) as impurities from the gas to be processed 1 will be described.

被処理ガス1が導入される凝縮器3は冷却手段6が備えられ、図示しない冷却装置により被処理ガス1を冷却できるようになっている。凝縮器3での冷却温度は、六フッ化ウランの99%以上が凝縮する−30℃から、六フッ化ウランの三重点である64℃までが選択される。この場合、凝縮する六フッ化ウランの純度及び回収率の観点から、回収率が80〜95%となる−10℃から10℃の範囲に設定することが望ましい。より望ましくは、被処理ガス1に含まれる六フッ化ウランは凝縮するが、不純物フッ化物は凝縮しにくい温度、すなわち、不純物フッ化物の飽和蒸気圧が被処理ガス1中の不純物フッ化物の分圧より小さくなる温度である。凝縮器3で凝縮回収した六フッ化ウランは、加熱手段7で加熱されてガス化され、精製ウラン8として回収される。なお、凝縮器3は加熱手段7を備別に蒸発器を設けてもよく、また、六フッ化ウランを固体としてガス化せずに回収してもよい。回収した精製ウラン8は、中間貯蔵や酸化物に転換して廃棄してもよい。この場合、貯蔵施設や酸化転換施設での被爆などを考慮して六フッ化ウランの精製純度を決めることができる。   The condenser 3 into which the gas to be processed 1 is introduced is provided with a cooling means 6 so that the gas to be processed 1 can be cooled by a cooling device (not shown). The cooling temperature in the condenser 3 is selected from −30 ° C. at which 99% or more of uranium hexafluoride is condensed to 64 ° C., which is the triple point of uranium hexafluoride. In this case, from the viewpoint of the purity and recovery rate of the condensed uranium hexafluoride, it is desirable to set the recovery rate within the range of −10 ° C. to 10 ° C. at which the recovery rate is 80 to 95%. More preferably, the uranium hexafluoride contained in the gas 1 to be processed is condensed, but the impurity fluoride is difficult to condense, that is, the saturation vapor pressure of the impurity fluoride is the fraction of the impurity fluoride in the gas 1 to be processed. The temperature is smaller than the pressure. The uranium hexafluoride condensed and recovered by the condenser 3 is heated and gasified by the heating means 7 and recovered as purified uranium 8. The condenser 3 may be provided with an evaporator separately from the heating means 7, or uranium hexafluoride may be recovered as a solid without being gasified. The recovered purified uranium 8 may be discarded after being converted to intermediate storage or oxide. In this case, the purity of uranium hexafluoride can be determined in consideration of exposure at storage facilities and oxidation conversion facilities.

凝縮器3から排出される、不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスは凝縮器5に導入される。凝縮器5は、冷却手段6により凝縮器3よりも低い冷却温度、例えば、―80℃でガスを冷却できるようになっている。これにより、未凝縮の六フッ化ウランのガスのほとんどを凝縮回収できる。凝縮器5で凝縮しない不純物フッ化物及びF2やO2のガスはオフガスとして排出され、図示しないオフガス処理系に供給される。オフガスを排出した後、加熱手段7で凝縮器5内の六フッ化ウランの凝縮物を加熱して気化し、発生したガスを吸着塔9に供給する。気化するための加熱温度は、六フッ化ウランの回収率などにより適宜設定できるが、六フッ化ウランの三重点である64℃以上が好ましい。なお、凝縮器5に加熱手段7を設けず、蒸発器などの加熱手段を別に設けてもよい。   The impurities fluoride and uncondensed uranium hexafluoride gas discharged from the condenser 3 are introduced into the condenser 5. The condenser 5 can cool the gas by the cooling means 6 at a cooling temperature lower than that of the condenser 3, for example, −80 ° C. As a result, most of the uncondensed uranium hexafluoride gas can be condensed and recovered. Impurity fluoride and F2 and O2 gases that are not condensed by the condenser 5 are discharged as offgas and supplied to an offgas processing system (not shown). After the off-gas is discharged, the heating means 7 heats and vaporizes the uranium hexafluoride condensate in the condenser 5, and supplies the generated gas to the adsorption tower 9. The heating temperature for vaporization can be appropriately set depending on the recovery rate of uranium hexafluoride, but is preferably 64 ° C. or higher, which is the triple point of uranium hexafluoride. In addition, you may provide heating means, such as an evaporator, without providing the heating means 7 in the condenser 5. FIG.

吸着塔9には、不純物フッ化物を吸着する吸着剤、例えば、LiF、NaF、MgF2、CaF2、BaF2、UO2F2、UF5などが充填され、通過するガス中の不純物フッ化物を吸着剤に吸着させて除去するようになっている。吸着塔9には、本実施形態では吸着塔加熱手段10が備えられ、吸着剤に不純物フッ化物が吸着しやすい温度に調整するようになっている。なお、吸着塔9の温度は精製対象成分、不純物の種類や濃度などに応じて適宜選択でき、吸着塔加熱手段10を設けなくてもよい。吸着塔9を通過した六フッ化ウランのガスは、被処理ガス1と混合されて、凝縮器3に戻されるようになっている。   The adsorption tower 9 is filled with an adsorbent that adsorbs impurity fluoride, for example, LiF, NaF, MgF2, CaF2, BaF2, UO2F2, UF5, etc., and adsorbs the impurity fluoride in the passing gas to the adsorbent. It is supposed to be removed. In the present embodiment, the adsorption tower 9 is provided with an adsorption tower heating means 10 and is adjusted to a temperature at which the impurity fluoride is easily adsorbed by the adsorbent. The temperature of the adsorption tower 9 can be appropriately selected according to the purification target component, the type and concentration of impurities, and the adsorption tower heating means 10 need not be provided. The gas of uranium hexafluoride that has passed through the adsorption tower 9 is mixed with the gas to be treated 1 and returned to the condenser 3.

ここで、本実施形態のガス精製方法の原理を、フッ化物揮発法型の再処理施設の例を用いて説明する。表1は、再処理施設から供給される被処理ガス中の六フッ化ウランと不純物フッ化物の比率を示したものであり、米国アルゴンヌ研究所の報告、ANL−7583の68ページおよび89ページに記載されている数値に基づくものである。ANL−7583の68ページには、使用済燃料をフッ化してガス状の六フッ化ウラン(UF6)を生成し、これを凝縮器に回収したときの流量が示されており、流量の欄にはその値を示す。TeF6は揮発性が高いため、ガス状の六フッ化ウランを凝縮器に回収したときに凝縮しないから、以降の工程の六フッ化ウランのガスに含まれないので、表1では数値を記載していない。この流量から、ウラン1モルを含むガス状の六フッ化ウランに含まれるU、Nb、Mo、Tc、Ru、Sbのモル数を算出することができるので、表1の「Uに対するモル比」の欄に結果を示す。この、凝縮して回収した六フッ化ウランを加熱し、精製のため再びガス状としたときの、各物質の分圧を表のPoの欄に示す。ガス全体で1気圧とする場合が普通であるが、この表では原理のわかりやすさを考慮して主成分である六フッ化ウランが1気圧になるような全圧力を想定している。表1の最後の二つの欄はANL−7583の89ページに記載されている、15℃と−80℃での各化合物の飽和蒸気圧である。   Here, the principle of the gas purification method of this embodiment will be described using an example of a fluoride volatilization type reprocessing facility. Table 1 shows the ratio of uranium hexafluoride to impurity fluoride in the gas to be treated supplied from the reprocessing facility. Reported by Argonne Laboratories, pages 68 and 89 of ANL-7583. It is based on the numerical values described. Page 68 of ANL-758 shows the flow rate when the spent fuel is fluorinated to produce gaseous uranium hexafluoride (UF6) and recovered in the condenser. Indicates the value. Since TeF6 is highly volatile, it does not condense when gaseous uranium hexafluoride is recovered in the condenser, so it is not included in the gas of uranium hexafluoride in the subsequent process. Not. From this flow rate, the number of moles of U, Nb, Mo, Tc, Ru, and Sb contained in gaseous uranium hexafluoride containing 1 mole of uranium can be calculated. The result is shown in the column. The partial pressure of each substance when this condensed and recovered uranium hexafluoride is heated and made gaseous again for purification is shown in the column Po in the table. In general, the pressure is set to 1 atm for the entire gas, but this table assumes the total pressure at which the main component uranium hexafluoride is 1 atm in consideration of easy understanding of the principle. The last two columns of Table 1 are the saturated vapor pressures of each compound at 15 ° C. and −80 ° C. as described on page 89 of ANL-7683.

Figure 2012061465
Figure 2012061465

ここで、被処理ガス1中の六フッ化ウランの処理量を1モル/分と設定した。ANL―7583の例では約880kgの六フッ化ウランを1日で処理するので、約2.5モル/分であるが、原理のわかりやすさのため、六フッ化ウランの処理量として、きりの良い数値を用いた。この表1に示す比率でMoF6、TcF5、RuF6、SbF5が含まれていると想定する。図2のライン番号1の欄に示されているのが被処理ガス1(図2では回収U)の流量とUF6、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5の分圧(Po/Pa)である。被処理ガス1の1分間相当の処理量は、UF6が1.00モル、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5がそれぞれ、9.96×10−3モル、2.31×10−3モル、8.52×10−3モル、2.91×10−4モル含まれている。この六フッ化ウランの分圧は1気圧(1.01×10Pa)と規定しているので、比例計算によりMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の分圧はPo/Pa欄の値となる。 Here, the processing amount of uranium hexafluoride in the gas to be processed 1 was set to 1 mol / min. In the example of ANL-7683, about 880 kg of uranium hexafluoride is processed in one day, so it is about 2.5 mol / min. However, for easy understanding of the principle, the processing amount of uranium hexafluoride is excellent. Numerical values were used. It is assumed that MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 are included at the ratio shown in Table 1. Shown in the column of line number 1 in FIG. 2 are the flow rate of the gas to be processed 1 (recovered U in FIG. 2) and the partial pressures (Po / Pa) of UF6, MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5. The processing amount corresponding to 1 minute of the gas 1 to be processed is 1.00 mol for UF6, 9.96 × 10 −3 mol, 2.31 × 10 −3 mol, and 8.31 × 10 −3 mol for MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5, respectively. 52 × 10 −3 mol and 2.91 × 10 −4 mol are contained. Since the partial pressure of this uranium hexafluoride is defined as 1 atmosphere (1.01 × 10 5 Pa), the partial pressures of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 are values in the Po / Pa column by proportional calculation.

この被処理ガス1に、後述する粗精製循環Uを加えたガス(図2では供給U)を凝縮器3に供給する。粗精製循環Uの組成はライン番号61の欄に示す。両者を合わせた供給Uの組成はライン番号7の欄に示している。供給UにおけるMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の流量は、被処理ガス1より約11.1%、正確には1/9増加している。この供給Uは内部を15℃に設定した凝縮器3に供給すると、飽和蒸気圧はVP+15の欄にあるように7.41×10Paであるから、その差分である9.4×10Pa分の六フッ化ウランが凝縮する。この量は元の六フッ化ウランの約93%であるから、六フッ化ウランのガスの約93%が凝縮するが、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5の分圧はそれぞれ、1.04×10、2.41×10、8.88×10、3.03×10であり、いずれも表1のVP+15の欄に示す飽和蒸気圧より小さいので凝縮しない。この凝縮器3で凝縮回収した六フッ化ウランは精製ウラン8(図2では精製U)として回収される。凝縮器3で凝縮しなかったMoF6、TcF5、RuF6、SbF5と未凝縮の六フッ化ウランのガスは、凝縮器5に供給され、凝縮器3よりも低い温度、例えば、−80℃に冷却されて六フッ化ウランのガスのほとんどを凝縮回収する。凝縮器5で凝縮回収された六フッ化ウランの凝縮物は、六フッ化ウランのほとんどをガス化できる温度、例えば、六フッ化ウランの3重点である64℃以上に加熱されて気化してガス(図2では循環U)とする。 A gas (supply U in FIG. 2) obtained by adding a later-described rough purification circulation U to the gas to be treated 1 is supplied to the condenser 3. The composition of the crude recycle cycle U is shown in the line number 61 column. The composition of the supply U, the combination of both, is shown in the line number 7 column. The flow rates of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 in the supply U are about 11.1%, more precisely 1/9, higher than the gas to be processed 1. When this supply U is supplied to the condenser 3 whose interior is set to 15 ° C., the saturated vapor pressure is 7.41 × 10 3 Pa as shown in the column of VP + 15, so that the difference is 9.4 × 10 4. The uranium hexafluoride for Pa is condensed. Since this amount is about 93% of the original uranium hexafluoride, about 93% of the gas of uranium hexafluoride is condensed, but the partial pressures of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 are each 1.04 × 10 3 , 2.41 × 10 2 , 8.88 × 10 2 , and 3.03 × 10, all of which are smaller than the saturated vapor pressure shown in the column of VP + 15 in Table 1, and thus do not condense. The uranium hexafluoride condensed and recovered by the condenser 3 is recovered as purified uranium 8 (purified U in FIG. 2). The gases of MoF6, TcF5, RuF6, SbF5 and uncondensed uranium hexafluoride that have not been condensed in the condenser 3 are supplied to the condenser 5 and cooled to a temperature lower than that of the condenser 3, for example, −80 ° C. Most of the gas of uranium hexafluoride is condensed and recovered. The uranium hexafluoride condensate condensed and recovered by the condenser 5 is heated to a temperature at which most of the uranium hexafluoride can be gasified, for example, 64 ° C., which is the triple point of uranium hexafluoride, and is vaporized. Gas (circulation U in FIG. 2) is used.

しかし、このまま循環Uを被処理ガス1に加えると、凝縮器5で凝縮したMoF6、TcF5、RuF6、SbF5も被処理ガス1に合流することになり、被処理ガス1中の不純物フッ化物の量が増大し凝縮器3で六フッ化ウランとともに凝縮するおそれがある。そのため、この循環Uを被処理ガス1に合流させる前に、吸着塔9を通過させて吸着剤にMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の90%を吸着除去させる。吸着剤は、例えば、LiF、NaF、MgF2、CaF2、BaF2、UO2F2、UF5を用いることができる。吸着塔9から排出されるガス(図2では粗精製循環U)は被処理ガス1に合流されて凝縮器3に供給される。   However, if the circulation U is added to the gas to be processed 1 as it is, MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 condensed by the condenser 5 will also merge with the gas to be processed 1, and the amount of impurity fluoride in the gas to be processed 1 May increase and condense with the uranium hexafluoride in the condenser 3. Therefore, before this circulation U is joined to the gas 1 to be treated, 90% of MoF6, TcF5, RuF6 and SbF5 are adsorbed and removed by the adsorbent 9 through the adsorption tower 9. For example, LiF, NaF, MgF2, CaF2, BaF2, UO2F2, and UF5 can be used as the adsorbent. The gas discharged from the adsorption tower 9 (crude refining circulation U in FIG. 2) is joined to the gas to be treated 1 and supplied to the condenser 3.

ここで、六フッ化ウランの動きを見直してみる。本来の被処理ガス1中の六フッ化ウランの1.00モルに、約0.08モル(0.0792モル)の循環Uが加わり、1.08モルとなる。このうち93%が精製ウラン8になるがその量は1.08×0.93=1.00モルである。精製ウラン8にならなかった分、約0.08モルは再び、循環Uとなって被処理ガス1に加わる。すなわち、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5を含む循環Uを被処理ガス1に合流させても、被処理ガス1の六フッ化ウランは蓄積されていかず、被処理ガス1中の六フッ化ウランの流量と、精製ウラン8の流量はほぼ同一となる。ここでほぼ、というのは、オフガスとして回収されないウランが6.53×10−7モル存在するためである。この未回収分は、再処理における六フッ化ウランの回収率の要求が99から99.5%であることを考えると、許容できる値である。 Here, we will review the movement of uranium hexafluoride. About 0.08 mol (0.0792 mol) of circulation U is added to 1.00 mol of uranium hexafluoride in the original gas 1 to be 1.08 mol. Of these, 93% is purified uranium 8, but the amount is 1.08 × 0.93 = 1.00 mol. About 0.08 mol of the amount that did not become purified uranium 8 becomes circulation U again and is added to the gas 1 to be treated. That is, even if the circulation U including MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 is joined to the gas 1 to be processed, uranium hexafluoride in the gas 1 to be processed is not accumulated, and uranium hexafluoride in the gas 1 to be processed is not accumulated. The flow rate and the flow rate of the purified uranium 8 are almost the same. Here, the reason is that there is 6.53 × 10 −7 mol of uranium that is not recovered as off-gas. This unrecovered portion is an acceptable value considering that the required recovery rate of uranium hexafluoride in reprocessing is 99 to 99.5%.

また、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5の動きを見ると、被処理ガス1に循環Uを加えると、被処理ガス中1の1/9のMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の量が被処理ガス1に添加され、供給Uにおける物質量は10/9となる。しかし、吸着塔9でこの90%が除去されると、粗精製循環Uでの物質量は1/9となり、不純物フッ化物の蓄積は生じにくい。   When the movement of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 is observed, when the circulation U is added to the gas 1 to be processed, the amount of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 that is 1/9 of the gas to be processed 1 is 1 to be processed. The amount of substance in the supply U is 10/9. However, if 90% is removed by the adsorption tower 9, the amount of the substance in the crude refining circulation U becomes 1/9, and the accumulation of impurity fluoride hardly occurs.

これによれば、六フッ化ウランのガスを凝縮させて回収できることから、高純度の六フッ化ウランを得ることができる。さらに、凝縮器3から排出される未凝縮の六フッ化ウランのガスを、凝縮器5でより低い温度に冷却して凝縮回収し、この凝縮物をガス化して被処理ガス1に混合して凝縮器3にもどすから、凝縮器3での六フッ化ウランガスの分圧を増加できる。その結果、凝縮器3の冷却温度で、六フッ化ウランのガスが凝縮しやすくでき、六フッ化ウランの回収率を向上できる。   According to this, since the gas of uranium hexafluoride can be condensed and recovered, high-purity uranium hexafluoride can be obtained. Further, the uncondensed uranium hexafluoride gas discharged from the condenser 3 is cooled to a lower temperature by the condenser 5 and condensed and recovered. The condensate is gasified and mixed with the gas 1 to be treated. Since it returns to the condenser 3, the partial pressure of the uranium hexafluoride gas in the condenser 3 can be increased. As a result, the uranium hexafluoride gas can be easily condensed at the cooling temperature of the condenser 3, and the uranium hexafluoride recovery rate can be improved.

また、凝縮器5で不純物フッ化物の一部が凝縮しても、吸着塔9で不純物フッ化物を除去できるから、系内の不純物フッ化物が蓄積することを低減できる。なお、本実施形態は吸着塔9を設けているが、目的成分に求められる純度や不純物の濃度などにより吸着塔9を省略してもよい。   Further, even if a part of the impurity fluoride is condensed by the condenser 5, the impurity fluoride can be removed by the adsorption tower 9, so that accumulation of impurity fluoride in the system can be reduced. In this embodiment, the adsorption tower 9 is provided. However, the adsorption tower 9 may be omitted depending on the purity required for the target component, the concentration of impurities, and the like.

また、目的成分が六フッ化ウランの場合には、本実施形態の凝縮器5に代えて、フッ化ナトリウムを充填した吸着装置を使用することもできる。これは、フッ化ナトリウムが100℃前後の温度で六フッ化ウランを吸着し、350℃以上の温度で六フッ化ウランを脱着する性質を利用するものである。これによれば、凝縮器3を通過した不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスを、設定温度100℃前後のフッ化ナトリウムを充填した吸着装置に導入して六フッ化ウランを吸着でき、吸着装置を350℃以上に加熱して六フッ化ウランをガスとして脱着させて被処理ガス1に合流させることで、六フッ化ウランの純度及び回収率を向上できる。   Further, when the target component is uranium hexafluoride, an adsorption device filled with sodium fluoride can be used instead of the condenser 5 of the present embodiment. This utilizes the property that sodium fluoride adsorbs uranium hexafluoride at a temperature of around 100 ° C. and desorbs uranium hexafluoride at a temperature of 350 ° C. or higher. According to this, the impurity fluoride that has passed through the condenser 3 and the gas of uncondensed uranium hexafluoride are introduced into an adsorption device filled with sodium fluoride at a set temperature of about 100 ° C. to adsorb uranium hexafluoride. In addition, the purity and recovery rate of uranium hexafluoride can be improved by heating the adsorption device to 350 ° C. or higher, desorbing uranium hexafluoride as a gas, and joining the gas to be treated 1.

また、フッ化ナトリウムはMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の一部を吸着するから、吸着塔9を省略することができる。   Moreover, since sodium fluoride adsorbs a part of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5, the adsorption tower 9 can be omitted.

(実施形態2)
実施形態2のガス精製方法は、被処理ガス中の不純物を吸着工程で吸着剤に吸着させ、吸着工程を通過したガスを第1凝縮工程で冷却して目的成分を凝縮回収し、未凝縮の目的成分ガスを第2凝縮工程において第1凝縮工程よりも低い温度で冷却して凝縮させ、この凝縮物を加熱してガス化し吸着工程に戻すことを特徴とする。
(Embodiment 2)
In the gas purification method of Embodiment 2, impurities in the gas to be treated are adsorbed on the adsorbent in the adsorption step, the gas that has passed through the adsorption step is cooled in the first condensation step, the target component is condensed and recovered, and uncondensed The target component gas is cooled and condensed in the second condensation step at a temperature lower than that in the first condensation step, and the condensate is heated to gasify and return to the adsorption step.

これによれば、第1凝縮工程で不純物が凝縮されるおそれがある場合、予め被処理ガス中の不純物の一部を吸着除去し、第1凝縮工程での不純物の分圧を下げることができるから、第1凝縮工程で不純物が凝縮されにくくなり、高純度の目的成分を得ることができる。さらに、吸着工程は不純物の一部を吸着除去できればよいことから、吸着剤の使用量を減らすことができ、廃棄する使用済み吸着剤量を削減できる。   According to this, when there is a possibility that impurities are condensed in the first condensation process, a part of the impurities in the gas to be treated can be adsorbed and removed in advance, and the partial pressure of the impurities in the first condensation process can be lowered. Thus, impurities are less likely to be condensed in the first condensation step, and a high-purity target component can be obtained. Furthermore, since it is sufficient that the adsorption process can adsorb and remove some of the impurities, the amount of adsorbent used can be reduced, and the amount of used adsorbent to be discarded can be reduced.

このような実施形態2のガス精製方法を図3に基づいて説明する。本実施形態が実施形態1と相違する点は、凝縮器5の後段に設けた吸着塔9を凝縮器3の前段に設け、被処理ガス1を吸着塔9を通過させ、吸着塔9を通過したガスを、凝縮器3で冷却している点である。さらに、凝縮器5の凝縮物を加熱して発生させたガスを被処理ガス1と混合して、この混合ガスを吸着塔9に通している点である。その他の構成は実施形態1と同一であることから同一の符号を付して説明を省略する。なお、本実施形態は、凝縮器3の冷却温度で凝縮しやすいNbF5を含む六フッ化ウランのガスを被処理ガスとしたときのガス精製方法である。   Such a gas purification method of Embodiment 2 will be described with reference to FIG. The difference between the present embodiment and the first embodiment is that an adsorption tower 9 provided at the rear stage of the condenser 5 is provided at the front stage of the condenser 3, the gas 1 to be treated is passed through the adsorption tower 9, and passes through the adsorption tower 9. This is the point that the gas is cooled by the condenser 3. Furthermore, the gas generated by heating the condensate in the condenser 5 is mixed with the gas 1 to be processed, and this mixed gas is passed through the adsorption tower 9. Since other configurations are the same as those of the first embodiment, the same reference numerals are given and description thereof is omitted. In addition, this embodiment is a gas purification method when the gas of uranium hexafluoride containing NbF5 which is easy to condense at the cooling temperature of the condenser 3 is a gas to be treated.

ここで、本実施形態の被処理ガス1の分離の原理をフッ化物揮発法型の再処理施設の例を用いて具体的に説明する。なお、被処理ガスは上述したANL―7583のように使用済み燃料をフッ化処理した六フッ化ウランを再びガス化したものである。また、被処理ガス1の1分間当たりの処理量を1モルとし、六フッ化ウラン及びNbF5は、上述した表1に示す比率で被処理ガス1に含まれるものとする。   Here, the principle of separation of the gas to be processed 1 of the present embodiment will be specifically described using an example of a reprocessing facility of a fluoride volatilization method type. Note that the gas to be treated is gasified again from uranium hexafluoride obtained by fluorinating spent fuel as in the above-mentioned ANL-7683. In addition, the processing amount per minute of the gas 1 to be processed is 1 mol, and uranium hexafluoride and NbF5 are included in the gas 1 to be processed at the ratio shown in Table 1 described above.

図4は表1の六フッ化ウラン及びNbF5の飽和蒸気圧の温度依存性を、以下の式で内挿して得たものである。   FIG. 4 is obtained by interpolating the temperature dependence of the saturated vapor pressure of uranium hexafluoride and NbF5 in Table 1 with the following equation.

log(飽和蒸気圧)=A−B/T
ここで、A、B、:化合物固有の定数、T:絶対温度
log (saturated vapor pressure) = AB / T
Where A, B ,: compound specific constant, T: absolute temperature

六フッ化ウランの3重点より高い温度に加熱した六フッ化ウランのガスには、表1のPo欄の値である、1.01×10Pa(1気圧)のが含まれる(図4の点線)。この気体を15℃まで冷却すると、飽和蒸気圧はVP+15の欄にあるように7.41×10Paであるから、その差分である9.4×10Pa分の六フッ化ウランが凝縮する。この量は被処理ガス中1中の六フッ化ウランの約93%である。同時に、NbF5の飽和蒸気圧は表1のPo欄の値である2.04×10Pa(図4の実線)であり、VP+15の欄にある、3.33×10−1Paの差分だけ、六フッ化ウランとともに凝縮する。ところが、凝縮器3に被処理ガス1を供給する前に、NaFなどの吸着剤により、NbF5の99%程度を除去すると、その蒸気圧は2.05×10−1Paとなる(図4の一点鎖線)。このときに15℃で凝縮を行うと、六フッ化ウランはその約93%が凝縮するが、NbF5の分圧は飽和蒸気圧以下であるから凝縮しない。このようにして、約93%のNbF5を含まない六フッ化ウランと、約7%のNbF5を含む六フッ化ウランのガスのガスが分離される。 The gas of uranium hexafluoride heated to a temperature higher than the triple point of uranium hexafluoride includes 1.01 × 10 5 Pa (1 atm), which is the value in the Po column of Table 1 (FIG. 4). Dotted line). When this gas is cooled to 15 ° C., the saturated vapor pressure is 7.41 × 10 3 Pa as shown in the column of VP + 15. Therefore, 9.4 × 10 4 Pa uranium hexafluoride that is the difference is condensed. To do. This amount is about 93% of uranium hexafluoride in 1 in the gas to be treated. At the same time, the saturated vapor pressure of NbF5 is 2.04 × 10 Pa (solid line in FIG. 4), which is the value in the Po column in Table 1, and is the difference of 3.33 × 10 −1 Pa in the column of VP + 15. Condensates with uranium fluoride. However, if about 99% of NbF5 is removed by an adsorbent such as NaF before supplying the gas to be treated 1 to the condenser 3, the vapor pressure becomes 2.05 × 10 −1 Pa (FIG. 4). Dash-dot line). At this time, if condensation is performed at 15 ° C., about 93% of uranium hexafluoride is condensed, but NbF5 is not condensed because the partial pressure of NbF5 is lower than the saturated vapor pressure. In this way, gas of uranium hexafluoride containing about 93% NbF5 and uranium hexafluoride containing about 7% NbF5 is separated.

このようにして、凝縮器3で凝縮しなかった六フッ化ウランと不純物フッ化物の混合ガスは、凝縮器5に供給される。凝縮器5では、六フッ化ウランと不純物フッ化物の混合ガスを凝縮回収するために冷却されている。冷却温度は、混合ガスに含まれる六フッ化ウランのほとんどが凝縮する温度、例えば−30℃以下、具体的には−80℃から−50℃に設定することが望ましい。この際、六フッ化ウランとNbF5の混合ガスに含まれるNbF5の一部は六フッ化ウランとともに凝縮し、設定された冷却温度での飽和蒸気圧が高い不純物フッ化物、例えばMoやTe、またF2やO2は凝縮せず、オフガスとして排出される。   In this way, the mixed gas of uranium hexafluoride and impurity fluoride that has not been condensed in the condenser 3 is supplied to the condenser 5. The condenser 5 is cooled to condense and recover the mixed gas of uranium hexafluoride and impurity fluoride. The cooling temperature is desirably set to a temperature at which most of the uranium hexafluoride contained in the mixed gas is condensed, for example, −30 ° C. or lower, specifically, −80 ° C. to −50 ° C. At this time, a part of NbF5 contained in the mixed gas of uranium hexafluoride and NbF5 is condensed together with uranium hexafluoride, and an impurity fluoride having a high saturated vapor pressure at a set cooling temperature, such as Mo or Te, F2 and O2 are not condensed and are discharged as off-gas.

一方、凝縮器3で凝縮回収された六フッ化ウランを取り出す際には、凝縮器3を加熱して六フッ化ウランがガス化する温度(六フッ化ウランの3重点である64℃)以上とすることで、六フッ化ウランがガス化して精製ウラン8として回収される。凝縮器5で凝縮回収した六フッ化ウランと一部のNbF5を取り出す際には、六フッ化ウランがガス化する64℃以上に加熱する。そして、ガス化された六フッ化ウランとNbF5は、被処理ガスに混合され吸着塔9に循環される。   On the other hand, when the uranium hexafluoride condensed and recovered by the condenser 3 is taken out, the condenser 3 is heated to a temperature at which uranium hexafluoride is gasified (64 ° C., which is the triple point of uranium hexafluoride). By doing so, uranium hexafluoride is gasified and recovered as purified uranium 8. When uranium hexafluoride condensed and recovered by the condenser 5 and a part of NbF5 are taken out, the uranium hexafluoride is heated to 64 ° C. or more at which it is gasified. The gasified uranium hexafluoride and NbF5 are mixed with the gas to be treated and circulated to the adsorption tower 9.

ここで、六フッ化ウランの回収率を図5を用いて説明する。被処理ガス1中の六フッ化ウランの処理量は1モル/分と設定した。上述したANL−7583の例では、約880kgの六フッ化ウランを1日で処理するので、約2.5モル/分であるが、本例では原理のわかりやすさのため、六フッ化ウランの処理量として、きりの良い数値を用いた。   Here, the recovery rate of uranium hexafluoride will be described with reference to FIG. The treatment amount of uranium hexafluoride in the gas to be treated 1 was set to 1 mol / min. In the above example of ANL-7583, about 880 kg of uranium hexafluoride is processed in one day, so it is about 2.5 mol / min. In this example, for easy understanding of the principle, uranium hexafluoride is processed. As the amount, a clear numerical value was used.

この被処理ガス1中(図5では精製対象U)には、上述した表1に示す比率でNbF6が含まれていると想定する。ライン番号1の欄に示されているのがこの被処理ガス1(精製対象U)の流量と六フッ化ウラン、NbF5の分圧である。被処理ガス1の1分間相当の処理量には六フッ化ウランが1.00モル、NbF5が2.01×10−4モル含まれている。この六フッ化ウランのガスの分圧は1気圧(1.01×105Pa)なので、比例計算によりNbF5の分圧は2.04×10Paである。この被処理ガス1中に、凝縮器5で凝縮回収して加熱してガス化したNbF5と六フッ化ウランのガス(図5では循環U)を加えて供給Uとし、この供給Uを吸着塔9に通す。循環Uの組成は図5のライン番号6の欄に示し、供給Uの組成はライン番号7の欄に示す。供給UにおけるNbF5の流量は、循環Uを被処理ガス1に混合することにより、混合前の被処理ガス1より約1%、正確には1.01%増加している。供給Uは吸着塔9により、NbF5の99%を除去される。NbF5が除去されたガス(図5では予備精製U)のNbF5の流量と、分圧は、供給Uの1/100となっている。この予備精製Uは15℃の凝縮器9に供給され、先に述べたように六フッ化ウランのガスの約93%が凝縮するが、NbF5の分圧は1.92×10―1で、飽和蒸気圧である3.33×10−1より小さいのでNbF5は凝縮しない。そこで、この凝縮器3で凝縮回収した六フッ化ウランを精製ウラン8として排出する。凝縮器3で凝縮しなかった六フッ化ウランのガス(図5では非凝縮性U)として、NbF5を含んだまま−80℃の凝縮器5へ送られ凝縮される。凝縮した六フッ化ウラン及びNbF5はガス化され、循環Uとして被処理ガス1に加えられる。 It is assumed that NbF6 is contained in the gas to be treated 1 (purification target U in FIG. 5) at the ratio shown in Table 1 described above. Shown in the column of line number 1 are the flow rate of the gas to be treated 1 (purification target U) and the partial pressure of uranium hexafluoride and NbF5. The processing amount corresponding to 1 minute of the gas 1 to be processed includes 1.00 mol of uranium hexafluoride and 2.01 × 10 −4 mol of NbF 5. Since the partial pressure of this uranium hexafluoride gas is 1 atm (1.01 × 10 5 Pa), the partial pressure of NbF 5 is 2.04 × 10 Pa by proportional calculation. NbF5 and uranium hexafluoride gas (circulation U in FIG. 5) condensed and recovered by the condenser 5 and heated and gasified are added to the gas 1 to be treated as a supply U, and this supply U is used as an adsorption tower. 9 is passed. The composition of the circulation U is shown in the column of line number 6 in FIG. 5, and the composition of the supply U is shown in the column of line number 7. The flow rate of NbF5 in the supply U is increased by about 1%, more precisely 1.01%, compared to the gas to be processed 1 before mixing by mixing the circulation U with the gas 1 to be processed. The supply U is removed 99% of NbF5 by the adsorption tower 9. The flow rate and partial pressure of NbF5 of the gas from which NbF5 has been removed (preliminary purification U in FIG. 5) are 1/100 of the supply U. This pre-purified U is supplied to the condenser 9 at 15 ° C., and as described above, about 93% of the gas of uranium hexafluoride is condensed, but the partial pressure of NbF 5 is 1.92 × 10 −1 . Since it is less than the saturated vapor pressure of 3.33 × 10 −1 , NbF5 does not condense. Therefore, uranium hexafluoride condensed and recovered by the condenser 3 is discharged as purified uranium 8. As uranium hexafluoride gas (non-condensable U in FIG. 5) which has not been condensed in the condenser 3, it is sent to the condenser 5 at −80 ° C. and condensed while containing NbF5. The condensed uranium hexafluoride and NbF5 are gasified and added to the gas 1 to be processed as a circulation U.

ここで、六フッ化ウランの動きを見直してみる。本来の精製対象U1.00モルに、約0.08モルの循環Uが加わり、1.08モルの供給Uとなる。このうち93%が精製ウラン8になるが、その量は1.08×0.93=1.00モルである。精製ウラン8にならなかった分、約0.08モルは再び、循環Uとなって被処理ガス1に加わる。すなわち、NbF5を含む六フッ化ウランのガスを吸着塔5の前の被処理ガス1に戻しても、六フッ化ウランは系内に蓄積されていかず、被処理ガス1中の六フッ化ウラン流量と、精製ウラン8の六フッ化ウラン流量はほぼ同一となる。ここでほぼ、というのは、オフガスとして回収されなくなる六フッ化ウランのガスが6.53×10―7モル存在するためである。この未回収分は、再処理における濃縮工程前の六フッ化ウランのガスの回収率の要求が99から99.5%であることを考えると、許容できる値である。 Here, we will review the movement of uranium hexafluoride. About 0.08 mol of circulation U is added to the original purification target U1.00 mol, resulting in a supply U of 1.08 mol. Of these, 93% is purified uranium 8, but the amount is 1.08 × 0.93 = 1.00 mol. About 0.08 mol of the amount that did not become purified uranium 8 becomes circulation U again and is added to the gas 1 to be treated. That is, even if the gas of uranium hexafluoride containing NbF5 is returned to the gas to be treated 1 in front of the adsorption tower 5, uranium hexafluoride is not accumulated in the system, and uranium hexafluoride in the gas to be treated 1 is present. The flow rate and the uranium hexafluoride flow rate of the purified uranium 8 are almost the same. Here, the reason is that there is 6.53 × 10 −7 mol of uranium hexafluoride gas that cannot be recovered as off-gas. This unrecovered portion is an acceptable value considering that the demand for the recovery rate of uranium hexafluoride gas before the concentration step in reprocessing is 99 to 99.5%.

これによれば、あらかじめ被処理ガス1中のNbF5の一部を吸着除去して、NbF5の分圧を凝縮器3の冷却温度におけるNbF5の飽和蒸気圧よりも低くできるから、凝縮器3でNbF5が凝縮しにくくなり、回収する六フッ化ウランの純度を向上できる。さらに、六フッ化ウランのガスの分圧を上げることができるから、純度の高い六フッ化ウランを高い回収率で得ることができる。そのうえ、吸着塔9はNbF5の一部を吸着除去してNbF5の分圧を下げることがするこが目的であるから、吸着剤の使用量を少なくでき、廃棄する吸着剤量を低減できる。   According to this, a part of NbF5 in the gas to be treated 1 is adsorbed and removed in advance, and the partial pressure of NbF5 can be made lower than the saturated vapor pressure of NbF5 at the cooling temperature of the condenser 3, so Is less likely to condense and the purity of the recovered uranium hexafluoride can be improved. Furthermore, since the partial pressure of the uranium hexafluoride gas can be increased, high purity uranium hexafluoride can be obtained with a high recovery rate. Moreover, since the adsorption tower 9 is intended to reduce the partial pressure of NbF5 by adsorbing and removing a part of NbF5, the amount of adsorbent used can be reduced and the amount of adsorbent to be discarded can be reduced.

また、凝縮器5の凝縮物にはNbF5が含まれ、これをガス化すると六フッ化ウランのガスに含まれることになるが、このガスを吸着塔9に戻すことで、NbF5を吸着除去できるから、循環によるNbF5の濃度増加を防止できる。この場合、濃度増加を防止するための吸着塔を別に備える必要がなく、精製系を小型化できる。   Further, NbF5 is contained in the condensate of the condenser 5, and if it is gasified, it will be contained in the gas of uranium hexafluoride. By returning this gas to the adsorption tower 9, NbF5 can be adsorbed and removed. Therefore, an increase in NbF5 concentration due to circulation can be prevented. In this case, it is not necessary to separately provide an adsorption tower for preventing an increase in concentration, and the purification system can be miniaturized.

なお、凝縮器5を設けず、凝縮器3から排出されるNbF5と未凝縮の六フッ化ウランのガスを、吸着塔9に循環するようにしてもよい。これによれば、被処理ガス1中の六フッ化ウランのガスの一部を凝縮器3で凝縮回収することで、吸着塔9に戻されるガス中のNbF5の分圧を高くできる。その結果、NbF5のガスと吸着剤との解離平衡を吸着側に移動できるから、NbF5と吸着剤の化学吸着反応が促進され、吸着剤による精製度を向上でき、高純度の六フッ化ウランを得ることができる。   Note that the condenser 5 may not be provided, and NbF5 and uncondensed uranium hexafluoride gas discharged from the condenser 3 may be circulated to the adsorption tower 9. According to this, a partial pressure of NbF5 in the gas returned to the adsorption tower 9 can be increased by condensing and recovering a part of the uranium hexafluoride gas in the gas 1 to be treated by the condenser 3. As a result, since the dissociation equilibrium between the NbF5 gas and the adsorbent can be moved to the adsorption side, the chemisorption reaction between NbF5 and the adsorbent is promoted, the degree of purification by the adsorbent can be improved, and high-purity uranium hexafluoride can be obtained. Obtainable.

また、凝縮器5の凝縮物を加熱してガス化したガスを、吸着塔9に戻す途中に、不純物フッ化物を吸着する吸着剤が充填された吸着塔に通し、不純物フッ化物の一部を吸着除去したのち、吸着塔9に戻すようにしてもよい。この場合、吸着塔9は被処理ガス1中のNbF5の濃度を下げることが目的であるから、吸着塔9を小型化できる。   In addition, the gas obtained by heating and condensing the condensate in the condenser 5 is returned to the adsorption tower 9 through an adsorption tower filled with an adsorbent that adsorbs the impurity fluoride, and a part of the impurity fluoride is passed through. After the adsorption removal, it may be returned to the adsorption tower 9. In this case, the purpose of the adsorption tower 9 is to reduce the concentration of NbF5 in the gas 1 to be treated, so that the adsorption tower 9 can be downsized.

また、目的成分が六フッ化ウランの場合には、本実施形態の凝縮器5に代えて、フッ化ナトリウムを充填した吸着装置を使用することもできる。これは、フッ化ナトリウムが100℃前後の温度で六フッ化ウランを吸着し、350℃以上の温度で六フッ化ウランを脱着する性質を利用するものである。これによれば、凝縮器3を通過した不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスを、設定温度100℃前後のフッ化ナトリウムを充填した吸着装置に導入して六フッ化ウランを吸着でき、吸着装置を350℃以上に加熱して六フッ化ウランをガスとして脱着させて被処理ガス1に合流させることで、六フッ化ウランの純度及び回収率を向上できる。   Further, when the target component is uranium hexafluoride, an adsorption device filled with sodium fluoride can be used instead of the condenser 5 of the present embodiment. This utilizes the property that sodium fluoride adsorbs uranium hexafluoride at a temperature of around 100 ° C. and desorbs uranium hexafluoride at a temperature of 350 ° C. or higher. According to this, the impurity fluoride that has passed through the condenser 3 and the gas of uncondensed uranium hexafluoride are introduced into an adsorption device filled with sodium fluoride at a set temperature of about 100 ° C. to adsorb uranium hexafluoride. In addition, the purity and recovery rate of uranium hexafluoride can be improved by heating the adsorption device to 350 ° C. or higher, desorbing uranium hexafluoride as a gas, and joining the gas to be treated 1.

(実施形態3)
本発明の実施形態3として、揮発性フッ化物となる核分裂生成物のうち、ニオブ(Nb)、テクネチウム(Tc)、ルテニウム(Ru)、モリブデン(Mo)、アンチモン(Sb)のフッ化物を六フッ化ウラン(UF6)から除去する方法を示す。
(Embodiment 3)
As Embodiment 3 of the present invention, among the fission products that become volatile fluorides, fluorides of niobium (Nb), technetium (Tc), ruthenium (Ru), molybdenum (Mo), and antimony (Sb) are used. A method for removal from uranium fluoride (UF6) is shown.

実施形態1の構成を検討すると、吸着塔9はMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の一部を吸着し、系内の不純物フッ化物の蓄積を防止している。しかし、この吸着塔9を実施形態2の位置である、凝縮器3の直前に持ってきても不純物フッ化物の蓄積を防止できることは明らかである。すなわち、実施形態1の吸着塔9に装荷する吸着剤としてMoF6、TcF5、RuF6、SbF5の濃度を減じることができる物質を選択するか、各化合物にあわせて複数の吸着剤を装荷するか、吸着塔9が各化合物にあわせて複数の設ける場合は、実施形態2の構成によりニオブ(Nb)、テクネチウム(Tc)、ルテニウム(Ru)、モリブデン(Mo)、アンチモン(Sb)を六フッ化ウランから除去することができる。   Considering the configuration of the first embodiment, the adsorption tower 9 adsorbs a part of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 to prevent the accumulation of impurity fluoride in the system. However, it is clear that the accumulation of impurity fluoride can be prevented even if this adsorption tower 9 is brought in front of the condenser 3, which is the position of the second embodiment. That is, a substance capable of reducing the concentration of MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5 is selected as the adsorbent loaded in the adsorption tower 9 of Embodiment 1, or a plurality of adsorbents are loaded according to each compound, or adsorption When a plurality of columns 9 are provided for each compound, niobium (Nb), technetium (Tc), ruthenium (Ru), molybdenum (Mo), and antimony (Sb) are formed from uranium hexafluoride according to the configuration of the second embodiment. Can be removed.

(実施形態4)
図6に本発明の実施形態4の概念図を示す。図示のように本実施形態のガス精製方法は、被処理ガス中の不純物フッ化物を吸着除去する吸着塔12と、吸着塔12を通過したガスを冷却して六フッ化ウランのガスを凝縮回収する凝縮器14を備え、凝縮器14から排出される不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスを被処理ガス1に混合して吸着塔12に戻すようになっている。
(Embodiment 4)
FIG. 6 shows a conceptual diagram of Embodiment 4 of the present invention. As shown in the drawing, the gas purification method of the present embodiment condenses and recovers the uranium hexafluoride gas by cooling the adsorption tower 12 for removing the impurity fluoride in the gas to be treated and the gas passing through the adsorption tower 12. The condenser 14 is provided, and the impurity fluoride discharged from the condenser 14 and the gas of uncondensed uranium hexafluoride are mixed with the gas 1 to be treated and returned to the adsorption tower 12.

吸着塔12には、NbF5、MoF6、TcF5、RuF6、SbF5などの不純物フッ化物を吸着する吸着剤(例えば、LiF、NaF、MgF2、CaF2、BaF2、UO2F2、UF)が充填され、被処理ガス1を通流させることで、不純物フッ化物を吸着除去できるようになっている。吸着塔12の温度は、例えば、温度調整手段13により調整されている。なお、被処理ガスの組成などに応じて、温度調整手段を省略してもよい。   The adsorption tower 12 is filled with an adsorbent (for example, LiF, NaF, MgF2, CaF2, BaF2, UO2F2, and UF) that adsorbs an impurity fluoride such as NbF5, MoF6, TcF5, RuF6, and SbF5. By making it flow, the impurity fluoride can be adsorbed and removed. The temperature of the adsorption tower 12 is adjusted by, for example, the temperature adjusting means 13. The temperature adjusting means may be omitted depending on the composition of the gas to be processed.

吸着塔12を通過したガスは凝縮器14の冷却手段16で、例えば、15℃に冷却され、六フッ化ウランのガスを凝縮されるようになっている。なお、凝縮器14の冷却温度は、15℃に限定されず不純物フッ化物が凝縮しにくい温度が望ましく、六フッ化ウランと不純物フッ化物の飽和蒸気圧及び被処理ガス1中の六フッ化ウラン及び不純物フッ化物の分圧から設定される。凝縮器14から排出される不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスは、被処理ガス1に混合されて吸着塔12を通過し、凝縮器14で冷却されて凝縮される。この循環により、凝縮器14は所定の濃度の六フッ化ウランを蓄積させた後、必要な場合は、加熱手段17で例えば、六フッ化ウランの3重点より高い温度に加熱されてガス化し、精製ウラン8として回収される。   The gas that has passed through the adsorption tower 12 is cooled to, for example, 15 ° C. by the cooling means 16 of the condenser 14 to condense uranium hexafluoride gas. The cooling temperature of the condenser 14 is not limited to 15 ° C., and is preferably a temperature at which the impurity fluoride is difficult to condense. The saturated vapor pressure of uranium hexafluoride and the impurity fluoride and uranium hexafluoride in the gas to be treated 1 And the partial pressure of the impurity fluoride. The impurity fluoride and uncondensed uranium hexafluoride gas discharged from the condenser 14 is mixed with the gas 1 to be processed, passes through the adsorption tower 12, and is cooled and condensed by the condenser 14. By this circulation, after the condenser 14 accumulates uranium hexafluoride having a predetermined concentration, if necessary, the condenser 14 is heated to a temperature higher than the triple point of uranium hexafluoride, for example, by the heating means 17 and gasified, It is recovered as purified uranium 8.

しかし、この循環操作を繰り返すと、系内の非凝縮性ガス、例えば、不純物フッ化物やF2、O2などの分圧が増加し、精製ウラン8の回収率が低下する。この場合、非凝縮性ガスの濃度増加に応じて、凝縮器14の冷却温度を、例えば、15℃から、−30℃以下、具体的には−80℃から−50℃に変更して、六フッ化ウランのガスのほとんどを凝縮回収する。そして、非凝縮性ガスの分圧が設定値を超えている場合は、非凝縮性ガスを凝縮器からオフガスとして排出する。オフガスとして排出した後、凝縮器14をヒータなどの加熱手段17で六フッ化ウランの3重点以上である64℃以上に加熱してガス化し、被処理ガス1に合流させる。   However, if this circulation operation is repeated, the partial pressure of non-condensable gas in the system, such as impurity fluoride, F2, and O2, increases, and the recovery rate of purified uranium 8 decreases. In this case, as the concentration of the non-condensable gas increases, the cooling temperature of the condenser 14 is changed from, for example, 15 ° C. to −30 ° C. or less, specifically from −80 ° C. to −50 ° C. Most of the gas of uranium fluoride is condensed and recovered. When the partial pressure of the non-condensable gas exceeds the set value, the non-condensable gas is discharged from the condenser as an off gas. After being discharged as off-gas, the condenser 14 is heated and heated to 64 ° C. or higher, which is the triple point or more of uranium hexafluoride, by the heating means 17 such as a heater, and merged with the gas 1 to be processed.

これによれば、非凝縮性ガスの濃度が増加し、精製ウラン8の回収率が低下しても、この非凝縮性ガスを系外に排出して非凝縮性ガスの分圧を下げることができるから、精製ウラン8の回収率を回復できる。さらに、被処理ガス1中の六フッ化ウランのガスの一部を凝縮器14で凝縮回収することで、吸着塔12に戻されるガス中の不純物フッ化物の分圧を高くできる。その結果、不純物フッ化物のガスと吸着剤との解離平衡を吸着側に移動できるから、不純物フッ化物と吸着剤の化学吸着反応が促進され、吸着剤による精製効率を向上でき、吸着剤の使用量及び廃吸着剤量を低減できる。さらに、凝縮器14で冷却温度を二段階に設定しているから、他の凝縮器を設ける必要がなく、施設コストやランニングコストを低減できる。   According to this, even if the concentration of the non-condensable gas increases and the recovery rate of the purified uranium 8 decreases, the non-condensable gas can be discharged out of the system to reduce the partial pressure of the non-condensable gas. As a result, the recovery of the purified uranium 8 can be recovered. Furthermore, the partial pressure of the impurity fluoride in the gas returned to the adsorption tower 12 can be increased by condensing and recovering part of the uranium hexafluoride gas in the gas 1 to be treated by the condenser 14. As a result, the dissociation equilibrium between the impurity fluoride gas and the adsorbent can be moved to the adsorption side, so that the chemical adsorption reaction between the impurity fluoride and the adsorbent is promoted, the purification efficiency by the adsorbent can be improved, and the use of the adsorbent The amount and the amount of waste adsorbent can be reduced. Furthermore, since the cooling temperature is set in two stages by the condenser 14, it is not necessary to provide another condenser, and facility costs and running costs can be reduced.

なお、被処理ガス1中に含まれる不純物フッ化物の分圧が、凝縮器14での不純物フッ化物の飽和蒸気圧以下である場合には、吸着塔12に被処理ガス1を通さずに直接凝縮器14に被処理ガス1を供給してもよい。この場合、吸着塔12は、凝縮器14から排出される不純物フッ化物と未凝縮の六フッ化ウランのガスから不純物フッ化物を除去できればよく、吸着塔12に通流するガスの流量を低減できるから、吸着塔12を小型化できる。   When the partial pressure of the impurity fluoride contained in the gas to be treated 1 is equal to or lower than the saturated vapor pressure of the impurity fluoride in the condenser 14, the gas to be treated 1 is not directly passed through the adsorption tower 12. The gas 1 to be processed may be supplied to the condenser 14. In this case, the adsorption tower 12 only needs to remove the impurity fluoride from the impurity fluoride discharged from the condenser 14 and the uncondensed uranium hexafluoride gas, and the flow rate of the gas flowing through the adsorption tower 12 can be reduced. Therefore, the adsorption tower 12 can be reduced in size.

1 被処理ガス
3、5、14 凝縮器
8 精製ウラン
9、12 吸着塔
1 Gas to be treated 3, 5, 14 Condenser 8 Refined uranium 9, 12 Adsorption tower

Claims (4)

精製したい目的成分ガスと不純物を含む被処理ガスを、前記不純物を吸着する吸着剤が充填された吸着塔に通して前記不純物を吸着させる吸着工程と、該吸着工程を通過したガスを冷却して前記目的成分を凝縮させる凝縮工程と、該凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の目的成分ガスを前記吸着工程に戻すことを含んでなるガス精製方法。   The target gas to be purified and the gas to be treated containing impurities are passed through an adsorption tower filled with an adsorbent that adsorbs the impurities, and an adsorption step for adsorbing the impurities, and the gas that has passed through the adsorption step is cooled. A gas purification method comprising: condensing a target component; and returning impurities discharged from the condensation step and uncondensed target component gas to the adsorption step. 精製したい目的成分ガスと不純物を含む被処理ガスを冷却して前記目的成分ガスを凝縮させる凝縮工程と、該凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の六フッ化ウランのガスを、フッ化ナトリウムを充填したウラン吸着塔に通して前記六フッ化ウランを吸着させるウラン吸着工程と、該ウラン吸着工程で前記フッ化ナトリウムに吸着させた前記六フッ化ウランを前記ウラン吸着塔を昇温してガスとして脱着させる脱着工程を設けたことを特徴とするガス精製方法。   Condensation process for condensing the target component gas by cooling the target gas to be purified and the target gas containing impurities, and impurities discharged from the condensation step and uncondensed uranium hexafluoride gas, sodium fluoride A uranium adsorption step for adsorbing the uranium hexafluoride through a uranium adsorption tower packed with the uranium adsorption, and heating the uranium hexafluoride adsorbed on the sodium fluoride in the uranium adsorption step in the uranium adsorption tower A gas purification method comprising a desorption step for desorption as a gas. 精製したい目的成分ガスと不純物を含む被処理ガスを、前記不純物を吸着する吸着剤が充填された吸着塔に通して前記不純物を吸着させる吸着工程と、該吸着工程を通過したガスを冷却して前記目的成分ガスを凝縮する凝縮工程と、該凝縮工程から排出される不純物と未凝縮の目的成分ガスを前記吸着工程に戻し、前記凝縮工程に戻される前記未凝縮の目的成分ガスの不純物ガスの濃度増加に応じて、前記凝縮工程の温度を下げて目的成分ガスを凝縮させ、未凝縮の不純物ガスの分圧が設定値を超えたとき、前記未凝縮の不純物ガスを前記凝縮工程に戻さずに排出することを含んでなるガス精製方法。   The target gas to be purified and the gas to be treated containing impurities are passed through an adsorption tower filled with an adsorbent that adsorbs the impurities, and an adsorption step for adsorbing the impurities, and the gas that has passed through the adsorption step is cooled. Condensation step for condensing the target component gas, impurities discharged from the condensation step and uncondensed target component gas are returned to the adsorption step, and impurity gas of the uncondensed target component gas is returned to the condensation step. As the concentration increases, the temperature of the condensation process is lowered to condense the target component gas, and when the partial pressure of the uncondensed impurity gas exceeds a set value, the uncondensed impurity gas is not returned to the condensation process. A gas purification method comprising discharging to a gas. 請求項3に記載のガス精製方法において、前記凝縮工程で凝縮させた目的成分の凝縮物を加熱してガス化して、前記凝縮工程に戻すことを特徴とするガス精製方法。   The gas purification method according to claim 3, wherein the condensate of the target component condensed in the condensation step is heated to gasify and returned to the condensation step.
JP2011237555A 2011-10-28 2011-10-28 Gas purification method Active JP5315398B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011237555A JP5315398B2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Gas purification method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2011237555A JP5315398B2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Gas purification method

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2008217168A Division JP4892525B2 (en) 2008-08-26 2008-08-26 Gas purification method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2012061465A true JP2012061465A (en) 2012-03-29
JP5315398B2 JP5315398B2 (en) 2013-10-16

Family

ID=46057753

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2011237555A Active JP5315398B2 (en) 2011-10-28 2011-10-28 Gas purification method

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP5315398B2 (en)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109675405A (en) * 2019-03-11 2019-04-26 杨松 A kind of cooling activation chain conveyer grate operation method of VOCs waste-gas adsorbant

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61218997A (en) * 1985-03-26 1986-09-29 株式会社東芝 Recovery device for uranium hexafluoride gas
JPH07228545A (en) * 1994-02-18 1995-08-29 Yamazaki Kagaku Kogyo Kk Dehydrating method of alcohol
JPH08281005A (en) * 1995-04-14 1996-10-29 Yamazaki Kagaku Kogyo Kk Method of removing moisture in alcohol
JP2000246041A (en) * 1998-12-28 2000-09-12 Sanyo Electric Industries Co Ltd Sf6 gas recovery device
JP2002236198A (en) * 2001-02-07 2002-08-23 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Method of recovering uranium
JP2002355518A (en) * 2001-05-31 2002-12-10 Sanyo Electric Industries Co Ltd Equipment for recovering specified gas
JP2004233066A (en) * 2003-01-28 2004-08-19 Hitachi Ltd Reprocessing method for spent nuclear fuel
JP2008116245A (en) * 2006-11-01 2008-05-22 Radioactive Waste Management Funding & Research Center Decontamination method and facility for uranium waste

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61218997A (en) * 1985-03-26 1986-09-29 株式会社東芝 Recovery device for uranium hexafluoride gas
JPH07228545A (en) * 1994-02-18 1995-08-29 Yamazaki Kagaku Kogyo Kk Dehydrating method of alcohol
JPH08281005A (en) * 1995-04-14 1996-10-29 Yamazaki Kagaku Kogyo Kk Method of removing moisture in alcohol
JP2000246041A (en) * 1998-12-28 2000-09-12 Sanyo Electric Industries Co Ltd Sf6 gas recovery device
JP2002236198A (en) * 2001-02-07 2002-08-23 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Method of recovering uranium
JP2002355518A (en) * 2001-05-31 2002-12-10 Sanyo Electric Industries Co Ltd Equipment for recovering specified gas
JP2004233066A (en) * 2003-01-28 2004-08-19 Hitachi Ltd Reprocessing method for spent nuclear fuel
JP2008116245A (en) * 2006-11-01 2008-05-22 Radioactive Waste Management Funding & Research Center Decontamination method and facility for uranium waste

Also Published As

Publication number Publication date
JP5315398B2 (en) 2013-10-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4022608B2 (en) Reprocessing method by fluoride volatilization method using fractional distillation
US4525186A (en) Method for producing isotopically enriched helium-4 and use of same as nuclear reactor coolant
EP3053638B1 (en) Integrated device and process for the treatment and the tritium recovery from tritiated water
CN110387473B (en) Method for separating uranium and molybdenum by fluorination with nitrogen trifluoride as fluorinating agent
JP5315398B2 (en) Gas purification method
JP2019059650A (en) Oxygen isotope substitution method and oxygen isotope substitution device
JP4892525B2 (en) Gas purification method
JP3824838B2 (en) Noble gas recovery method
US3742720A (en) Quantitative recovery of krypton from gas mixtures mainly comprising carbon dioxide
US4078907A (en) Separation and purification of xenon
EP2101897A1 (en) Process for recovery of water isotopologues from impure water
WO2022138162A1 (en) Stable isotope enrichment device and stable isotope enrichment method
JP4085520B2 (en) Deteriorated UF6 treatment facility and treatment method
JP6172684B2 (en) Oxygen isotope enrichment method
JP6902070B2 (en) Carbon monoxide stable isotope concentrator and carbon monoxide stable isotope enrichment method
US4277256A (en) Process for the purification of gases containing radioactive substances
CN104781887A (en) Method and practical device composition for purification of air from gaseous tritium and concentration of tritium in a constant volume of water
CA1172828A (en) Iodine removal from a gas phase
Slansky Separation processes for noble gas fission products from the off-gas of fuel-reprocessing plants
JP2021041356A (en) Carbon monoxide stable isotope concentration device and operation method of carbon monoxide stable isotope device
GB2039866A (en) Process for the extraction of tritium from heavy water
JP2000266891A (en) Recycle method for nitrogen oxide in offgas of uranium denitration process
JP5002484B2 (en) Uranium purification method and apparatus
JP2009294145A (en) Recycling method of uranium from spent nuclear fuel
JP6638071B2 (en) Zirconium separation method and spent fuel treatment method

Legal Events

Date Code Title Description
A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20120913

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20121016

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20121217

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20130618

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20130708

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Ref document number: 5315398

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150