JP2015227780A - Nuclide separation method for vitrified body - Google Patents

Nuclide separation method for vitrified body Download PDF

Info

Publication number
JP2015227780A
JP2015227780A JP2014112564A JP2014112564A JP2015227780A JP 2015227780 A JP2015227780 A JP 2015227780A JP 2014112564 A JP2014112564 A JP 2014112564A JP 2014112564 A JP2014112564 A JP 2014112564A JP 2015227780 A JP2015227780 A JP 2015227780A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
molten salt
radionuclide
vitrified body
vitrified
melting
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
JP2014112564A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP6513909B2 (en
Inventor
優也 高橋
Yuya Takahashi
優也 高橋
藤田　玲子
Reiko Fujita
玲子 藤田
水口　浩司
Koji Mizuguchi
浩司 水口
中村　等
Hitoshi Nakamura
等 中村
祥平 金村
Shohei Kanemura
祥平 金村
孝 大森
Takashi Omori
孝 大森
金子　昌章
Masaaki Kaneko
昌章 金子
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2014112564A priority Critical patent/JP6513909B2/en
Publication of JP2015227780A publication Critical patent/JP2015227780A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP6513909B2 publication Critical patent/JP6513909B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Landscapes

  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a nuclide separation method for a vitrified body that is capable of efficiently separating and recovering a radionuclide from a vitrified body comprising high level radioactive waste.SOLUTION: The method includes a dissolution step 12 for dissolving a vitrified body 10 comprising a radionuclide and a platinum metal element, and a separation recovery step 14 for separating and recovering the radionuclide from the dissolved vitrified body.

Description

本発明の実施形態は、高レベル放射性廃棄物を含有するガラス固化体から放射性核種を分離回収するガラス固化体の核種分離方法に関する。   Embodiments of the present invention relate to a method for separating nuclide of a vitrified body, in which a radionuclide is separated and recovered from a vitrified body containing high-level radioactive waste.

高レベル放射性廃棄物は現状、ガラス固化体として安定化処理させて地層処分されている。高レベル放射性廃棄物中の放射性核種には長期間管理しなければならない長寿命放射性核種や発熱性の高い短寿命放射性核種が含まれており、これらを処分するための処分場や長期間の管理が必要となる。このため、処分場の確保やこれらを管理するためのコストが課題となる。   Currently, high-level radioactive waste is stabilized and treated as a solidified glass. Radionuclides in high-level radioactive waste include long-lived nuclides that must be managed for a long period of time, and highly flammable short-lived nuclides. Is required. For this reason, the cost of securing disposal sites and managing them becomes an issue.

高レベル放射性廃棄物から放射性核種を分離回収して処理・処分することができれば、廃棄物量及び処分場面の軽減、安全性の向上、さらには有用元素の資源化が可能となる。   If radionuclides can be separated and recovered from high-level radioactive waste and processed and disposed of, it will be possible to reduce the amount of waste and disposal situations, improve safety, and make resources of useful elements available.

従来から、高レベル放射性廃液中の元素を超ウラン元素群、ストロンチウム・セシウム群、テクネチウム・白金族元素群及びその他の元素群の４群に分離する研究が進められてきた。
これまで、溶媒抽出法、イオンクロマト法、溶融塩電解法等の高レベル放射性廃液から効率的に放射性核種を分離する技術が開発されている（例えば、特許文献１〜３）。そして、分離された長寿命放射性核種等の環境負荷の大きい放射性核種は、加速器駆動炉（ＡＤＳ）等の核変換設備によって消滅処理が可能となる。 Conventionally, research has been carried out to separate elements in high-level radioactive liquid waste into four groups: a transuranium element group, a strontium / cesium group, a technetium / platinum group element group, and other element groups.
So far, techniques for efficiently separating radionuclides from high-level radioactive liquid waste such as solvent extraction, ion chromatography, and molten salt electrolysis have been developed (for example, Patent Documents 1 to 3). The separated radioactive nuclides such as long-lived radionuclides can be extinguished by a transmutation facility such as an accelerator-driven furnace (ADS).

ところで、近年、放射能の人体及び環境への影響等の観点から、高レベル放射性廃液とともに、高レベル放射性廃棄物が安定化処理されたガラス固化体に対しても放射性核種の分離処理を行う技術が期待されている。   By the way, in recent years, from the viewpoint of the effect of radioactivity on the human body and the environment, a technology that separates radionuclides from vitrified solids that have been stabilized with high-level radioactive waste together with high-level radioactive liquid waste. Is expected.

また、我が国では使用済み燃料を海外へ持ち出し再処理が行われているが、この際に生じた高レベル廃棄物をガラス固化した固化体が海外から返還される。このため、ガラス固化体に含まれる高レベル放射性廃棄物を分離処理する意義は大きい。   In Japan, spent fuel is taken overseas and reprocessing is carried out. The solidified material obtained by vitrifying the high-level waste generated at this time is returned from abroad. For this reason, the significance of separating the high-level radioactive waste contained in the vitrified body is great.

特開２０１１−１６９８８８号公報JP 2011-169888 A 特許第４１１４０７６号公報Japanese Patent No. 4114076 特許第４５０４２４７号公報Japanese Patent No. 4504247

しかしながら、ガラス固化体となった高レベル放射性廃棄物は、地層処分するために安定化処理されたものであり、その後にさらに処理を行うことを想定したものでは無いため、容易に分離処理することができないという課題がある。   However, the high-level radioactive waste that has become vitrified is stabilized for geological disposal and is not supposed to be further processed after that, so it can be easily separated. There is a problem that cannot be done.

また、ガラス固化体から安定核種に核変換するための燃料を作成するためには、ガラス固化体から長寿命放射性核種を分離する必要がある。しかし、ガラス固化体は様々な核種が混在するため、長寿命放射性核種のみを効率的に分離することは困難であった。   Moreover, in order to prepare a fuel for nuclear conversion from a vitrified body to a stable nuclide, it is necessary to separate long-lived radionuclides from the vitrified body. However, since various nuclides exist in the vitrified body, it is difficult to efficiently separate only long-lived radionuclides.

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、高レベル放射性廃棄物を含有するガラス固化体から放射性核種を効率的に分離回収することが可能なガラス固化体の核種分離方法を提供することを目的とする。   The present invention has been made in view of such circumstances, and provides a method for separating a nuclide of a vitrified body that can efficiently separate and recover a radionuclide from a vitrified body containing high-level radioactive waste. The purpose is to do.

本発明の実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法において、放射性核種と白金属元素とを含むガラス固化体を溶解させる溶解工程と、溶解させた前記ガラス固化体から前記放射性核種を分離して回収する分離回収工程と、を含むことを特徴とする。   In the nuclide separation method of a vitrified body according to an embodiment of the present invention, a dissolution step of dissolving a vitrified body containing a radionuclide and a white metal element, and separating the radionuclide from the dissolved vitrified body. And a separation and recovery step for recovery.

本発明の実施形態により、高レベル放射性廃棄物を含有するガラス固化体から放射性核種を効率的に分離回収することが可能なガラス固化体の核種分離方法が提供される。   The embodiment of the present invention provides a method for separating a nuclide of a vitrified body that can efficiently separate and recover a radionuclide from a vitrified body containing a high-level radioactive waste.

第１実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法を示すフロー図。The flowchart which shows the nuclide separation method of the vitrified body which concerns on 1st Embodiment. 第２実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法を示すフロー図。The flowchart which shows the nuclide separation method of the vitrified body which concerns on 2nd Embodiment. 第３実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法を示すフロー図。The flowchart which shows the nuclide separation method of the vitrified body which concerns on 3rd Embodiment. 第４実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法を示すフロー図。The flowchart which shows the nuclide separation method of the vitrified body which concerns on 4th Embodiment. 第５実施形態に係るガラス固化体の核種分離方法を示すフロー図。The flowchart which shows the nuclide separation method of the vitrified body which concerns on 5th Embodiment.

（第１実施形態）
以下、本実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように、第１実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法は、放射性核種と白金属元素を含むガラス固化体１０を溶解させる溶解工程１２と、溶解させたガラス固化体１０から放射性核種を分離して回収する分離回収工程１４と、を含むことを特徴とする。 (First embodiment)
Hereinafter, this embodiment is described based on an accompanying drawing.
As shown in FIG. 1, the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the first embodiment includes a melting step 12 for dissolving the vitrified body 10 containing a radionuclide and a white metal element, and a dissolved vitrified body 10. And a separation and recovery step 14 for separating and recovering the radionuclide from the structure.

ガラス固化体１０は、高レベル放射性廃棄物を安定化処理のためガラス固化したものである。ガラス固化体１０には、Ｌｎ（ランタノイド）やＡｎ（アクチノイド）等の長寿命放射性核種、ＣｓやＳｒ等の短寿命放射性核種が含まれており、さらには白金属元素（Ｒｕ、Ｒｈ、Ｐｄ等）、希土類、Ｚｒ、Ｍｏ等の希少金属が含まれている。   The vitrified body 10 is obtained by vitrifying a high-level radioactive waste for stabilization treatment. The vitrified body 10 contains long-lived radionuclides such as Ln (lanthanoid) and An (actinoid), short-lived radionuclides such as Cs and Sr, and further white metal elements (Ru, Rh, Pd, etc.). ), Rare metals such as rare earths, Zr, and Mo.

粉砕工程１１は、処理対象となるガラス固化体１０の反応性を高めるため、ガラス固化体１０が細かく粉砕される。   In the crushing step 11, the vitrified glass 10 is finely crushed in order to increase the reactivity of the vitrified glass 10 to be processed.

フッ酸溶解工程１３は、細かく粉砕されたガラス固化体１０をフッ酸溶液に溶解させる。これにより、ガラス固化体１０のガラス成分が溶解される。   In the hydrofluoric acid dissolving step 13, the finely pulverized glass solidified body 10 is dissolved in a hydrofluoric acid solution. Thereby, the glass component of the glass solidification body 10 is melt | dissolved.

分離回収工程１４は、溶媒抽出工程１５と、電解還元工程１６と、吸着工程１７と、を有している。
溶媒抽出工程１５は、ガラス固化体１０が溶解されたフッ酸溶液中に抽出剤（ＣＭＰＯやＤＴＰＡ等）を注入して、溶媒抽出法により長寿命放射性核種であるＬｎ及びＡｎを分離回収する。なお、抽出剤とともに錯化剤（ＤＴＰＡやＥＤＴＡ等）を用いて溶媒抽出をすることにより、Ｌｎ及びＡｎのそれぞれを選択的に分離回収することができる。 The separation and recovery step 14 includes a solvent extraction step 15, an electrolytic reduction step 16, and an adsorption step 17.
In the solvent extraction step 15, an extraction agent (such as CMPO or DTPA) is injected into a hydrofluoric acid solution in which the vitrified body 10 is dissolved, and Ln and An, which are long-lived radionuclides, are separated and recovered by a solvent extraction method. In addition, each of Ln and An can be selectively separated and recovered by solvent extraction using a complexing agent (such as DTPA or EDTA) together with the extractant.

電解還元工程１６は、Ｌｎ及びＡｎ回収後に、フッ酸溶液内に電極を浸漬する。そして、電解還元により白金属元素を陰極に析出させて回収する。このとき、電解時間等を制御することによって、長寿命放射性核種であるＴｃ（テクネチウム）を析出回収することも可能である。   In the electrolytic reduction step 16, the electrode is immersed in a hydrofluoric acid solution after the recovery of Ln and An. Then, the white metal element is deposited on the cathode by electrolytic reduction and recovered. At this time, it is also possible to precipitate and collect Tc (technetium), which is a long-lived radionuclide, by controlling the electrolysis time and the like.

吸着工程１７は、白金族元素を回収した後、フッ酸溶液を吸着剤に通液することでＣｓ、Ｓｒ等の短寿命放射性核種を分離回収する。ここで用いる吸着剤としては、珪チタン酸や不溶性フェロシアン化物等が例示される。   In the adsorption step 17, after collecting the platinum group element, the hydrofluoric acid solution is passed through the adsorbent to separate and collect short-lived radionuclides such as Cs and Sr. Examples of the adsorbent used here include silicic acid and insoluble ferrocyanide.

このような方法により、長寿命放射性核種、短寿命放射性核種及び白金属元素のそれぞれを効率的に分離回収することができる。   By such a method, each of the long-lived radionuclide, the short-lived radionuclide and the white metal element can be efficiently separated and recovered.

そして、長寿命放射性核種のみを分離することにより、ガラス固化体１０から安定核種に核変換するための燃料を作成することが可能となるため、安全性が向上するとともに、廃棄物量及び処分場面積の軽減を図ることが可能となる。また、ガラス固化体１０から白金属元素を分離回収できるため、有用元素の資源化が可能となる。   And, by separating only the long-lived radionuclide, it becomes possible to create a fuel for nuclear conversion from the vitrified body 10 to a stable nuclide, so that safety is improved and the amount of waste and the area of the disposal site are improved. Can be reduced. Further, since the white metal element can be separated and recovered from the vitrified body 10, the useful elements can be made into resources.

（第２実施形態）
図２は、第２実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法の分離回収フローを示している。なお、図１と同一の構成には同一の符号を付して、重複する動作については説明を省略する。 (Second Embodiment)
FIG. 2 shows a separation and recovery flow of the method for separating nuclides of the vitrified body 10 according to the second embodiment. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the structure same as FIG. 1, and description is abbreviate | omitted about the overlapping operation | movement.

第２実施形態において第１実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法と異なる点は、溶解工程１２が高温下でガラス固化体１０をフッ素化し、ガラス固化体１０のフッ化物を気体中に溶解させるフッ素化工程１８を有し、分離回収工程１４がフッ化物を冷却して、沸点の差異により放射性核種のそれぞれを気液または気固分離する冷却工程１９を有する点である。   The difference between the second embodiment and the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the first embodiment is that the melting step 12 fluorinates the vitrified body 10 at a high temperature, and the fluoride of the vitrified body 10 is put into the gas. It has a fluorination step 18 for dissolving, and the separation and recovery step 14 has a cooling step 19 for cooling the fluoride and separating each of the radionuclides into gas-liquid or gas-solid according to the difference in boiling point.

フッ素化工程１８は、高温下でフッ化水素ガス及びフッ素ガスと反応させることでガラス固化体１０をフッ素化して、ガラス固化体１０のフッ化物を気体中に溶解させる。   In the fluorination step 18, the glass solidified body 10 is fluorinated by reacting with hydrogen fluoride gas and fluorine gas at a high temperature, and the fluoride of the glass solidified body 10 is dissolved in the gas.

ここで、気体中に溶解されたガラス固化体１０のフッ化物は、核種に応じて沸点が異なる。例えば、ＳｒＦ２（沸点：２４６０℃）、ＳｍＦ３（沸点：２３２３℃）、ＣｓＦ（沸点：１２５１℃）、ＡｌＦ３（沸点：１２６０℃）、ＴｃＦ６（沸点：５５．３℃）、ＳｉＦ４（沸点：−９５．５℃）、ＢＦ３（沸点：−１００．３℃）等となる。 Here, the boiling point of the fluoride of the glass solidified body 10 dissolved in the gas varies depending on the nuclide. For example, SrF 2 (boiling point: 2460 ° C.), SmF 3 (boiling point: 2323 ° C.), CsF (boiling point: 1251 ° C.), AlF 3 (boiling point: 1260 ° C.), TcF 6 (boiling point: 55.3 ° C.), SiF 4 (Boiling point: −95.5 ° C.), BF 3 (boiling point: −100.3 ° C.) and the like.

冷却工程１９は、核種に応じて沸点が異なる性質を利用して、気体を冷却していきながら、核種に応じた沸点に到達した時点で気液または気固分離を行う。つまり、沸点の違いによって、ガラス固化体１０のフッ化物に含まれる核種を順次分離して回収する。   The cooling step 19 performs gas-liquid or gas-solid separation when the boiling point corresponding to the nuclide is reached while cooling the gas using the property that the boiling point varies depending on the nuclide. That is, the nuclides contained in the fluoride of the vitrified body 10 are sequentially separated and recovered depending on the difference in boiling point.

このように、ガラス固化体１０をフッ素化して、冷却を行うことで核種を順次分離回収するという簡易な方法により、ガラス固化体１０に含まれる放射性核種を含む様々な核種を効率的に分離回収することができる。   In this way, various nuclides including radioactive nuclides contained in the vitrified body 10 are efficiently separated and recovered by a simple method of sequentially separating and recovering the nuclides by fluorinating the vitrified body 10 and cooling. can do.

（第３実施形態）
図３は、第３実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法の分離回収フローを示している。なお、図１と同一の構成には同一の符号を付して、重複する動作については説明を省略する。 (Third embodiment)
FIG. 3 shows a separation and recovery flow of the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the third embodiment. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the structure same as FIG. 1, and description is abbreviate | omitted about the overlapping operation | movement.

第３実施形態において第１実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法と異なる点は、溶解工程１２がガラス固化体１０を加熱して融解させる高温融解工程２０を有し、分離回収工程１４が融解されたガラス固化体１０に鉄を加えて溶融鉄にして、この溶融鉄に炭素を加えて還元させてガラス固化体１０のガラス成分を回収する炭素熱還元工程２１と、ガラス成分が回収された後の残渣に対してカルシウムを添加して還元させて、放射性核種のうち長寿命放射性核種を回収するＣａ還元工程２２と、を有する点である。   The third embodiment differs from the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the first embodiment in that the melting step 12 includes a high-temperature melting step 20 in which the vitrified body 10 is heated and melted, and the separation and recovery step 14. Is added to the molten glass vitrified body 10 to form molten iron, carbon is added to the molten iron and reduced to recover the glass component of the glass solidified body 10, and the glass component is recovered. And a Ca reduction step 22 for recovering the long-lived radionuclide out of the radionuclides by adding calcium to the residue after being reduced.

高温融解工程２０は、１９００℃以上の高温にすることによりガラス固化体１０を融解させる。
このとき、加熱に応じてガラス固化体１０中の酸素が失われることで、ガラス固化体１０中の白金族元素が還元される。これにより、白金族元素をガラス相から分離して回収することができる。また、沸点の低い核種（Ｃｓ、Ｓｒ等）は揮発するため、この揮発ガスを捕捉することで、Ｃｓ、Ｓｒ等の短寿命放射性核種を回収できる。 The high-temperature melting step 20 melts the vitrified body 10 by increasing the temperature to 1900 ° C. or higher.
At this time, the platinum group element in the glass solidified body 10 is reduced by losing oxygen in the glass solidified body 10 in response to heating. Thereby, the platinum group element can be separated and recovered from the glass phase. Moreover, since nuclides with low boiling points (Cs, Sr, etc.) are volatilized, short-lived radionuclides such as Cs, Sr can be recovered by capturing this volatile gas.

分離回収工程１４は、炭素熱還元工程２１と、Ｃａ還元工程２２と、を有している。
炭素熱還元工程２１は、融解されたガラス固化体１０に鉄を加えて溶融鉄にする。そして、この溶融鉄に炭素を加えて、ガラス固化体１０を炭素熱還元することにより、鉄中にＳｉＣが溶解される。このＳｉＣを分離することで、ガラス固化体１０の大部分を占めるガラス成分を回収することができる。 The separation and recovery process 14 includes a carbothermal reduction process 21 and a Ca reduction process 22.
In the carbothermal reduction step 21, iron is added to the molten glass solidified body 10 to form molten iron. And SiC is melt | dissolved in iron by adding carbon to this molten iron and carrying out the carbothermal reduction of the glass solidification body 10. FIG. By separating this SiC, the glass component occupying most of the glass solidified body 10 can be recovered.

Ｃａ還元工程２２は、ガラス成分が回収された後の残渣としてＬｎ及びＡｎの酸化物を回収する。そして、Ｌｎ及びＡｎの酸化物にカルシウムを添加して、Ｌｎ及びＡｎの酸化物を還元させて金属として回収する。   In the Ca reduction step 22, the oxides of Ln and An are recovered as a residue after the glass component is recovered. Then, calcium is added to the oxides of Ln and An, and the oxides of Ln and An are reduced and recovered as a metal.

このような方法により、長寿命放射性核種、短寿命放射性核種及び白金属元素のそれぞれを効率的に分離回収することができるとともに、ガラス固化体１０のガラス成分も分離回収することができる。   By such a method, each of the long-lived radionuclide, the short-lived radionuclide and the white metal element can be efficiently separated and recovered, and the glass component of the vitrified body 10 can also be separated and recovered.

（第４実施形態）
図４は、第４実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法の分離回収フローを示している。なお、図１と同一の構成には同一の符号を付して、重複する動作については説明を省略する。 (Fourth embodiment)
FIG. 4 shows a separation and recovery flow of the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the fourth embodiment. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the structure same as FIG. 1, and description is abbreviate | omitted about the overlapping operation | movement.

第４実施形態において第１実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法と異なる点は、溶解工程１２が溶融塩に投入されたガラス固化体１０を加熱して融解させるガラス融解工程２４を有し、分離回収工程１４が融解されたガラス固化体１０に還元剤を添加して還元させ、白金属元素と放射性核種のうち長寿命放射性核種とを回収する還元剤添加工程２５と、溶融塩中に沈殿剤を添加して、放射性核種のうち短寿命放射性核種を沈殿させて回収する沈殿工程２６と、を有する点である。   The fourth embodiment is different from the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the first embodiment in that the melting step 12 has a glass melting step 24 for heating and melting the vitrified body 10 charged in the molten salt. Then, a reducing agent is added to the vitrified glass 10 in which the separation and recovery step 14 has been melted and reduced, and a reducing agent addition step 25 for recovering the long-lived radionuclide out of the white metal element and the radionuclide, And a precipitation step 26 in which a short-lived radionuclide is precipitated and recovered from the radionuclide.

溶解工程１２は、溶融塩添加工程２３と、ガラス融解工程２４と、を有している。
溶融塩添加工程２３は、溶融塩中にガラス固化体１０を添加する。溶融塩として、塩化リチウム、塩化カリウム、塩化カルシウム、フッ化物リチウム、フッ化カリウム、フッ化カルシウム若しくはこれらの混合物等が例示される。 The melting step 12 includes a molten salt addition step 23 and a glass melting step 24.
In the molten salt addition step 23, the vitrified body 10 is added to the molten salt. Examples of the molten salt include lithium chloride, potassium chloride, calcium chloride, lithium fluoride, potassium fluoride, calcium fluoride, or a mixture thereof.

ガラス融解工程２４は、溶解工程１２が溶融塩に投入されたガラス固化体１０を加熱して融解させる。ガラス固化体１０に溶融塩を添加することにより、熱伝導性が向上するため、第３実施形態のようにガラス固化体１０を直接加熱して融解する場合と比較して、低温でガラス固化体１０を融解させることができる。   In the glass melting step 24, the glass solidified body 10 in which the melting step 12 is charged into the molten salt is heated and melted. Since the thermal conductivity is improved by adding the molten salt to the vitrified body 10, the vitrified body at a lower temperature than in the case where the vitrified body 10 is directly heated and melted as in the third embodiment. 10 can be melted.

分離回収工程１４は、還元剤添加工程２５と、沈殿工程２６と、を有している。
還元剤添加工程２５は、溶融塩中に投入され、融解されたガラス固化体１０に還元剤（塩化鉄、カルシウム等）を添加して還元させる。還元剤を用いることにより、第３実施形態と比較して、低温で反応を進めることができるため、気体の発生を伴わずに分離回収することができる。 The separation and recovery step 14 includes a reducing agent addition step 25 and a precipitation step 26.
In the reducing agent addition step 25, a reducing agent (iron chloride, calcium or the like) is added to the molten glass 10 which has been charged into the molten salt and reduced. By using a reducing agent, the reaction can proceed at a lower temperature than in the third embodiment, so that it can be separated and recovered without generating gas.

ガラス固化体１０中の酸化物が還元させることで、白金族元素、ガラス成分が還元して、溶融塩と金属成分とガラス成分に分離され、酸化物のＣｓ、Ｓｒ等が還元されて溶融塩に溶解する。これらを分取することで、白金族元素等の金属成分と溶融塩中の溶解成分とに分離することができる。このとき、ガラス成分として長寿命核種であるＬｎ及びＡｎの酸化物が分離回収できる。   By reducing the oxide in the vitrified body 10, the platinum group element and the glass component are reduced and separated into a molten salt, a metal component, and a glass component, and Cs, Sr, and the like of the oxide are reduced to obtain a molten salt. Dissolve in By separating these, it is possible to separate them into metal components such as platinum group elements and dissolved components in the molten salt. At this time, the oxides of Ln and An, which are long-lived nuclides, can be separated and recovered as glass components.

沈殿工程２６は、溶融塩中に沈殿剤を注入して、溶融塩中の溶解成分であるＣｓ、Ｓｒ等の短寿命放射性核種を沈殿させて回収する。なお、沈殿剤として、珪チタン酸や酸化チタン等が例示される。   In the precipitation step 26, a precipitant is injected into the molten salt to precipitate and collect short-lived radionuclides such as Cs and Sr that are dissolved components in the molten salt. Examples of the precipitating agent include silicic titanic acid and titanium oxide.

このような方法により、比較的低温環境下で、長寿命放射性核種、短寿命放射性核種及び白金属元素のそれぞれを効率的に分離回収することができる。   By such a method, each of the long-lived radionuclide, the short-lived radionuclide and the white metal element can be efficiently separated and recovered in a relatively low temperature environment.

（第５実施形態）
図５は、第５実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法の分離回収フローを示している。なお、図１と同一の構成には同一の符号を付して、重複する動作については説明を省略する。 (Fifth embodiment)
FIG. 5 shows a separation and recovery flow of the nuclide separation method for vitrified body 10 according to the fifth embodiment. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the structure same as FIG. 1, and description is abbreviate | omitted about the overlapping operation | movement.

第５実施形態において第１実施形態に係るガラス固化体１０の核種分離方法と異なる点は、溶解工程１２がガラス固化体１０を酸化物系溶融塩に溶融させる溶融塩溶解工程２７を有し、分離回収工程１４が酸化物系溶融塩に溶融せずに沈殿する白金属元素を回収する高温溶融塩回収工程２８と、酸化物系溶融塩を冷却して、放射性核種のうち長寿命放射性核種を沈殿させて分離する低温溶融塩回収工程２９と、酸化物系溶融塩に沈殿剤を添加して、放射性核種のうち短寿命放射性核種を沈殿させて回収する沈殿工程３０と、を有する点である。   The fifth embodiment differs from the nuclide separation method of the vitrified body 10 according to the first embodiment in that the melting step 12 includes a molten salt melting step 27 in which the vitrified body 10 is melted into an oxide-based molten salt. A high temperature molten salt recovery step 28 in which the separation and recovery step 14 recovers the white metal element that precipitates without melting into the oxide molten salt; and the oxide molten salt is cooled to convert the long-lived radionuclide among the radionuclides. A low-temperature molten salt recovery step 29 that precipitates and separates, and a precipitation step 30 that precipitates and collects short-lived radionuclides among the radionuclides by adding a precipitant to the oxide-based molten salt. .

溶融塩溶解工程２７は、ガラス固化体１０を高温の酸化物系溶融塩に溶融させる。なお、酸化系溶融塩として、酸化モリブデンとモリブデン酸ナトリウムとの混合塩であるモリブデン酸溶融塩、酸化タングステンとタングステン酸ナトリウムとの混合塩であるタングステン酸溶融塩等が例示される。なお、モリブデン酸溶融塩を用いた場合、ガラス固化体１０は１０００℃程度で溶融される。   In the molten salt melting step 27, the vitrified body 10 is melted into a high-temperature oxide-based molten salt. Examples of the oxidized molten salt include a molybdate molten salt that is a mixed salt of molybdenum oxide and sodium molybdate, a tungstic acid molten salt that is a mixed salt of tungsten oxide and sodium tungstate, and the like. In addition, when molybdic acid molten salt is used, the glass solidification body 10 is fuse | melted at about 1000 degreeC.

分離回収工程１４は、高温溶融塩回収工程２８と、低温溶融塩回収工程２９と、沈殿工程３０と、を有している。   The separation and recovery process 14 includes a high temperature molten salt recovery process 28, a low temperature molten salt recovery process 29, and a precipitation process 30.

高温溶融塩回収工程２８は、白金族元素は酸化物系溶融塩に溶融せずに沈殿するため、固液分離することで白金族元素を回収する。   In the high-temperature molten salt recovery step 28, the platinum group element is precipitated without being melted into the oxide-based molten salt, so that the platinum group element is recovered by solid-liquid separation.

低温溶融塩回収工程２９は、高温にした酸化物系溶融塩を冷却して、溶解度が低いＬｎ及びＭＡ（マイナーアクチノイド）が沈殿させる。これらを固液分離することでＬｎ及びＭＡが分離回収される。なお、モリブデン酸溶融塩を用いた場合７５０℃程度でＬｎ及びＭＡは沈殿する。   In the low-temperature molten salt recovery step 29, the high-temperature oxide-based molten salt is cooled to precipitate Ln and MA (minor actinides) having low solubility. By separating these from solid and liquid, Ln and MA are separated and recovered. In addition, when a molybdic acid molten salt is used, Ln and MA precipitate at about 750 ° C.

沈殿工程３０は、酸化物系溶融塩に沈殿剤（珪チタン酸や酸化チタン等）を添加する。そして、ＣｓやＳｒ等の短寿命放射性核種を沈殿させて、固液分離することでＣｓやＳｒ等の短寿命放射性核種を回収する。   In the precipitation step 30, a precipitant (such as silicotitanic acid or titanium oxide) is added to the oxide-based molten salt. Then, short-lived radionuclides such as Cs and Sr are precipitated, and short-lived radionuclides such as Cs and Sr are recovered by solid-liquid separation.

このような方法により、比較的低温環境下かつ簡易に、長寿命放射性核種、短寿命放射性核種及び白金属元素のそれぞれを効率的に分離回収することができる。   By such a method, each of the long-lived radionuclide, the short-lived radionuclide and the white metal element can be efficiently separated and recovered in a relatively low temperature environment and easily.

以上述べた各実施形態のガラス固化体の核種分離方法によれば、放射性核種と白金属元素を含むガラス固化体を溶解させて、溶解させたガラス固化体から放射性核種を分離して回収することにより、高レベル放射性廃棄物を含有するガラス固化体から放射性核種を効率的に分離回収することが可能となる。また、白金属元素等の有用元素についても分離回収可能となる。   According to the nuclide separation method of the vitrified body of each embodiment described above, the radionuclide containing the radionuclide and the white metal element is dissolved, and the radionuclide is separated and recovered from the dissolved vitrified body. Thus, it is possible to efficiently separate and recover the radionuclide from the vitrified material containing the high-level radioactive waste. In addition, useful elements such as white metal elements can be separated and recovered.

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。例えば、溶解工程として塩素溶解、還元溶解、或いはアルカリ溶解、分離回収工程としてイオンクロマト法、凝集分離、或いはフィルタ分離等を適宜用いることができる。   Although several embodiments of the present invention have been described, these embodiments are presented by way of example and are not intended to limit the scope of the invention. These novel embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope and gist of the invention, and are included in the invention described in the claims and the equivalents thereof. For example, chlorine dissolution, reduction dissolution, or alkali dissolution can be used as the dissolution step, and ion chromatography, aggregation separation, filter separation, or the like can be used as appropriate for the separation and recovery step.

１０ ガラス固化体
１１ 粉砕工程
１２ 溶解工程
１３ フッ酸溶解工程
１４ 分離回収工程
１５ 溶媒抽出工程
１６ 電解還元工程
１７ 吸着工程
１８ フッ素化工程
１９ 冷却工程
２０ 高温融解工程
２１ 炭素熱還元工程
２２ Ｃａ還元工程
２４ ガラス融解工程
２５ 還元剤添加工程
２６ 沈殿工程
２７ 溶融塩溶解工程
２８ 高温溶融塩回収工程
２９ 低温溶融塩回収工程
３０ 沈殿工程 DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 Vitrified body 11 Crushing process 12 Dissolution process 13 Hydrofluoric acid dissolution process 14 Separation and recovery process 15 Solvent extraction process 16 Electrolytic reduction process 17 Adsorption process 18 Fluorination process 19 Cooling process 20 High-temperature melting process 21 Carbon thermal reduction process 22 Ca reduction process 24 Glass melting step 25 Reducing agent addition step 26 Precipitation step 27 Molten salt dissolution step 28 High temperature molten salt recovery step 29 Low temperature molten salt recovery step 30 Precipitation step

Claims (6)

放射性核種と白金属元素とを含むガラス固化体を溶解させる溶解工程と、
溶解させた前記ガラス固化体から前記放射性核種を分離して回収する分離回収工程と、を含むことを特徴とするガラス固化体の核種分離方法。 A melting step of dissolving a vitrified body containing a radionuclide and a white metal element;
A separation and recovery step of separating and recovering the radionuclide from the melted vitrified material. 前記溶解工程は、前記ガラス固化体をフッ酸溶液に溶解させるフッ酸溶解工程を有し、
前記分離回収工程は、溶媒抽出法により前記放射性核種のうち長寿命放射性核種を回収する溶媒抽出工程と、
電解還元により前記白金属元素を析出回収する電解還元工程と、
吸着剤を用いて前記放射性核種のうち短寿命放射性核種を吸着回収する吸着工程と、を有することを特徴とする請求項１に記載のガラス固化体の核種分離方法。 The dissolving step includes a hydrofluoric acid dissolving step of dissolving the vitrified body in a hydrofluoric acid solution,
The separation and recovery step includes a solvent extraction step of recovering a long-lived radionuclide among the radionuclides by a solvent extraction method,
An electrolytic reduction step of depositing and recovering the white metal element by electrolytic reduction;
An adsorbing step of adsorbing and recovering a short-lived radionuclide out of the radionuclides using an adsorbent. 前記溶解工程は、高温下で前記ガラス固化体をフッ素化し、前記ガラス固化体のフッ化物を気体中に溶解させるフッ素化工程を有し、
前記分離回収工程は、前記フッ化物を冷却して、沸点の差異により前記放射性核種のそれぞれを気液または気固分離する冷却工程を有することを特徴とする請求項１に記載のガラス固化体の核種分離方法。 The melting step has a fluorination step of fluorinating the vitrified body at a high temperature and dissolving the fluoride of the vitrified body in a gas,
2. The vitrified glass body according to claim 1, wherein the separation and recovery step includes a cooling step of cooling the fluoride and gas-liquid or gas-solid-separates each of the radionuclides according to a difference in boiling points. Nuclide separation method. 前記溶解工程は、前記ガラス固化体を加熱して融解させる高温融解工程を有し、
前記分離回収工程は、融解された前記ガラス固化体に鉄を加えて溶融鉄にして、この溶融鉄に炭素を加えて還元させて、前記ガラス固化体のガラス成分を回収する炭素熱還元工程と、
前記ガラス成分が回収された後の残渣に対してカルシウムを添加して還元させて、前記放射性核種のうち長寿命放射性核種を回収するＣａ還元工程と、を有することを特徴とする請求項１に記載のガラス固化体の核種分離方法。 The melting step includes a high-temperature melting step for melting the glass solid body by heating,
The separation and recovery step is a carbothermal reduction step in which iron is added to the molten glass solidified body to form molten iron, carbon is added to the molten iron and reduced, and the glass component of the glass solidified body is recovered. ,
A Ca reduction step of recovering a long-lived radionuclide from the radionuclide by adding calcium to the residue after the glass component is recovered and reducing the calcium component. The nuclide separation method of the vitrified body as described. 前記溶解工程は、溶融塩に投入された前記ガラス固化体を加熱して融解させるガラス融解工程を有し、
前記分離回収工程は、融解された前記ガラス固化体に還元剤を添加して還元させ、前記白金属元素と前記放射性核種のうち長寿命放射性核種とを回収する還元剤添加工程と、
前記溶融塩中に沈殿剤を添加して、前記放射性核種のうち短寿命放射性核種を沈殿させて回収する沈殿工程と、を有することを特徴とする請求項１に記載のガラス固化体の核種分離方法。 The melting step has a glass melting step of heating and melting the vitrified body charged into the molten salt,
In the separation and recovery step, a reducing agent is added to the melted vitrified body for reduction, and a reducing agent addition step for recovering the long-lived radionuclide out of the white metal element and the radionuclide,
A precipitation step of adding a precipitating agent to the molten salt to precipitate and recover a short-lived radionuclide out of the radionuclides, and separating the nuclide of the vitrified body according to claim 1 Method. 前記溶解工程は、前記ガラス固化体を酸化物系溶融塩に溶融させる溶融塩溶解工程を有し、
前記分離回収工程は、前記酸化物系溶融塩に溶融せずに沈殿する前記白金属元素を回収する高温溶融塩回収工程と、
前記酸化物系溶融塩を冷却して、前記放射性核種のうち長寿命放射性核種を沈殿させて分離する低温溶融塩回収工程と、
前記酸化物系溶融塩に沈殿剤を添加して、前記放射性核種のうち短寿命放射性核種を沈殿させて回収する沈殿工程と、を有することを特徴とする請求項１に記載のガラス固化体の核種分離方法。 The melting step includes a molten salt dissolving step of melting the vitrified body into an oxide-based molten salt,
The separation and recovery step is a high-temperature molten salt recovery step of recovering the white metal element that precipitates without melting in the oxide-based molten salt;
A low-temperature molten salt recovery step of cooling the oxide-based molten salt and precipitating and separating long-lived radionuclides from the radionuclides;
A precipitation step of adding a precipitant to the oxide-based molten salt to precipitate and recover a short-lived radionuclide of the radionuclides, and collecting the vitrified body according to claim 1, Nuclide separation method.
JP2014112564A 2014-05-30 2014-05-30 Radionuclide separation method for vitrified material Active JP6513909B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2014112564A JP6513909B2 (en) 2014-05-30 2014-05-30 Radionuclide separation method for vitrified material

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2014112564A JP6513909B2 (en) 2014-05-30 2014-05-30 Radionuclide separation method for vitrified material

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2015227780A true JP2015227780A (en) 2015-12-17
JP6513909B2 JP6513909B2 (en) 2019-05-15

Family

ID=54885333

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2014112564A Active JP6513909B2 (en) 2014-05-30 2014-05-30 Radionuclide separation method for vitrified material

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP6513909B2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016090341A (en) * 2014-10-31 2016-05-23 株式会社東芝 Decomposition method for solidified glass body

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61223600A (en) * 1985-01-30 1986-10-04 ケルンフオルシユングスツエントルム・カ−ルスル−エ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング Method of separating cesium ion from aqueous solution
US4790960A (en) * 1985-01-17 1988-12-13 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Process for the stripping of cesium ions from aqueous solutions
JPH09257985A (en) * 1996-03-27 1997-10-03 Toshiba Corp Reprocessing method for spent fuel
JP2000227497A (en) * 1999-02-04 2000-08-15 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects Separation recovery method of platinum group element, technetium, tellurium and selenium
JP2007303932A (en) * 2006-05-10 2007-11-22 Japan Atomic Energy Agency Method for dry reprocessing of spent oxide fuel
JP2011128083A (en) * 2009-12-18 2011-06-30 Central Res Inst Of Electric Power Ind Method for preparing sample for observing insoluble substance of platinum group element inside solidified glass body
JP2011169888A (en) * 2010-01-20 2011-09-01 Japan Atomic Energy Agency METHOD OF MUTUAL SEPARATION BETWEEN Am, Cm AND Sm, Eu, Gd WITH CONCOMITANT USE OF N, N, N', N'-TETRAALKYL-3,6-DIOXAOCTANE-1,8-DIAMIDE (DOODA) AND TADGA (N,N,N',N'-TETRAALKYL-DIGLYCOL AMIDE)
JP2012047546A (en) * 2010-08-26 2012-03-08 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Fluorination device, fluorination method and reprocessing method for nuclear fuel material
WO2013118695A1 (en) * 2012-02-06 2013-08-15 鳥取県 Method for separating heavy metal from glass
JP2014066647A (en) * 2012-09-26 2014-04-17 National Institute Of Advanced Industrial & Technology Treatment method and treatment system for radioactive materials

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4790960A (en) * 1985-01-17 1988-12-13 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Process for the stripping of cesium ions from aqueous solutions
JPS61223600A (en) * 1985-01-30 1986-10-04 ケルンフオルシユングスツエントルム・カ−ルスル−エ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング Method of separating cesium ion from aqueous solution
JPH09257985A (en) * 1996-03-27 1997-10-03 Toshiba Corp Reprocessing method for spent fuel
JP2000227497A (en) * 1999-02-04 2000-08-15 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects Separation recovery method of platinum group element, technetium, tellurium and selenium
JP2007303932A (en) * 2006-05-10 2007-11-22 Japan Atomic Energy Agency Method for dry reprocessing of spent oxide fuel
JP2011128083A (en) * 2009-12-18 2011-06-30 Central Res Inst Of Electric Power Ind Method for preparing sample for observing insoluble substance of platinum group element inside solidified glass body
JP2011169888A (en) * 2010-01-20 2011-09-01 Japan Atomic Energy Agency METHOD OF MUTUAL SEPARATION BETWEEN Am, Cm AND Sm, Eu, Gd WITH CONCOMITANT USE OF N, N, N', N'-TETRAALKYL-3,6-DIOXAOCTANE-1,8-DIAMIDE (DOODA) AND TADGA (N,N,N',N'-TETRAALKYL-DIGLYCOL AMIDE)
JP2012047546A (en) * 2010-08-26 2012-03-08 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Fluorination device, fluorination method and reprocessing method for nuclear fuel material
WO2013118695A1 (en) * 2012-02-06 2013-08-15 鳥取県 Method for separating heavy metal from glass
JP2014066647A (en) * 2012-09-26 2014-04-17 National Institute Of Advanced Industrial & Technology Treatment method and treatment system for radioactive materials

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"放射性廃棄物処分における可逆性と回収可能性 パート１", [ONLINE], JPN6017048851, 12 November 2002 (2002-11-12), JP, pages 1 - 6, ISSN: 0003863644 *
野村茂雄: "放射性廃棄物処分に関する研究開発について", [ONLINE], JPN6017048850, 12 February 2014 (2014-02-12), JP, pages 1 - 20, ISSN: 0003863645 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016090341A (en) * 2014-10-31 2016-05-23 株式会社東芝 Decomposition method for solidified glass body

Also Published As

Publication number Publication date
JP6513909B2 (en) 2019-05-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Song et al. Status of pyroprocessing technology development in Korea
Yoo et al. A conceptual study of pyroprocessing for recovering actinides from spent oxide fuels
Dutta et al. Extraction of nuclear and non-ferrous metals
JP5710442B2 (en) Processing method of core melt
JP6038585B2 (en) Processing method of radioactive material
US8867692B2 (en) Systems and methods for treating material
Laidler et al. Chemical partitioning technologies for an ATW system
WO2015059777A1 (en) Method for separating actinide and device for treating spent fuel
McFarlane et al. Review of hazards associated with molten salt reactor fuel processing operations
JP2004233066A (en) Reprocessing method for spent nuclear fuel
JPH03123896A (en) Recovery of actinides
JP6513909B2 (en) Radionuclide separation method for vitrified material
RU2537969C1 (en) Method of recovering nuclear fuel material
JP3342968B2 (en) Reprocessing of spent fuel
Uozumi et al. Recovery of transuranium elements from real high-level liquid waste by pyropartitioning process
JP3823593B2 (en) Method for reprocessing spent nuclear fuel and method for reprocessing spent nuclear fuel
JP2016114414A (en) Separation removal method for toxic elements contained in radioactive waste liquid
JP5017069B2 (en) Reprocessing of spent fuel
JP5065163B2 (en) Method for recycling uranium from spent nuclear fuel
JP6316168B2 (en) Decomposition method of vitrified body
JP5409553B2 (en) Nuclear fuel material fluorination apparatus, fluorination method and reprocessing method
JP2016161422A (en) Method for processing activated concrete
JP6622627B2 (en) Method for recovering rare metal from rare metal-containing glass
JP2014132249A (en) Cesium extraction method
JP2019215299A (en) Insoluble residue processing process

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20170213

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20171114

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20171127

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711

Effective date: 20171128

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20180116

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20180316

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20180828

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20181025

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: 20190312

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20190411

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6513909

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150