JP2529457B2 - 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 - Google Patents
硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法Info
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- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
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Description
この発明は、使用済核燃料の再処理プロセスあるいは
核燃料製造での湿式回収プロセスで生成される硝酸プル
トニウム溶液を効果的に濃縮するための方法に関するも
のである。
核燃料製造での湿式回収プロセスで生成される硝酸プル
トニウム溶液を効果的に濃縮するための方法に関するも
のである。
硝酸プルトニウム溶液の濃縮は、従来から蒸発缶を用
いて加熱蒸留することにより行われている。しかしなが
ら、かような加熱蒸留法においては以下のような欠点が
ある。 １）高温加熱するため蒸発缶の腐食が生じる。 ２）蒸発缶腐食により硝酸プルトニウム溶液中に蒸発缶
材料が溶出し、不純物が混入する。 ３）加熱により硝酸プルトニウム溶液中の硝酸も濃縮さ
れるため、蒸発缶の腐食がさらに促進されるとともに、
濃縮工程の後に酸濃度を調整する工程が必要となる。 ４）高温加熱を施すため、火災や爆発が起こる危険性が
ある。 一方、硝酸プルトニウム溶液を凍結真空乾燥する方法
も提案されている（例えば特開平１−316695号）。この
方法は、硝酸プルトニウム溶液全体を凍結させた後、昇
華する蒸発物質（水や硝酸）を昇華させて凝縮液とする
とともに、昇華しない残渣として硝酸プルトニウムを濃
縮・回収するものである。しかしこの方法は、冷却・凍
結・昇華・凝縮の一連の工程を行なえる凍結真空乾燥装
置を使用しなければならないため、処理能力が小さく、
煩雑な操作が必要となる。
いて加熱蒸留することにより行われている。しかしなが
ら、かような加熱蒸留法においては以下のような欠点が
ある。 １）高温加熱するため蒸発缶の腐食が生じる。 ２）蒸発缶腐食により硝酸プルトニウム溶液中に蒸発缶
材料が溶出し、不純物が混入する。 ３）加熱により硝酸プルトニウム溶液中の硝酸も濃縮さ
れるため、蒸発缶の腐食がさらに促進されるとともに、
濃縮工程の後に酸濃度を調整する工程が必要となる。 ４）高温加熱を施すため、火災や爆発が起こる危険性が
ある。 一方、硝酸プルトニウム溶液を凍結真空乾燥する方法
も提案されている（例えば特開平１−316695号）。この
方法は、硝酸プルトニウム溶液全体を凍結させた後、昇
華する蒸発物質（水や硝酸）を昇華させて凝縮液とする
とともに、昇華しない残渣として硝酸プルトニウムを濃
縮・回収するものである。しかしこの方法は、冷却・凍
結・昇華・凝縮の一連の工程を行なえる凍結真空乾燥装
置を使用しなければならないため、処理能力が小さく、
煩雑な操作が必要となる。
そこでこの発明の目的は、上述した従来の加熱蒸留お
よび凍結真空乾燥による硝酸プルトニウム溶液の濃縮方
法の有する欠点を解消でき、安全で効率のよい硝酸プル
トニウム溶液の濃縮方法を提供することである。
よび凍結真空乾燥による硝酸プルトニウム溶液の濃縮方
法の有する欠点を解消でき、安全で効率のよい硝酸プル
トニウム溶液の濃縮方法を提供することである。
すなわちこの発明による硝酸プルトニウムの濃縮方法
は、硝酸プルトニウム溶液を−60〜−40℃で冷却するこ
とによって、主として水および硝酸からなる凍結体を生
成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮された硝酸
プルトニウム溶液を濾液として回収することを特徴とす
るものである。
は、硝酸プルトニウム溶液を−60〜−40℃で冷却するこ
とによって、主として水および硝酸からなる凍結体を生
成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮された硝酸
プルトニウム溶液を濾液として回収することを特徴とす
るものである。
硝酸プルトニウムの硝酸に対する溶解度は−60℃程度
の低温においても高く、そのため硝酸プルトニウム溶液
をこの程度の低温に冷却すると、水と硝酸が比較的早期
に晶析してくるとともに、硝酸プルトニウムは実質的に
凍結せずに溶液状態として残留するため、溶液中の硝酸
プルトニウムのの濃度が徐々に高められる。このように
して形成された主として水や硝酸の凍結体を濾過分離す
れば、硝酸プルトニウム濃度が上昇した濾液が得られ
る。これによって、硝酸濃度を比較的上昇させずに、硝
酸プルトニウムのみを濃縮することができる。
の低温においても高く、そのため硝酸プルトニウム溶液
をこの程度の低温に冷却すると、水と硝酸が比較的早期
に晶析してくるとともに、硝酸プルトニウムは実質的に
凍結せずに溶液状態として残留するため、溶液中の硝酸
プルトニウムのの濃度が徐々に高められる。このように
して形成された主として水や硝酸の凍結体を濾過分離す
れば、硝酸プルトニウム濃度が上昇した濾液が得られ
る。これによって、硝酸濃度を比較的上昇させずに、硝
酸プルトニウムのみを濃縮することができる。
添付図面はこの発明の方法の好ましい実施例を示す工
程図である。 使用済核燃料再処理プロセス、あるいは核燃料製造の
湿式回収プロセス等で得られた低濃度の硝酸プルトニウ
ム溶液１を、冷却器２で−60〜−40℃の温度に冷却す
る。これによって、冷却器内で主として水および硝酸の
凍結体が生じる。次いで冷却器内の溶液／凍結体混合物
を、予め冷却して低温にしておいた濾過器３へ導入し、
ここで凍結体４を溶液から濾別して、濾液は高濃度硝酸
プルトニウム溶液５として回収する。 濾過器３での凍結体の分離濾過に際しては、吸引濾過
や加圧濾過の方法を採用することができる。 濾別された水および硝酸の凍結体４は融解６され、融
解の際の熱を熱交換器７に通すことによって、冷却器の
冷却に使用することができる。一方、融解により生成す
る硝酸液は、燃料再処理プロセスや湿式回収プロセスに
循環して再利用８することができる。 実験結果の１例を挙げると、プルトニウム濃度118g/
、硝酸濃度2.7Mの硝酸プルトニウム溶液を−45℃で２
時間静置することによって、溶液中にシャーベット状の
凍結体が生成した。この凍結体を吸引濾過により分離し
た後の濾液は、プルトニウム濃度139g/、硝酸濃度2.5
Mとなり、プルトニウム濃度は約1.18倍に濃縮された。
程図である。 使用済核燃料再処理プロセス、あるいは核燃料製造の
湿式回収プロセス等で得られた低濃度の硝酸プルトニウ
ム溶液１を、冷却器２で−60〜−40℃の温度に冷却す
る。これによって、冷却器内で主として水および硝酸の
凍結体が生じる。次いで冷却器内の溶液／凍結体混合物
を、予め冷却して低温にしておいた濾過器３へ導入し、
ここで凍結体４を溶液から濾別して、濾液は高濃度硝酸
プルトニウム溶液５として回収する。 濾過器３での凍結体の分離濾過に際しては、吸引濾過
や加圧濾過の方法を採用することができる。 濾別された水および硝酸の凍結体４は融解６され、融
解の際の熱を熱交換器７に通すことによって、冷却器の
冷却に使用することができる。一方、融解により生成す
る硝酸液は、燃料再処理プロセスや湿式回収プロセスに
循環して再利用８することができる。 実験結果の１例を挙げると、プルトニウム濃度118g/
、硝酸濃度2.7Mの硝酸プルトニウム溶液を−45℃で２
時間静置することによって、溶液中にシャーベット状の
凍結体が生成した。この凍結体を吸引濾過により分離し
た後の濾液は、プルトニウム濃度139g/、硝酸濃度2.5
Mとなり、プルトニウム濃度は約1.18倍に濃縮された。
以上説明したこの発明によれば、以下のような効果を
得ることができる。 １）低温処理であるため、従来の加熱蒸留による濃縮方
法に比べて火災や爆発の危険のない安全性の高い方法を
提供できる。 ２）低温処理のため設備の材料腐食が抑制される。その
結果、設備の長期安定運転が可能となり、経済性の向上
が図れる。 ３）材料腐食が抑制されるため、材料の溶出による不純
物混入が防止できる。 ４）溶液中の硝酸濃度は比較的上昇しないため、濃縮処
理後の硝酸濃度調整行程が簡略化される。 ５）凍結体の融解熱を冷却器の熱交換に使用することに
よって、エネルギーの省力化が図れる。 ６）従来の凍結真空乾燥による濃縮方法のように、硝酸
プルトニウム溶液全体を凍結させた後、昇華させる必要
がなく、溶液中に生成するシャーベット状の凍結体を濾
過して濾液と凍結体とを分離するという簡単な操作によ
り硝酸プルトニウムの濃縮を行うことができる。
得ることができる。 １）低温処理であるため、従来の加熱蒸留による濃縮方
法に比べて火災や爆発の危険のない安全性の高い方法を
提供できる。 ２）低温処理のため設備の材料腐食が抑制される。その
結果、設備の長期安定運転が可能となり、経済性の向上
が図れる。 ３）材料腐食が抑制されるため、材料の溶出による不純
物混入が防止できる。 ４）溶液中の硝酸濃度は比較的上昇しないため、濃縮処
理後の硝酸濃度調整行程が簡略化される。 ５）凍結体の融解熱を冷却器の熱交換に使用することに
よって、エネルギーの省力化が図れる。 ６）従来の凍結真空乾燥による濃縮方法のように、硝酸
プルトニウム溶液全体を凍結させた後、昇華させる必要
がなく、溶液中に生成するシャーベット状の凍結体を濾
過して濾液と凍結体とを分離するという簡単な操作によ
り硝酸プルトニウムの濃縮を行うことができる。
添付図面はこの発明の好ましい実施例を示す工程図であ
る。
る。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平１−316694（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−316695（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−205398（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−78698（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】硝酸プルトニウム溶液を−60〜−40℃で冷
却することによって、主として水および硝酸からなる凍
結体を生成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮さ
れた硝酸プルトニウム溶液を濾液として回収することを
特徴とする硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法。 - 【請求項２】濾過分離した凍結体を融解させ、融解熱を
熱交換器を介して冷却工程に使用することを特徴とする
請求項１記載の低温濃縮方法。 - 【請求項３】凍結体の濾過分離工程を吸引濾過または加
圧濾過により行うことを特徴とする請求項１記載の低温
濃縮方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26337890A JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
| US07/748,067 US5223233A (en) | 1990-10-01 | 1991-08-21 | Method of concentrating plutonium nitrate solution at low temperature |
| FR9111550A FR2667434B1 (fr) | 1990-10-01 | 1991-09-19 | Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. |
| DE19914132728 DE4132728C2 (de) | 1990-10-01 | 1991-10-01 | Verfahren zum Konzentrieren einer niedrig konzentrierten Plutoniumnitratlösung |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26337890A JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04140697A JPH04140697A (ja) | 1992-05-14 |
| JP2529457B2 true JP2529457B2 (ja) | 1996-08-28 |
Family
ID=17388660
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP26337890A Expired - Lifetime JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5223233A (ja) |
| JP (1) | JP2529457B2 (ja) |
| DE (1) | DE4132728C2 (ja) |
| FR (1) | FR2667434B1 (ja) |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3949048A (en) * | 1950-07-24 | 1976-04-06 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Separation by solvent extraction |
| DE1220048B (de) * | 1960-10-21 | 1966-06-30 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum UEberfuehren von radioaktiven Stoffen in eine lager- und transportfaehige Dauerform |
| DE3408029A1 (de) * | 1984-03-05 | 1985-09-12 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur chargenweisen feinreinigung von in einem wiederaufarbeitungsprozess fuer bestrahlte kernbrenn- und/oder brutstoffe rueckzugewinnendem uran oder plutonium |
| JPH0769465B2 (ja) * | 1988-06-17 | 1995-07-31 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
| JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
| JPH073472B2 (ja) * | 1988-09-05 | 1995-01-18 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 使用済溶媒の処理法 |
| JP2743505B2 (ja) * | 1989-08-22 | 1998-04-22 | 三菱マテリアル株式会社 | 使用済核燃料の再処理方法 |
-
1990
- 1990-10-01 JP JP26337890A patent/JP2529457B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-08-21 US US07/748,067 patent/US5223233A/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-09-19 FR FR9111550A patent/FR2667434B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1991-10-01 DE DE19914132728 patent/DE4132728C2/de not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE4132728C2 (de) | 1996-12-12 |
| DE4132728A1 (de) | 1992-04-09 |
| FR2667434A1 (fr) | 1992-04-03 |
| JPH04140697A (ja) | 1992-05-14 |
| FR2667434B1 (fr) | 1994-10-21 |
| US5223233A (en) | 1993-06-29 |
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