JP2941742B2 - 使用済核燃料の乾式再処理方法 - Google Patents
使用済核燃料の乾式再処理方法Info
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- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
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Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は使用済核燃料の乾式
再処理方法、すなわちウラン及び／又は超ウラン元素を
再処理回収するための溶融塩電解精製法による使用済核
燃料の再処理方法に関する。
再処理方法、すなわちウラン及び／又は超ウラン元素を
再処理回収するための溶融塩電解精製法による使用済核
燃料の再処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、原子力発電所から発生する使用済
核燃料を再処理して、核燃料成分などの有効な成分を分
離精製し回収する技術としては、例えば現在広く商業用
の再処理法として利用されているピュレックス法があ
る。このピュレックス法はＵＯ2その他の酸化物を硝酸
水溶液にて溶解し、共除染、Ｕ−Ｐｕ分配、Ｐｕ精製、
Ｕ精製を行う工程によって構成されている。
核燃料を再処理して、核燃料成分などの有効な成分を分
離精製し回収する技術としては、例えば現在広く商業用
の再処理法として利用されているピュレックス法があ
る。このピュレックス法はＵＯ2その他の酸化物を硝酸
水溶液にて溶解し、共除染、Ｕ−Ｐｕ分配、Ｐｕ精製、
Ｕ精製を行う工程によって構成されている。
【０００３】しかしながら、上述したピュレックス法に
よると、それぞれの工程でＵ−Ｐｕの分配および精製、
核分裂生成物（ＦＰ）の分離に数多くの抽出段数を必要
とする上、抽出に用いる水溶液およびリン酸トリｎ−ブ
チル（ＴＢＰ）と呼ばれる有機溶媒は中性子の減速材と
して作用するため核的臨界上の制限が厳しい。また、Ｔ
ＢＰは放射線によって分解されるため廃棄物発生量が増
大する。
よると、それぞれの工程でＵ−Ｐｕの分配および精製、
核分裂生成物（ＦＰ）の分離に数多くの抽出段数を必要
とする上、抽出に用いる水溶液およびリン酸トリｎ−ブ
チル（ＴＢＰ）と呼ばれる有機溶媒は中性子の減速材と
して作用するため核的臨界上の制限が厳しい。また、Ｔ
ＢＰは放射線によって分解されるため廃棄物発生量が増
大する。
【０００４】そこで、近年、高速増殖炉発電プラントで
生ずる使用済核燃料を乾式再処理して、使用済核燃料中
に含まれるウラン、もしくはウラン−超ウラン元素（以
下、超ウラン元素を「ＴＲＵ」という）系の有用な核燃
料成分を濃縮回収し、かつ不要な核分裂生成物を分離す
る手段として、溶融塩電解精製法が試みられている。す
なわち、溶融状態のカドミウム相を陽極とし、この溶融
カドミウム相中に溶解・含有した使用済核核燃料を、例
えば塩化カリウム（ＫＣｌ）−塩化リチウム（ＬｉＣ
ｌ）などの溶融塩相を電解質として、溶融塩中に設置さ
れた固体陰極に電解析出させ、使用済核燃料に含まれる
ウランを陰極析出させ、引き続き混在しているＴＲＵを
陰極析出物として回収する手段が注目されている。
生ずる使用済核燃料を乾式再処理して、使用済核燃料中
に含まれるウラン、もしくはウラン−超ウラン元素（以
下、超ウラン元素を「ＴＲＵ」という）系の有用な核燃
料成分を濃縮回収し、かつ不要な核分裂生成物を分離す
る手段として、溶融塩電解精製法が試みられている。す
なわち、溶融状態のカドミウム相を陽極とし、この溶融
カドミウム相中に溶解・含有した使用済核核燃料を、例
えば塩化カリウム（ＫＣｌ）−塩化リチウム（ＬｉＣ
ｌ）などの溶融塩相を電解質として、溶融塩中に設置さ
れた固体陰極に電解析出させ、使用済核燃料に含まれる
ウランを陰極析出させ、引き続き混在しているＴＲＵを
陰極析出物として回収する手段が注目されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上述の乾式再処理法に
より、使用済核燃料を再処理した場合、大部分のウラン
は固体陰極に析出するが、固体陰極に析出しなかったウ
ラン及び／又はＴＲＵ（以下、ウラン及び／又はＴＲＵ
を「ウラン等」という）は、最終的に金属の形態で溶融
カドミウム中に溶け込むようになっているため、これを
再度燃料として使用するには、カドミウムから分離する
必要がある。また、分離したウラン及びＴＲＵ系金属を
酸化物燃料とするためには、これを酸化しなければなら
ないが、金属ウラン、ＴＲＵ系金属であるプルトニウム
を例えばＡｒガスで希釈された酸素ガスで酸化させる固
体酸化反応（３Ｕ＋４Ｏ2→Ｕ3Ｏ8，Ｐｕ＋Ｏ2→ＰｕＯ
2）は過激であるため、金属の発火が生じるおそれもあ
り、また金属ウラン、プルトニウムの内部が酸化されに
くいという問題があった。
より、使用済核燃料を再処理した場合、大部分のウラン
は固体陰極に析出するが、固体陰極に析出しなかったウ
ラン及び／又はＴＲＵ（以下、ウラン及び／又はＴＲＵ
を「ウラン等」という）は、最終的に金属の形態で溶融
カドミウム中に溶け込むようになっているため、これを
再度燃料として使用するには、カドミウムから分離する
必要がある。また、分離したウラン及びＴＲＵ系金属を
酸化物燃料とするためには、これを酸化しなければなら
ないが、金属ウラン、ＴＲＵ系金属であるプルトニウム
を例えばＡｒガスで希釈された酸素ガスで酸化させる固
体酸化反応（３Ｕ＋４Ｏ2→Ｕ3Ｏ8，Ｐｕ＋Ｏ2→ＰｕＯ
2）は過激であるため、金属の発火が生じるおそれもあ
り、また金属ウラン、プルトニウムの内部が酸化されに
くいという問題があった。
【０００６】また、金属ウラン、プルトニウムをその融
点以上（ウランの融点は１１３３℃、プルトニウムの融
点は６３９．５℃）で溶融させて液体状の金属に、アル
ゴンガスで希釈された酸素ガスで酸化させる液体酸化方
法もあるが、この場合には、溶融温度（１１３３℃以
上）が高いため、操作が難しいという問題があった。
点以上（ウランの融点は１１３３℃、プルトニウムの融
点は６３９．５℃）で溶融させて液体状の金属に、アル
ゴンガスで希釈された酸素ガスで酸化させる液体酸化方
法もあるが、この場合には、溶融温度（１１３３℃以
上）が高いため、操作が難しいという問題があった。
【０００７】また、金属ウラン、プルトニウムを溶融温
度以上で溶融させて、液滴にして酸素ガス中に滴下する
液滴酸化方法もあるが、やはり操作が煩雑である。
度以上で溶融させて、液滴にして酸素ガス中に滴下する
液滴酸化方法もあるが、やはり操作が煩雑である。
【０００８】また、アルゴンガスで希釈した水蒸気と金
属ウラン、プルトニウムと反応させる水蒸気法（Ｕ＋２
Ｈ2Ｏ→ＵＯ2＋２Ｈ2，Ｐｕ＋２Ｈ2Ｏ→ＰｕＯ2＋２
Ｈ2）もあるが、酸化反応後に、水素ガスが発生するた
め、その処理装置が必要になり、装置構成が煩雑にな
る。
属ウラン、プルトニウムと反応させる水蒸気法（Ｕ＋２
Ｈ2Ｏ→ＵＯ2＋２Ｈ2，Ｐｕ＋２Ｈ2Ｏ→ＰｕＯ2＋２
Ｈ2）もあるが、酸化反応後に、水素ガスが発生するた
め、その処理装置が必要になり、装置構成が煩雑にな
る。
【０００９】また、金属ウラン、プルトニウムを硝酸に
溶解させた後（Ｐｕ（ＮＯ3），ＵＯ2（ＮＯ3） in a
q.）、加熱脱硝して酸化物（ＵＯ2，ＰｕＯ2）を得る硝
酸溶解・脱硝法もあるが、やはり操作が煩雑である。
溶解させた後（Ｐｕ（ＮＯ3），ＵＯ2（ＮＯ3） in a
q.）、加熱脱硝して酸化物（ＵＯ2，ＰｕＯ2）を得る硝
酸溶解・脱硝法もあるが、やはり操作が煩雑である。
【００１０】本発明は上記従来の課題に鑑みたものであ
り、その目的は、乾式再処理法において、操作が簡便で
かつ緩慢な反応でウラン等の酸化物を得る使用済核燃料
の乾式再処理方法を提供することである。
り、その目的は、乾式再処理法において、操作が簡便で
かつ緩慢な反応でウラン等の酸化物を得る使用済核燃料
の乾式再処理方法を提供することである。
【００１１】
【課題を解決するための手段】以上のような課題を解決
するために、本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方
法は、以下の特徴を有する。
するために、本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方
法は、以下の特徴を有する。
【００１２】（１）出発原料である使用済酸化物燃料を
金属に還元して、上相を溶融アルカリ塩とし、下相を溶
融カドミウムとする二相の浴からなる電解槽に供給し、
前記溶融カドミウムに使用済核燃料中の元素を抽出させ
た後、溶融カドミウムを陽極とし、溶融アルカリ塩相に
定置した棒状の低炭素鋼を陰極として、両極間に通電す
ることにより、前記溶融カドミウム中に抽出されたウラ
ン等を電解法により陰極に析出させ回収する乾式再処理
方法において、前記陰極に析出することなく前記溶融ア
ルカリ塩中に残存するウラン等を含有するアルカリ塩相
をＴＲＵ回収槽に導入し、前記ＴＲＵ回収槽中に貯留さ
れている品位の高い溶融カドミウムと接触させることに
より、前記アルカリ塩中のウラン等を前記溶融カドミウ
ム中に抽出し、更に、上記溶融カドミウム相とアルカリ
塩相とを分離し、分離された溶融カドミウム中に酸素を
導入し、前記溶融カドミウム中のウラン等を酸化物とな
し、前記溶融カドミウム中からウラン等の酸化物を分離
する方法である。
金属に還元して、上相を溶融アルカリ塩とし、下相を溶
融カドミウムとする二相の浴からなる電解槽に供給し、
前記溶融カドミウムに使用済核燃料中の元素を抽出させ
た後、溶融カドミウムを陽極とし、溶融アルカリ塩相に
定置した棒状の低炭素鋼を陰極として、両極間に通電す
ることにより、前記溶融カドミウム中に抽出されたウラ
ン等を電解法により陰極に析出させ回収する乾式再処理
方法において、前記陰極に析出することなく前記溶融ア
ルカリ塩中に残存するウラン等を含有するアルカリ塩相
をＴＲＵ回収槽に導入し、前記ＴＲＵ回収槽中に貯留さ
れている品位の高い溶融カドミウムと接触させることに
より、前記アルカリ塩中のウラン等を前記溶融カドミウ
ム中に抽出し、更に、上記溶融カドミウム相とアルカリ
塩相とを分離し、分離された溶融カドミウム中に酸素を
導入し、前記溶融カドミウム中のウラン等を酸化物とな
し、前記溶融カドミウム中からウラン等の酸化物を分離
する方法である。
【００１３】従って、カドミウム中に溶融していたウラ
ン等は、カドミウム中から抽出されることなく直接酸化
させることが可能であるので、爆発的な酸化を緩和させ
ることができると共に、酸化工程が簡便になり、自動化
も可能となる。更に、過激な酸化工程による金属の発火
等のおそれを回避できると、酸化工程の安全性が担保さ
れる。
ン等は、カドミウム中から抽出されることなく直接酸化
させることが可能であるので、爆発的な酸化を緩和させ
ることができると共に、酸化工程が簡便になり、自動化
も可能となる。更に、過激な酸化工程による金属の発火
等のおそれを回避できると、酸化工程の安全性が担保さ
れる。
【００１４】（２）上記（１）に記載の使用済核燃料の
乾式再処理方法において、前記溶融カドミウム中に抽出
された元素を酸化物とする際に、前記溶融カドミウムを
３２０〜７００℃に加温しつつ前記溶融カドミウム中へ
酸素導入する方法である。
乾式再処理方法において、前記溶融カドミウム中に抽出
された元素を酸化物とする際に、前記溶融カドミウムを
３２０〜７００℃に加温しつつ前記溶融カドミウム中へ
酸素導入する方法である。
【００１５】加熱することにより、一旦酸化された酸化
カドミウムから酸素が放出され、金属カドミウムに戻る
と共に、放出された酸素が更にウラン等を酸化する。従
って、導入した酸素によって効率的にウラン等が酸化さ
れると共に、溶融カドミウム中の酸化カドミウムの比率
が減少するため、ウラン等とカドミウムの分離も容易に
なる。また、一般に、カドミウムの溶融温度は約３２０
℃であり、またウランのカドミウムに対する最適溶解温
度は約５００℃である。更に、酸化ウランや酸化プルト
ニウム等の酸化ＴＲＵの還元温度は約７００℃であるこ
とから、溶融カドミウム中への酸素導入時の温度は、３
２０〜７００℃であることが好ましい。
カドミウムから酸素が放出され、金属カドミウムに戻る
と共に、放出された酸素が更にウラン等を酸化する。従
って、導入した酸素によって効率的にウラン等が酸化さ
れると共に、溶融カドミウム中の酸化カドミウムの比率
が減少するため、ウラン等とカドミウムの分離も容易に
なる。また、一般に、カドミウムの溶融温度は約３２０
℃であり、またウランのカドミウムに対する最適溶解温
度は約５００℃である。更に、酸化ウランや酸化プルト
ニウム等の酸化ＴＲＵの還元温度は約７００℃であるこ
とから、溶融カドミウム中への酸素導入時の温度は、３
２０〜７００℃であることが好ましい。
【００１６】
【発明の実施の形態】以下、本発明の好適な一実施の形
態を説明する。
態を説明する。
【００１７】まず、本発明の使用済核燃料の乾式再処理
方法を用いた酸化槽を含む酸化物燃料乾式再処理工程の
概要について、図１及び図２を用いて説明する。
方法を用いた酸化槽を含む酸化物燃料乾式再処理工程の
概要について、図１及び図２を用いて説明する。
【００１８】＜還元工程＞溶融塩を用いる乾式プロセス
は、電気メッキと同じ原理で精製を行うため、処理され
るものは導電性が必要である。一方、乾式再処理の出発
物質は、酸化ウランや酸化プルトニウム等の使用済核燃
料の酸化物であり、導電性がないため、還元して金属に
変える必要がある。還元工程では、使用済核燃料の酸化
物は、金属リチウムによって還元される。
は、電気メッキと同じ原理で精製を行うため、処理され
るものは導電性が必要である。一方、乾式再処理の出発
物質は、酸化ウランや酸化プルトニウム等の使用済核燃
料の酸化物であり、導電性がないため、還元して金属に
変える必要がある。還元工程では、使用済核燃料の酸化
物は、金属リチウムによって還元される。
【００１９】更に詳説すると、使用済核燃料の酸化物
は、注入口１２を介して酸化物電解還元槽１０に導入さ
れる。この酸化物電解還元槽１０には、溶融カドミウム
（Ｃｄ）とフッ化物の塩が貯溜されており、比重の重い
溶融カドミウム相が下層に位置する。また、酸化物電解
還元槽１０の塩相には、固定陽極１４が配置され、酸化
物電解還元槽１０の溶融カドミウム相内には、固定陰極
２２が配置されている。従って、固定陽極１４と固定陰
極２２に通電することにより、例えばリチウムのフッ化
物（ＬｉＦ）が金属リチウムに酸化され、この金属リチ
ウムによってウランや超ウラン元素等の酸化物が還元さ
れる。そして、この還元された元素の中、遷移白金族元
素と過飽和のウラン（Ｕ）２０は、溶融カドミウム相に
沈殿する。
は、注入口１２を介して酸化物電解還元槽１０に導入さ
れる。この酸化物電解還元槽１０には、溶融カドミウム
（Ｃｄ）とフッ化物の塩が貯溜されており、比重の重い
溶融カドミウム相が下層に位置する。また、酸化物電解
還元槽１０の塩相には、固定陽極１４が配置され、酸化
物電解還元槽１０の溶融カドミウム相内には、固定陰極
２２が配置されている。従って、固定陽極１４と固定陰
極２２に通電することにより、例えばリチウムのフッ化
物（ＬｉＦ）が金属リチウムに酸化され、この金属リチ
ウムによってウランや超ウラン元素等の酸化物が還元さ
れる。そして、この還元された元素の中、遷移白金族元
素と過飽和のウラン（Ｕ）２０は、溶融カドミウム相に
沈殿する。
【００２０】＜電解精製工程＞酸化物電解還元槽１０中
のウラン等が溶解した溶融カドミウム及び還元された遷
移白金族元素と過飽和のウラン（Ｕ）２０は、ポンプ
（図示せず）により吸引され配管１８ａを介して電解精
製を行う回転陰極電解槽３０に移送される。この回転陰
極電解槽３０には、溶融カドミウム（Ｃｄ）と、塩化カ
リウム（ＫＣｌ）と塩化リチウム（ＬｉＣｌ）の混合物
からなる塩とが貯溜されており、比重の重い溶融カドミ
ウム相が下層に位置する。また、回転陰極電解槽３０の
塩相には、回転陰極３４と、回転陰極３４に析出するウ
ラン等を集める受け皿３６が配置され、一方回転陰極電
解槽３０の溶融カドミウム相内には、固定陽極４２が配
置されている。ここで、上記「塩」及び溶融カドミウム
は、ウランイオンやＴＲＵイオン等が移動するときの媒
体となる。
のウラン等が溶解した溶融カドミウム及び還元された遷
移白金族元素と過飽和のウラン（Ｕ）２０は、ポンプ
（図示せず）により吸引され配管１８ａを介して電解精
製を行う回転陰極電解槽３０に移送される。この回転陰
極電解槽３０には、溶融カドミウム（Ｃｄ）と、塩化カ
リウム（ＫＣｌ）と塩化リチウム（ＬｉＣｌ）の混合物
からなる塩とが貯溜されており、比重の重い溶融カドミ
ウム相が下層に位置する。また、回転陰極電解槽３０の
塩相には、回転陰極３４と、回転陰極３４に析出するウ
ラン等を集める受け皿３６が配置され、一方回転陰極電
解槽３０の溶融カドミウム相内には、固定陽極４２が配
置されている。ここで、上記「塩」及び溶融カドミウム
は、ウランイオンやＴＲＵイオン等が移動するときの媒
体となる。
【００２１】従って、回転陰極３４と固定陽極４２に通
電することにより、溶融カドミウム中に溶解したウラン
が優先的にイオン化して、回転陰極３４に析出する。こ
の電解精製時の温度は、ウランがカドミウムに溶解する
最適温度である約５００℃であることが好ましい。
電することにより、溶融カドミウム中に溶解したウラン
が優先的にイオン化して、回転陰極３４に析出する。こ
の電解精製時の温度は、ウランがカドミウムに溶解する
最適温度である約５００℃であることが好ましい。
【００２２】回転陰極３４に析出したウランは、一定以
上成長すると、スクレーパ３４によって掻き落とされ、
受け皿３６に蓄積される。この蓄積されたウランは、ポ
ンプ５４によって吸引され、配管５２を介してＵ／塩分
離槽５０に移送される。
上成長すると、スクレーパ３４によって掻き落とされ、
受け皿３６に蓄積される。この蓄積されたウランは、ポ
ンプ５４によって吸引され、配管５２を介してＵ／塩分
離槽５０に移送される。
【００２３】Ｕ／塩分離槽５０には、塩（ＫＣｌ−Ｌｉ
Ｃｌ混合物）と溶融カドミウムが貯溜されており、約５
００℃に保たれている。塩を包含するウランは、配管５
２により溶融カドミウム相に随時供給され、ウランのみ
カドミウム相に混合し、一部カドミウムと合金を形成す
る。従って、ウラン中に包含された塩は、塩相に移行
し、これによりウランと塩とを分離することができる。
また、一定以上の容量になった塩は、オーバーフローラ
イン５６を介して回転陰極電解槽３０に戻される。
Ｃｌ混合物）と溶融カドミウムが貯溜されており、約５
００℃に保たれている。塩を包含するウランは、配管５
２により溶融カドミウム相に随時供給され、ウランのみ
カドミウム相に混合し、一部カドミウムと合金を形成す
る。従って、ウラン中に包含された塩は、塩相に移行
し、これによりウランと塩とを分離することができる。
また、一定以上の容量になった塩は、オーバーフローラ
イン５６を介して回転陰極電解槽３０に戻される。
【００２４】＜蒸留工程＞Ｕ／塩分離槽５０において、
合金化したウランとカドミウムは、ポンプ５９により吸
引され配管５８ａを介してカドミウム蒸留装置６０に移
送される。このカドミウム蒸留装置６０内には、配管６
２を介して酸素が導入されている。従って、カドミウム
蒸留装置６０において、カドミウムが蒸留（例えば１４
００℃）されて、カドミウム中に溶解しているウランが
分離されると共に、ウランの酸化物（例えばＵＯ2）を
回収することができる。一方、蒸留したカドミウムは、
配管５８ｂを介してＵ／塩分離相５０に戻される。
合金化したウランとカドミウムは、ポンプ５９により吸
引され配管５８ａを介してカドミウム蒸留装置６０に移
送される。このカドミウム蒸留装置６０内には、配管６
２を介して酸素が導入されている。従って、カドミウム
蒸留装置６０において、カドミウムが蒸留（例えば１４
００℃）されて、カドミウム中に溶解しているウランが
分離されると共に、ウランの酸化物（例えばＵＯ2）を
回収することができる。一方、蒸留したカドミウムは、
配管５８ｂを介してＵ／塩分離相５０に戻される。
【００２５】＜ＴＲＵ回収工程＞一方、回転陰極電解槽
３０内の塩相に残留する微量のウラン等は、ポンプ４０
ａによって吸引されて、配管３８ａ，３８ｂを介してＴ
ＲＵ回収槽７０ａ，７０ｂに移送される。このＴＲＵ回
収槽７０ａ，７０ｂの順により塩と微量のウラン等を、
溶解した還元剤を含むカドミウムを用いて分離する。そ
して、カドミウム相濃縮器８２は、ＴＲＵ回収槽７０
ａ，７０ｂにおいて分離されたウラン等溶解したカドミ
ウムを濃縮し、酸化槽９０に導入する。
３０内の塩相に残留する微量のウラン等は、ポンプ４０
ａによって吸引されて、配管３８ａ，３８ｂを介してＴ
ＲＵ回収槽７０ａ，７０ｂに移送される。このＴＲＵ回
収槽７０ａ，７０ｂの順により塩と微量のウラン等を、
溶解した還元剤を含むカドミウムを用いて分離する。そ
して、カドミウム相濃縮器８２は、ＴＲＵ回収槽７０
ａ，７０ｂにおいて分離されたウラン等溶解したカドミ
ウムを濃縮し、酸化槽９０に導入する。
【００２６】＜酸化工程＞酸化槽９０内には、カドミウ
ムが貯溜されており、また配管９２より酸素が槽内に導
入されている。従って、酸化槽９０内においてカドミウ
ムに溶解したウラン等は、酸素によって酸化され、酸化
ウラン及びＴＲＵ酸化物になる。この酸化ウラン及びＴ
ＲＵ酸化物は、カドミウムと共にポンプ９８によって吸
引され、配管９６ａを介してカドミウム蒸留装置９４に
移送される。カドミウム蒸留装置９４では、カドミウム
と酸化ウラン及びＴＲＵ酸化物とが分離され、酸化ウラ
ン及びＴＲＵ酸化物はＭＯＸとして回収され、蒸留した
カドミウムは再度酸化槽９０に戻される。従って、酸化
槽９０によって、カドミウムに溶解したほとんどの元素
が酸化物として回収される。
ムが貯溜されており、また配管９２より酸素が槽内に導
入されている。従って、酸化槽９０内においてカドミウ
ムに溶解したウラン等は、酸素によって酸化され、酸化
ウラン及びＴＲＵ酸化物になる。この酸化ウラン及びＴ
ＲＵ酸化物は、カドミウムと共にポンプ９８によって吸
引され、配管９６ａを介してカドミウム蒸留装置９４に
移送される。カドミウム蒸留装置９４では、カドミウム
と酸化ウラン及びＴＲＵ酸化物とが分離され、酸化ウラ
ン及びＴＲＵ酸化物はＭＯＸとして回収され、蒸留した
カドミウムは再度酸化槽９０に戻される。従って、酸化
槽９０によって、カドミウムに溶解したほとんどの元素
が酸化物として回収される。
【００２７】＜Ｃｄリサイクル工程＞また、カドミウム
相濃縮器８２より排出されるほぼ純粋なカドミウムは、
配管７６ｂを介して還元剤添加装置７８に移送される。
還元剤添加装置７８は、溶融カドミウム中に還元剤を添
加する装置で、還元剤を添加されたカドミウムは、配管
７６を介してＴＲＵ回収槽７０ａ内に送られる。
相濃縮器８２より排出されるほぼ純粋なカドミウムは、
配管７６ｂを介して還元剤添加装置７８に移送される。
還元剤添加装置７８は、溶融カドミウム中に還元剤を添
加する装置で、還元剤を添加されたカドミウムは、配管
７６を介してＴＲＵ回収槽７０ａ内に送られる。
【００２８】＜塩精製工程＞最終的に、回転陰極電解槽
３０内の塩相は、ポンプ４８によって吸引され配管４６
を介して廃棄塩酸化槽１００に移送される。更に、廃棄
塩酸化槽１００内に、配管１１２を介して酸素を導入
し、廃棄塩中に存在するランタノイドとアクチノイド中
のプルトニウム塩のみを酸化させる。その後、ポンプ１
０８によって、廃棄塩と共に酸化物を吸引し、固液分離
装置１０４に移送する。ここで、酸化物は、塩と分離さ
れ、廃棄塩のみが廃棄塩酸化槽１００に戻される。一
方、廃棄塩酸化槽１００からは、塩由来の塩素が揮発し
ており、この塩素は、オフガスとして配管１１４を介し
て深冷処理装置１１０に送られ、深冷され、不純物が除
去された塩素のみが配管１１６より排出される。
３０内の塩相は、ポンプ４８によって吸引され配管４６
を介して廃棄塩酸化槽１００に移送される。更に、廃棄
塩酸化槽１００内に、配管１１２を介して酸素を導入
し、廃棄塩中に存在するランタノイドとアクチノイド中
のプルトニウム塩のみを酸化させる。その後、ポンプ１
０８によって、廃棄塩と共に酸化物を吸引し、固液分離
装置１０４に移送する。ここで、酸化物は、塩と分離さ
れ、廃棄塩のみが廃棄塩酸化槽１００に戻される。一
方、廃棄塩酸化槽１００からは、塩由来の塩素が揮発し
ており、この塩素は、オフガスとして配管１１４を介し
て深冷処理装置１１０に送られ、深冷され、不純物が除
去された塩素のみが配管１１６より排出される。
【００２９】本実施形態の特徴は、上述の酸化工程の酸
化槽９０を乾式再処理工程に採用したことである。これ
により、カドミウム中に溶融したウラン等は、カドミウ
ム中から抽出されることなく、直接酸化させることが可
能であるので、爆発的な酸化を緩和させることができる
と共に、酸化工程が簡便になり、自動化も可能となる。
更に、過激な酸化工程による金属の発火等のおそれを回
避することができ、酸化工程の安全性が担保される。
化槽９０を乾式再処理工程に採用したことである。これ
により、カドミウム中に溶融したウラン等は、カドミウ
ム中から抽出されることなく、直接酸化させることが可
能であるので、爆発的な酸化を緩和させることができる
と共に、酸化工程が簡便になり、自動化も可能となる。
更に、過激な酸化工程による金属の発火等のおそれを回
避することができ、酸化工程の安全性が担保される。
【００３０】以下に上述した酸化槽９０について、図２
を用いて詳説する。
を用いて詳説する。
【００３１】カドミウム相濃縮装置８２によって濃縮さ
れたウラン等を含有するカドミウムは、配管８６ｂを介
して酸化槽９０に導入される。酸化槽９０には、上述し
たように配管９２を介して酸素が導入されている。金属
と酸素とによる酸化反応によって槽内の温度が急激に上
昇しないように、酸化反応速度を抑えるため、酸素ガス
は、アルゴンガスで希釈して使用されることが好まし
い。
れたウラン等を含有するカドミウムは、配管８６ｂを介
して酸化槽９０に導入される。酸化槽９０には、上述し
たように配管９２を介して酸素が導入されている。金属
と酸素とによる酸化反応によって槽内の温度が急激に上
昇しないように、酸化反応速度を抑えるため、酸素ガス
は、アルゴンガスで希釈して使用されることが好まし
い。
【００３２】更に、酸化処理の温度を約５００℃にて行
うことが好ましい。カドミウムの融点は、３２１℃と低
融点であるため、カドミウムの融点以上の温度で行うこ
とが好ましい。酸化反応は、図４に示すが、基本的に
は、Ｕ＋Ｏ2→ＵＯ2，Ｐｕ＋Ｏ2→ＰｕＯ2である。
うことが好ましい。カドミウムの融点は、３２１℃と低
融点であるため、カドミウムの融点以上の温度で行うこ
とが好ましい。酸化反応は、図４に示すが、基本的に
は、Ｕ＋Ｏ2→ＵＯ2，Ｐｕ＋Ｏ2→ＰｕＯ2である。
【００３３】また、以下の示すように、５００℃におけ
る酸化カドミウム（ＣｄＯ）の酸化物生成自由エネルギ
ーは、ΔＧ1 ＝−１８０．６８ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏ、二酸
化ウラン（ＰｕＯ2）の酸化物生成自由エネルギーは、
ΔＧ2 ＝−３３８．８９ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏ、ＰｕＯ2の
酸化物生成自由エネルギーは、ΔＧ3 ＝−４５０．１１
ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏである。従って、二酸化ウラン及び二
酸化プルトニウムは、熱力学的に酸化カドミウムより安
定である。このため、約５００℃に酸化処理温度を保つ
ことにより、一旦酸化された酸化カドミウムから酸素が
放出され、酸化カドミウムはカドミウムに戻ると共に、
放出された酸素が更にウラン等を酸化する。従って、導
入した酸素によって効率的にウラン等が酸化されると共
に、溶融カドミウム中の酸化カドミウムの比率が減少す
るため、ウラン等とカドミウムの分離も容易になる。
る酸化カドミウム（ＣｄＯ）の酸化物生成自由エネルギ
ーは、ΔＧ1 ＝−１８０．６８ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏ、二酸
化ウラン（ＰｕＯ2）の酸化物生成自由エネルギーは、
ΔＧ2 ＝−３３８．８９ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏ、ＰｕＯ2の
酸化物生成自由エネルギーは、ΔＧ3 ＝−４５０．１１
ｋＪ／ｍｏｌ−Ｏである。従って、二酸化ウラン及び二
酸化プルトニウムは、熱力学的に酸化カドミウムより安
定である。このため、約５００℃に酸化処理温度を保つ
ことにより、一旦酸化された酸化カドミウムから酸素が
放出され、酸化カドミウムはカドミウムに戻ると共に、
放出された酸素が更にウラン等を酸化する。従って、導
入した酸素によって効率的にウラン等が酸化されると共
に、溶融カドミウム中の酸化カドミウムの比率が減少す
るため、ウラン等とカドミウムの分離も容易になる。
【００３４】次に、本発明の使用済核燃料の乾式再処理
方法における他の好ましい態様について、以下に示す。
方法における他の好ましい態様について、以下に示す。
【００３５】１．ウラン等を溶融カドミウムに溶解さ
せ、前記溶融カドミウム中に酸素を導入し、前記ウラン
等の酸化物を得る溶融カドミウム中溶解元素の酸化方法
である。
せ、前記溶融カドミウム中に酸素を導入し、前記ウラン
等の酸化物を得る溶融カドミウム中溶解元素の酸化方法
である。
【００３６】従って、カドミウム中に溶解していたウラ
ン等の金属は、カドミウム中から抽出されることなく直
接酸化させることが可能であるので、爆発的な酸化を緩
和させることができると共に、酸化工程が簡便になり、
自動化も可能となる。更に、過激な酸化工程による金属
の発火等のおそれを回避できると、酸化工程の安全性が
担保される。
ン等の金属は、カドミウム中から抽出されることなく直
接酸化させることが可能であるので、爆発的な酸化を緩
和させることができると共に、酸化工程が簡便になり、
自動化も可能となる。更に、過激な酸化工程による金属
の発火等のおそれを回避できると、酸化工程の安全性が
担保される。
【００３７】２．上記１に記載の溶融カドミウム中溶解
元素の酸化方法により生成した前記ウラン等の酸化物
を、前記溶融カドミウムから分離することを特徴とする
溶融カドミウム中溶解元素の酸化及び回収方法である。
元素の酸化方法により生成した前記ウラン等の酸化物
を、前記溶融カドミウムから分離することを特徴とする
溶融カドミウム中溶解元素の酸化及び回収方法である。
【００３８】酸化されたウラン等とカドミウムの分離
は、例えばカドミウムを蒸留することによって行っても
よい。
は、例えばカドミウムを蒸留することによって行っても
よい。
【００３９】
【実施例】次に、実施例を挙げて本発明を具体的に説明
する。尚、実施例に用いた酸化槽は、図３に示す構成を
有し、酸化槽の仕様は、以下の通りである。
する。尚、実施例に用いた酸化槽は、図３に示す構成を
有し、酸化槽の仕様は、以下の通りである。
【００４０】［酸化槽の仕様］ 酸化槽：容積；３ｌ、材質；ＳＵＳ３０４ ［実施例１］酸化処理温度５００℃に保持された酸化槽
９０中に、カドミウム相濃縮装置８２でウラン，プルト
ニウムおよびＴＲＵを１０容量％に濃縮されたカドミウ
ムを２．７ｍｌ／ｍｉｎ．の速度で導入した。一方、酸
素は、０．１ｍｏｌ／ｓｅｃ．の速度で導入した。
９０中に、カドミウム相濃縮装置８２でウラン，プルト
ニウムおよびＴＲＵを１０容量％に濃縮されたカドミウ
ムを２．７ｍｌ／ｍｉｎ．の速度で導入した。一方、酸
素は、０．１ｍｏｌ／ｓｅｃ．の速度で導入した。
【００４１】以下に、使用済核燃料の回収結果を表１に
示す。
示す。
【００４２】
【表１】 処理能力：６８ｋｇＨＭ／ｄａｙ（４８ｋｇＵ／ｄａ
ｙ） 運転方式：４日〜３０日間連続運転、１日廃塩処理 註） １）アルカリ／アルカリ土類元素：Ｂａ、Ｒｂ、
Ｓｒ、Ｃｓ ２）ランタノイド元素：Ｓｍ、Ｌａ、Ｃｅ、Ｐｒ、Ｎ
ｄ、Ｙ ４）遷移／白金族元素：Ｚｒ、Ｎｂ、Ｍｏ、Ｔｃ、Ｒ
ｈ、Ｐｄ、Ｒｕ また、酸化予備実験の結果について、以下に示す。
ｙ） 運転方式：４日〜３０日間連続運転、１日廃塩処理 註） １）アルカリ／アルカリ土類元素：Ｂａ、Ｒｂ、
Ｓｒ、Ｃｓ ２）ランタノイド元素：Ｓｍ、Ｌａ、Ｃｅ、Ｐｒ、Ｎ
ｄ、Ｙ ４）遷移／白金族元素：Ｚｒ、Ｎｂ、Ｍｏ、Ｔｃ、Ｒ
ｈ、Ｐｄ、Ｒｕ また、酸化予備実験の結果について、以下に示す。
【００４３】図５に示すように、縦型電気炉に内径１０
０ｍｍの鉄製の反応容器をセットした。反応容器の底に
試料（Ｃｄ−Ｕ合金）を入れたアルミナるつぼ（外径５
４ｍｍ×高さ４３ｍｍ）をセットした。試料中にはガス
吹き込み管（内径６ｍｍ）を挿入した。
０ｍｍの鉄製の反応容器をセットした。反応容器の底に
試料（Ｃｄ−Ｕ合金）を入れたアルミナるつぼ（外径５
４ｍｍ×高さ４３ｍｍ）をセットした。試料中にはガス
吹き込み管（内径６ｍｍ）を挿入した。
【００４４】カドミウム１００ｇ中に５ｇのウランを溶
解させたＣｄ−Ｕ合金１０５ｇに、１．０５％Ｏ2−Ａ
ｒガスを導入して、下記表２の条件で行ったところ、い
ずれの場合もウランは全て二酸化ウランになった。
解させたＣｄ−Ｕ合金１０５ｇに、１．０５％Ｏ2−Ａ
ｒガスを導入して、下記表２の条件で行ったところ、い
ずれの場合もウランは全て二酸化ウランになった。
【００４５】
【表２】 以上より、本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方法
によれば、カドミウム中に溶解していたウラン等を、緩
慢な酸化反応で、しかも酸化効率も高く回収することで
きることがが判明した。
によれば、カドミウム中に溶解していたウラン等を、緩
慢な酸化反応で、しかも酸化効率も高く回収することで
きることがが判明した。
【００４６】尚、本発明はこれに限るものではない。
【００４７】
【発明の効果】以上のように、本発明に係る使用済核燃
料の乾式再処理方法によれば、カドミウム中に溶解して
いたウラン等は、カドミウム中から抽出されることなく
直接酸化させることが可能であるので、爆発的な酸化を
緩和させることができると共に、酸化工程が簡便にな
り、自動化も可能となる。更に、過激な酸化工程による
金属の発火等のおそれを回避できると、酸化工程の安全
性が担保される。
料の乾式再処理方法によれば、カドミウム中に溶解して
いたウラン等は、カドミウム中から抽出されることなく
直接酸化させることが可能であるので、爆発的な酸化を
緩和させることができると共に、酸化工程が簡便にな
り、自動化も可能となる。更に、過激な酸化工程による
金属の発火等のおそれを回避できると、酸化工程の安全
性が担保される。
【図１】 本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方法
の乾式再処理工程の概要を説明する図である。
の乾式再処理工程の概要を説明する図である。
【図２】 本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方法
の乾式再処理工程におけるＣｄ浴中のＵ酸化プロセスの
フローチャートである。
の乾式再処理工程におけるＣｄ浴中のＵ酸化プロセスの
フローチャートである。
【図３】 本発明に係る使用済核燃料の乾式再処理方法
において、特に酸化を行う酸化槽の構成の概要を説明す
る図である。
において、特に酸化を行う酸化槽の構成の概要を説明す
る図である。
【図４】 カドミウム中でのウラン酸化に用いた予備試
験装置の概略図である。
験装置の概略図である。
８２ カドミウム相濃縮装置、９０ 酸化槽、８６ａ，
８６ｂ，９２，９６ａ，９６ｂ 配管、９４ カドミウ
ム蒸留装置、８４，９４ ポンプ。
８６ｂ，９２，９６ａ，９６ｂ 配管、９４ カドミウ
ム蒸留装置、８４，９４ ポンプ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 19/44 G21F 9/06
Claims (2)
- 【請求項１】 出発原料である使用済酸化物燃料を金属
に還元して、上相を溶融アルカリ塩とし、下相を溶融カ
ドミウムとする二相の浴からなる電解槽に供給し、前記
溶融カドミウムに使用済核燃料中の元素を抽出させた
後、溶融カドミウムを陽極とし、溶融アルカリ塩相に定
置した棒状の低炭素鋼を陰極として、両極間に通電する
ことにより、前記溶融カドミウム中に抽出されたウラン
及び／又は超ウラン元素を電解法により陰極に析出させ
回収する乾式再処理方法において、 前記陰極に析出することなく前記溶融アルカリ塩中に残
存するウラン及び／又は超ウラン元素を含有するアルカ
リ塩相をＴＲＵ回収槽に導入し、前記ＴＲＵ回収槽中に
貯留されている品位の高い溶融カドミウムと接触させる
ことにより、前記アルカリ塩中のウラン及び／又は超ウ
ラン元素を前記溶融カドミウム中に抽出し、 更に、上記溶融カドミウム相とアルカリ塩相とを分離
し、 分離された溶融カドミウム中に酸素を導入し、前記溶融
カドミウム中のウラン及び／又は超ウラン元素を酸化物
となし、前記溶融カドミウム中からウラン及び／又は超
ウラン元素の酸化物を分離することを特徴とする使用済
核燃料の乾式再処理方法。 - 【請求項２】 請求項１に記載の使用済核燃料の乾式再
処理方法において、 前記溶融カドミウム中に抽出された元素を酸化物とする
際に、前記溶融カドミウムを３２０〜７００℃に加温し
つつ前記溶融カドミウム中へ酸素導入することを特徴と
する使用済核燃料の乾式再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14501497A JP2941742B2 (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 使用済核燃料の乾式再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14501497A JP2941742B2 (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 使用済核燃料の乾式再処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10332878A JPH10332878A (ja) | 1998-12-18 |
| JP2941742B2 true JP2941742B2 (ja) | 1999-08-30 |
Family
ID=15375451
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP14501497A Expired - Fee Related JP2941742B2 (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 使用済核燃料の乾式再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2941742B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101028124B1 (ko) | 2009-01-16 | 2011-04-08 | 한국원자력연구원 | 고도 휘발성 산화장치 |
-
1997
- 1997-06-03 JP JP14501497A patent/JP2941742B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH10332878A (ja) | 1998-12-18 |
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