JP2967069B2 - Method for removing solid uranium compounds in uranium enrichment separation cascade - Google Patents
Method for removing solid uranium compounds in uranium enrichment separation cascadeInfo
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Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、ウラン濃縮分離カ
スケード内の固体ウラン化合物を除去する方法に関し、
更に詳しく述べると、多数の遠心分離機を有するカスケ
ードをコールド運転しながらハロゲンガス（ウラン除去
処理用ガス）を導入することによって、効率的に固体ウ
ラン化合物を除去し、遠心分離機の分離能力を利用して
ハロゲンガスと固体ウラン化合物との反応で生成するガ
スを自動的に分離し、排ガス処理設備などの簡素化を図
ったウラン濃縮分離カスケード内の固体ウラン化合物の
除去方法に関するものである。FIELD OF THE INVENTION The present invention relates to a method for removing solid uranium compounds in a uranium enrichment separation cascade,
More specifically, by introducing a halogen gas (uranium removal processing gas) while cold-operating a cascade having a large number of centrifuges, solid uranium compounds can be efficiently removed and the separation capacity of the centrifuge can be improved. The present invention relates to a method for removing a solid uranium compound in a uranium enrichment / separation cascade in which a gas generated by a reaction between a halogen gas and a solid uranium compound is automatically separated by using the uranium enrichment / separation cascade to simplify an exhaust gas treatment facility.
【０００２】[0002]
【従来の技術】ウラン濃縮分離カスケードを長期間にわ
たって運転すると、遠心分離機内に固体ウラン化合物
（四フッ化ウラン（ＵＦ4 ）等）が蓄積してくるため、
それが遠心分離機の回転安定性に悪影響を及ぼし、遠心
分離機の寿命を短くする。また、保障措置上もカスケー
ド内の滞留ウラン化合物の確認が要求されてくる。更
に、最終的に遠心分離機を廃棄処理する場合も、カスケ
ード配管を切断し分解する前に、滞留ウラン化合物を除
去する必要がある。2. Description of the Related Art When a uranium enrichment separation cascade is operated for a long period of time, solid uranium compounds (uranium tetrafluoride (UF 4 ) and the like) accumulate in a centrifuge.
It adversely affects the rotational stability of the centrifuge and shortens the life of the centrifuge. In addition, safeguards require confirmation of uranium compounds staying in the cascade. Furthermore, even when the centrifuge is finally disposed of, it is necessary to remove the retained uranium compound before cutting and decomposing the cascade piping.
【０００３】ウラン濃縮分離カスケード内の固体ウラン
化合物の除去方法として従来考えられていた方法は、ハ
ロゲンガス（ウラン除去処理用ガス）をバッチ式でゆっ
くりとカスケード内に導入し、反応が終了した時点で反
応生成ガスの換気を行う方法である。例えば海外では、
ガス拡散方式のウラン濃縮分離カスケードにおいてもハ
ロゲンガスを供給して固体ウラン化合物と反応させ、ガ
スを抜き取る方式が検討されている。A method conventionally considered as a method for removing solid uranium compounds in a uranium enrichment separation cascade is that a halogen gas (a uranium removal treatment gas) is slowly introduced into the cascade batchwise and the reaction is terminated. Is a method of ventilating the reaction product gas. For example, overseas
In a uranium enrichment / separation cascade of a gas diffusion method, a method of supplying a halogen gas to react with a solid uranium compound and extracting a gas has been studied.
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】しかし、このようなバ
ッチ方式の場合、 反応に必要なハロゲンガス量よりもはるかに大量のハ
ロゲンガスをカスケード内に導入しなければならない。 ハロゲンガスが固体ウラン化合物と反応して生成した
ガスがカスケード内に滞留したままであり、またハロゲ
ンガスと反応によって生成するガスが分離されないた
め、まず混合ガス（六フッ化ウランガス、反応生成ガ
ス、及び未反応ハロゲンガス）の分離を行った後、排ガ
スの処理が必要になる。 ガスがカスケード内に滞留したままであるため、供給
するハロゲンガスの圧力及び温度を上げることができな
い。などの欠点がある。However, in such a batch system, a much larger amount of halogen gas than the amount of halogen gas required for the reaction must be introduced into the cascade. Since the gas generated by the reaction of the halogen gas with the solid uranium compound remains in the cascade and the gas generated by the reaction with the halogen gas is not separated, first, the mixed gas (uranium hexafluoride gas, reaction product gas, And the separation of unreacted halogen gas), it is necessary to treat the exhaust gas. Since the gas remains in the cascade, the pressure and temperature of the supplied halogen gas cannot be increased. There are drawbacks such as.
【０００５】本発明の目的は、少量のウラン除去処理用
ガス（ハロゲンガス）で効率よくカスケード内の固体ウ
ラン化合物を除去できる方法を提供することである。本
発明の他の目的は、反応生成ガス（使用済みのハロゲン
ガス）を再フッ化して再びウラン除去処理用ガスとして
使用することで、設備の簡素化、小型化を図ることので
きるウラン濃縮分離カスケード内の固体ウラン化合物の
除去方法を提供することである。An object of the present invention is to provide a method capable of efficiently removing solid uranium compounds in a cascade with a small amount of uranium removal processing gas (halogen gas). Another object of the present invention is to re-fluorinate a reaction product gas (used halogen gas) and use it again as a uranium removal treatment gas, whereby uranium enrichment and separation can be achieved with a simpler and smaller equipment. It is to provide a method for removing solid uranium compounds in a cascade.
【０００６】[0006]
【課題を解決するための手段】本発明は、遠心分離機を
用いるウラン濃縮分離カスケードをコールド運転し、固
体ウラン化合物と反応して六フッ化ウランガスを生成す
るハロゲンガスをウラン除去処理用ガスとして前記カス
ケードに供給し、該ウラン除去処理用ガスとカスケード
内に付着している固体ウラン化合物とを反応させ、遠心
分離機の分離能力を利用して分離回収するウラン濃縮分
離カスケード内の固体ウラン化合物の除去方法である。
カスケードの製品側から排出する軽成分である反応生成
ガスと未反応のハロゲンガスを反応生成ガス回収設備に
導入して、反応生成ガスを分離捕集し、未反応のハロゲ
ンガスを再びウラン除去処理用ガスとしてカスケードに
戻す。他方、ウラン除去処理用ガスと固体ウラン化合物
との反応で生成した重成分である六フッ化ウランガスは
カスケードの廃品側から排出し、六フッ化ウランガス回
収設備で回収する。According to the present invention, a uranium enrichment separation cascade using a centrifugal separator is operated cold, and a halogen gas which reacts with a solid uranium compound to generate uranium hexafluoride gas is used as a uranium removal treatment gas. The solid uranium compound in the uranium enrichment separation cascade, which is supplied to the cascade, reacts the uranium removal treatment gas with the solid uranium compound attached in the cascade, and separates and collects using the separation capacity of a centrifuge. It is a method of removing.
The reaction product gas, which is a light component discharged from the product side of the cascade, and the unreacted halogen gas are introduced into the reaction product gas recovery equipment, the reaction product gas is separated and collected, and the unreacted halogen gas is removed again by uranium. Return to cascade as working gas. On the other hand, uranium hexafluoride gas, which is a heavy component generated by the reaction between the uranium removal treatment gas and the solid uranium compound, is discharged from the waste side of the cascade and recovered by a uranium hexafluoride gas recovery facility.
【０００７】[0007]
【発明の実施の形態】カスケードで分離された軽成分の
反応生成ガスと未反応のハロゲンガスは、反応生成ガス
回収設備において、蒸気圧の差を利用して冷却分離す
る。これによってウラン除去処理用ガスであるハロゲン
ガスを常に精製でき、カスケードを循環させることがで
きる。またカスケードに導入するウラン除去処理用ガス
は精製されているため、固体ウラン化合物との反応効率
を高めることができる。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION A light component reaction product gas and an unreacted halogen gas separated in a cascade are cooled and separated by utilizing a difference in vapor pressure in a reaction product gas recovery facility. As a result, the halogen gas, which is a uranium removal processing gas, can be always purified, and the cascade can be circulated. Further, since the uranium removal treatment gas introduced into the cascade has been purified, the reaction efficiency with the solid uranium compound can be increased.
【０００８】更に、反応生成ガス回収設備で回収した反
応生成ガス（使用済みのハロゲンガス）を再フッ化設備
によって再フッ化すると、ウラン除去処理用ガスとな
り、それをカスケードに戻すように構成することで、ハ
ロゲンガスの発生、回収設備をより一層小型化できる。Further, when the reaction product gas (used halogen gas) collected by the reaction product gas recovery equipment is re-fluorinated by the re-fluorination equipment, it becomes a uranium removal treatment gas, which is returned to the cascade. This can further reduce the size of the halogen gas generation and recovery equipment.
【０００９】ウラン除去処理用ガスとしては、例えば七
フッ化ヨウ素（ＩＦ7 ）、三フッ化塩素（ＣｌＦ3 ）、
三フッ化臭素（ＢｒＦ3 ）、あるいはフッ素ガス
（Ｆ2 ）が使用できる。フッ素ガスを除くと、上記のガ
スは厳密にはハロゲン間化合物と呼ばれるガスである
が、本明細書では、それらも含めてハロゲン元素からな
るガスであるため「ハロゲンガス」と称している。それ
らの中では、固体ウラン化合物との反応性などの観点か
ら、七フッ化ヨウ素あるいは三フッ化塩素が、より好ま
しい。As the uranium removal treatment gas, for example, iodine heptafluoride (IF 7 ), chlorine trifluoride (ClF 3 ),
Bromine trifluoride (BrF 3 ) or fluorine gas (F 2 ) can be used. Except for the fluorine gas, the above-mentioned gas is strictly a gas called an interhalogen compound, but in the present specification, it is a gas composed of a halogen element, including these, and is called a "halogen gas". Among them, iodine heptafluoride or chlorine trifluoride is more preferable from the viewpoint of reactivity with a solid uranium compound.
【００１０】なお、ウラン除去処理用ガスは、ウラン濃
縮分離カスケードの供給部や廃品部の配管から導入する
ことが可能である。[0010] The uranium removal treatment gas can be introduced from the supply section of the uranium enrichment / separation cascade or the piping of the waste section.
【００１１】[0011]
【実施例】図１は本発明に係るウラン濃縮分離カスケー
ド内の固体ウラン化合物の除去方法の一実施例を示すシ
ステム構成図である。このウラン濃縮分離カスケード１
０は、多数の遠心分離機を多段に組み合わせた構成であ
る。そして、付帯設備として、ウラン除去処理用ガス供
給設備１２、反応生成ガス回収設備１４、再フッ化設備
１６、六フッ化ウランガス回収設備１８などを有する。FIG. 1 is a system configuration diagram showing one embodiment of a method for removing a solid uranium compound in a uranium enrichment separation cascade according to the present invention. This uranium enrichment separation cascade 1
0 is a configuration in which many centrifuges are combined in multiple stages. Further, as ancillary facilities, there are a uranium removal treatment gas supply facility 12, a reaction product gas recovery facility 14, a refluorination facility 16, a uranium hexafluoride gas recovery facility 18, and the like.
【００１２】基本的なウラン濃縮分離カスケードの状態
は、六フッ化ウランガスを流さないで遠心分離機を回転
させるコールド定格運転とする。この状態で、ウラン除
去処理用ガス供給設備１２からカスケード配管２０を通
してカスケード１０内に、固体ウラン化合物と反応して
六フッ化ウランガスを生成しうるハロゲンガスをウラン
除去処理用ガスとして導入する。ウラン除去処理用ガス
は、カスケード内に付着している固体ウラン化合物と反
応し、重成分の六フッ化ウランガスと軽成分の反応生成
ガスを生じる。このうち軽成分の反応生成ガスと未反応
のハロゲンガスは、カスケード１０の製品側から出てく
る。製品側から出てきた軽成分の反応生成ガスと未反応
のハロゲンガスは反応生成ガス回収設備１４に導入さ
れ、反応生成ガスが分離捕集され、未反応のハロゲンガ
スのみが再びカスケード１０にウラン除去処理用ガスと
して戻される。また捕集した反応生成ガスは、再フッ化
設備１６に送られて再フッ化処理され、固体ウラン化合
物と反応して六フッ化ウランガスを生成可能なハロゲン
ガスとなる。この再フッ化処理されたハロゲンガスも、
ウラン除去処理用ガスとしてカスケード１０に戻され
る。他方、重成分の六フッ化ウランガスは、速やかに遠
心分離機内で分離されて廃品側に流れる。廃品側から出
てきた六フッ化ウランガスは、六フッ化ウランガス回収
設備１８によって捕集される。The state of the basic uranium enrichment separation cascade is a cold rated operation in which the centrifuge is rotated without flowing uranium hexafluoride gas. In this state, a halogen gas capable of generating a uranium hexafluoride gas by reacting with a solid uranium compound is introduced into the cascade 10 from the uranium removal processing gas supply facility 12 through the cascade pipe 20 as a uranium removal processing gas. The uranium removal processing gas reacts with the solid uranium compound adhering in the cascade to generate a heavy component uranium hexafluoride gas and a light component reaction product gas. Of these, the reaction product gas of the light component and the unreacted halogen gas come out of the product side of the cascade 10. The light component reaction product gas and unreacted halogen gas coming out of the product side are introduced into the reaction product gas recovery equipment 14, where the reaction product gas is separated and collected, and only the unreacted halogen gas is returned to the cascade 10 again. It is returned as a gas for removal processing. The collected reaction product gas is sent to the refluorination facility 16 and refluorinated, and becomes a halogen gas capable of reacting with the solid uranium compound to generate uranium hexafluoride gas. This refluorinated halogen gas also
The gas is returned to the cascade 10 as a uranium removal processing gas. On the other hand, uranium hexafluoride gas as a heavy component is quickly separated in the centrifuge and flows to the waste product side. The uranium hexafluoride gas coming out of the waste product is collected by the uranium hexafluoride gas recovery equipment 18.
【００１３】ここで固体ウラン化合物とは、遠心分離機
の通常運転温度で固体状態にあるウラン化合物をいい、
具体的には四フッ化ウラン（ＵＦ4 ）あるいは五フッ化
ウラン（ＵＦ5 ）などである。なお、遠心分離機は、そ
のモータの自己発熱や高速回転による内部ガスの摩擦熱
などにより、室温よりもある程度高い温度となってい
る。それに対して六フッ化ウラン（ＵＦ6 ）は、その程
度の温度ではガス状態である。固体ウラン化合物と反応
して六フッ化ウランガスを生成可能なハロゲンガスとし
ては、遠心分離機の通常の運転温度で固体ウラン化合物
との反応性の良好な七フッ化ヨウ素（ＩＦ7 ）あるいは
三フッ化塩素（ＣｌＦ3 ）が特に好適である。Here, the solid uranium compound refers to a uranium compound which is in a solid state at a normal operating temperature of a centrifuge,
Specifically, uranium tetrafluoride (UF 4 ) or uranium pentafluoride (UF 5 ) is used. The temperature of the centrifugal separator is somewhat higher than room temperature due to self-heating of the motor and frictional heat of internal gas due to high-speed rotation. In contrast, uranium hexafluoride (UF 6 ) is in a gaseous state at such a temperature. Examples of the halogen gas that can generate uranium hexafluoride gas by reacting with the solid uranium compound include iodine heptafluoride (IF 7 ) or trifluoride having good reactivity with the solid uranium compound at a normal operating temperature of the centrifuge. Chlorine chloride (ClF 3 ) is particularly preferred.
【００１４】ウラン濃縮分離カスケード内に付着してい
る固体ウラン化合物は主として四フッ化ウラン（Ｕ
Ｆ4 ）であり、ウラン除去処理用ガスとして七フッ化ヨ
ウ素（ＩＦ7 ）を用いたとすると、カスケード内では次
のような反応によって六フッ化ウラン（ＵＦ6 ）と五フ
ッ化ヨウ素（ＩＦ5 ）が生じる。 ＩＦ7 ＋ＵＦ4 ＝ＵＦ6 ＋ＩＦ5 五フッ化ヨウ素ガス（ＩＦ5 ）や七フッ化ヨウ素ガス
（ＩＦ7 ）は、六フッ化ウランガス（ＵＦ6 ）と比較す
ると、はるかに軽いため、ウラン濃縮分離カスケード内
で分離され、製品側に行く。重い六フッ化ウランガス
（ＵＦ6 ）は廃品側に行く。The solid uranium compound deposited in the uranium enrichment separation cascade is mainly uranium tetrafluoride (U
F 4 ) and iodine heptafluoride (IF 7 ) is used as a uranium removal treatment gas, uranium hexafluoride (UF 6 ) and iodine pentafluoride (IF 5 ) Occurs. IF 7 + UF 4 = UF 6 + IF 5 Iodine pentafluoride gas (IF 5 ) and iodine heptafluoride gas (IF 7 ) are much lighter than uranium hexafluoride gas (UF 6 ), so uranium enrichment separation Separated in cascade and go to product side. Heavy uranium hexafluoride gas (UF 6 ) goes to the waste side.
【００１５】反応生成ガス回収設備１４は、ここでは−
６０℃〜−１２０℃程度の冷媒によって冷却される熱交
換器であり、その中に前記軽成分の反応生成ガス（五フ
ッ化ヨウ素ガス：ＩＦ5 ）と未反応ガス（七フッ化ヨウ
素ガス：ＩＦ7 ）が流入する。すると、蒸気圧力の違い
によって、五フッ化ヨウ素ガス（ＩＦ5 ）のみが捕集さ
れ分離できる。捕集されない七フッ化ヨウ素ガス（ＩＦ
7 ）は、そのまま流出し、ウラン除去処理用ガスとして
リサイクルされる。なお、上記以外の他のハロゲンガス
の場合でも、基本的には冷媒の温度を適切に選定するこ
とで、このような分離を行うことができる。Here, the reaction product gas recovery equipment 14 is
A heat exchanger cooled by a refrigerant at about 60 ° C. to −120 ° C., in which a reaction product gas (iodine pentafluoride gas: IF 5 ) of the light component and an unreacted gas (iodine heptafluoride gas: IF 7 ) flows in. Then, only iodine pentafluoride gas (IF 5 ) is collected and separated by the difference in vapor pressure. Uncollected iodine heptafluoride gas (IF
7 ) flows out as it is and is recycled as uranium removal processing gas. In addition, even in the case of other halogen gas than the above, such separation can be basically performed by appropriately selecting the temperature of the refrigerant.
【００１６】再フッ化設備１６は、反応生成ガス（五フ
ッ化ヨウ素ガス：ＩＦ5 ）とフッ素（Ｆ2 ）とを反応さ
せる反応装置であり、装置内部で次のように反応し、七
フッ化ヨウ素ガス（ＩＦ7 ）が生じる。 ＩＦ5 ＋Ｆ2 ＝ＩＦ7 こうしてできた七フッ化ヨウ素ガス（ＩＦ7 ）は、固体
ウラン化合物をフッ化させて六フッ化ウランを生成する
能力をもつことから、ウラン除去処理用ガスとして再利
用できる。このように、反応生成ガスもリサイクルでき
ることから、システム全体としてハロゲンガスの大幅な
節約になり、また廃棄物発生量の低減化にも寄与するこ
とになる。The refluorination equipment 16 is a reaction device for reacting a reaction product gas (iodine pentafluoride gas: IF 5 ) with fluorine (F 2 ). Iodine gas (IF 7 ) is generated. IF 5 + F 2 = IF 7 The iodine heptafluoride gas (IF 7 ) thus produced has the ability to fluorinate a solid uranium compound to produce uranium hexafluoride, and is thus reused as a uranium removal treatment gas. it can. As described above, since the reaction product gas can also be recycled, the halogen gas can be largely saved in the whole system, and the amount of waste generated can be reduced.
【００１７】六フッ化ウランガス回収設備１８には、前
記反応生成ガス回収設備１４と同じような熱交換器を使
用するが、六フッ化ウランの回収率を上げるために、こ
こでは−６０℃〜−１００℃程度の冷媒を用いて冷却す
る。これによって六フッ化ウランを効率よく回収するこ
とができる。As the uranium hexafluoride gas recovery equipment 18, a heat exchanger similar to the reaction product gas recovery equipment 14 is used, but in order to increase the recovery rate of uranium hexafluoride, a temperature of -60.degree. Cool using a refrigerant at about -100 ° C. Thereby, uranium hexafluoride can be efficiently recovered.
【００１８】固体ウラン化合物の除去処理の終了は、具
体的には、製品側のガスを赤外線ガス分析して七フッ化
ヨウ素（ＩＦ7 ）が多くなってくることで判断でき、ウ
ラン除去処理用ガスの供給を停止する。そして、最後に
窒素ガスパージを行う。Specifically, the end of the solid uranium compound removal treatment can be determined by the infrared gas analysis of the gas on the product side and the increase in iodine heptafluoride (IF 7 ). Turn off the gas supply. Finally, a nitrogen gas purge is performed.
【００１９】本発明では、ウラン濃縮分離カスケードに
おいて、遠心分離機をコールド運転してハロゲンガスを
循環させているので、単にバッチ方式でハロゲンガスを
流した場合に比べて、反応に必要なハロゲンガス量が１
／４程度以下で済む。バッチ方式の場合に効率を上げよ
うとすると、更に多くのハロゲンガスが必要となり、本
発明方法との違いは一層顕著となる。また、バッチ方式
の処理では未反応ハロゲンガスと反応生成ガスと六フッ
化ウランガスが混合しているので、それらのガスを分離
するために大規模な分離精製設備を必要とするが、本発
明では遠心分離機の分離能力を利用しているために、そ
のような分離精製設備を別に設ける必要はない。In the present invention, in the uranium enrichment separation cascade, the halogen gas is circulated by cold operation of the centrifugal separator. Quantity 1
Only about / 4 or less is required. In order to increase the efficiency in the case of the batch method, more halogen gas is required, and the difference from the method of the present invention becomes more remarkable. In addition, since unreacted halogen gas, reaction product gas, and uranium hexafluoride gas are mixed in the batch process, a large-scale separation and purification facility is required to separate these gases. Since the separation capacity of the centrifuge is used, it is not necessary to separately provide such a separation and purification facility.
【００２０】[0020]
【発明の効果】本発明では、遠心分離機をコールド運転
しながらハロゲンガスからなるウラン除去処理用ガスを
ウラン濃縮分離カスケードに供給して固体ウラン化合物
の除去処理を行うので、次のような効果が生じる。 供給流量を制御しながら反応に必要なウラン除去処理
用ガスであるハロゲンガスをカスケードに導入できるの
で、ハロゲンガス使用量を少なくできる。そのためハロ
ゲンガスの発生、回収設備を小型化できる。 反応によって生成する六フッ化ウランガスとハロゲン
ガス（反応生成ガス及び未反応ガス）は、速やかに遠心
分離機内で廃品側と製品側に分離され、別々に回収でき
るので、排ガスの処理設備を簡素化できる。 ウラン除去処理用ガスであるハロゲンガスが自己循環
し、また反応生成ガスはカスケードの外に設けた反応生
成ガス回収設備によって回収されるので、カスケードに
は常に精製されたウラン除去処理用ガスを供給できるこ
とから、ウラン除去処理用ガスと固体ウラン化合物の反
応効率を上げることができる。 遠心分離機が運転状態にあるので、カスケードのハロ
ゲンガスの温度、圧力の条件は、供給しているウラン除
去処理用ガスの温度及び圧力より高くでき、ウラン除去
処理用ガスと固体ウラン化合物の反応効率を上げること
ができる。According to the present invention, the uranium removal treatment gas consisting of halogen gas is supplied to the uranium enrichment separation cascade while the centrifuge is operated cold to remove solid uranium compounds. Occurs. Since the halogen gas, which is a uranium removal processing gas required for the reaction, can be introduced into the cascade while controlling the supply flow rate, the amount of halogen gas used can be reduced. Therefore, the generation and recovery equipment for halogen gas can be reduced in size. The uranium hexafluoride gas and halogen gas (reaction product gas and unreacted gas) generated by the reaction are quickly separated into the waste side and the product side in the centrifuge and can be collected separately, simplifying the exhaust gas treatment equipment. it can. Halogen gas, a uranium removal gas, circulates by itself, and the reaction product gas is recovered by a reaction product gas recovery facility located outside the cascade, so the cascade always supplies purified uranium removal gas. As a result, the reaction efficiency between the uranium removal treatment gas and the solid uranium compound can be increased. Since the centrifuge is in operation, the temperature and pressure conditions of the cascade halogen gas can be higher than the temperature and pressure of the supplied uranium removal processing gas, and the reaction between the uranium removal processing gas and the solid uranium compound. Efficiency can be increased.
【００２１】更に本発明において、反応生成ガス回収設
備で回収した反応生成ガスを再フッ化設備によって再フ
ッ化処理するように構成すると、再フッ化されたハロゲ
ンガスがウラン除去処理用ガスとして再利用可能となる
ため、ハロゲンガスの大幅な節約となるばかりでなく、
廃棄物発生量の低減に寄与できる。Further, in the present invention, when the reaction product gas collected by the reaction product gas recovery equipment is configured to be refluorinated by the refluorination equipment, the refluorinated halogen gas is reused as the uranium removal processing gas. Not only saves a huge amount of halogen gas,
It can contribute to the reduction of waste generation.
【図１】本発明に係るウラン濃縮分離カスケード内の固
体ウラン化合物の除去システムの構成図。FIG. 1 is a configuration diagram of a system for removing a solid uranium compound in a uranium enrichment separation cascade according to the present invention.
１０ ウラン濃縮分離カスケード １２ ウラン除去処理用ガス供給設備 １４ 反応生成ガス回収設備 １６ 再フッ化設備 １８ 六フッ化ウランガス回収設備 ２０ カスケード配管 Reference Signs List 10 uranium enrichment separation cascade 12 gas supply equipment for uranium removal treatment 14 reaction product gas recovery equipment 16 refluorination equipment 18 uranium hexafluoride gas recovery equipment 20 cascade piping
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21F 9/28 G21C 19/44 ──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on front page (58) Field surveyed (Int.Cl. 6 , DB name) G21F 9/28 G21C 19/44
Claims (4)
ケードをコールド運転し、固体ウラン化合物と反応して
六フッ化ウランガスを生成するハロゲンガスをウラン除
去処理用ガスとして前記カスケードに供給し、該ウラン
除去処理用ガスとカスケード内に付着している固体ウラ
ン化合物とを反応させ、遠心分離機の分離能力を利用し
てカスケードの製品側から排出する軽成分である反応生
成ガスと未反応のハロゲンガスを反応生成ガス回収設備
に導入して反応生成ガスを捕集分離すると共に未反応の
ハロゲンガスを再びウラン除去処理用ガスとしてカスケ
ードに戻し、他方、ウラン除去処理用ガスと固体ウラン
化合物との反応で生成した重成分である六フッ化ウラン
ガスをカスケードの廃品側から排出させて六フッ化ウラ
ンガス回収設備で回収することを特徴とするウラン濃縮
分離カスケード内の固体ウラン化合物の除去方法。1. A uranium enrichment / separation cascade using a centrifugal separator is cold-operated, and a halogen gas which reacts with a solid uranium compound to generate uranium hexafluoride gas is supplied to the cascade as a uranium removal treatment gas. Reaction gas and unreacted halogen gas, which are light components discharged from the product side of the cascade by reacting the removal processing gas with the solid uranium compound attached in the cascade and utilizing the separation capacity of the centrifuge Is introduced into the reaction product gas recovery equipment to collect and separate the reaction product gas and return unreacted halogen gas to the cascade again as a uranium removal treatment gas, while reacting the uranium removal treatment gas with the solid uranium compound. Uranium hexafluoride gas, which is a heavy component generated in the above, is discharged from the waste side of the cascade and recovered by the uranium hexafluoride gas recovery facility. A method for removing a solid uranium compound in a uranium enrichment separation cascade, comprising the steps of:
ンガスを、反応生成ガス回収設備において蒸気圧の差を
利用して冷却分離する請求項１記載のウラン濃縮分離カ
スケード内の固体ウラン化合物の除去方法。2. The uranium solid compound in the uranium enrichment separation cascade according to claim 1, wherein the reaction product gas as a light component and the unreacted halogen gas are cooled and separated by utilizing a difference in vapor pressure in a reaction product gas recovery facility. Removal method.
成ガスを、再フッ化設備によって再フッ化してウラン除
去処理用ガスとし、カスケードに戻す請求項１又は２記
載のウラン濃縮分離カスケード内の固体ウラン化合物の
除去方法。3. The uranium enrichment separation cascade according to claim 1, wherein the reaction product gas recovered by the reaction product gas recovery facility is refluorinated by a refluorination facility to form a uranium removal treatment gas and returned to the cascade. A method for removing solid uranium compounds.
又は三フッ化塩素である請求項１乃至３記載のウラン濃
縮分離カスケード内の固体ウラン化合物の除去方法。4. The method for removing a solid uranium compound in a uranium enrichment separation cascade according to claim 1, wherein the uranium removal treatment gas is iodine heptafluoride or chlorine trifluoride.
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