JP4338898B2 - 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法 - Google Patents
使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP4338898B2 JP4338898B2 JP2000568089A JP2000568089A JP4338898B2 JP 4338898 B2 JP4338898 B2 JP 4338898B2 JP 2000568089 A JP2000568089 A JP 2000568089A JP 2000568089 A JP2000568089 A JP 2000568089A JP 4338898 B2 JP4338898 B2 JP 4338898B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- oxime
- organic
- purex
- alkyl
- iii
- 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.)
- Expired - Fee Related
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、核燃料の再処理に関し、特にプルトニウム及びネプツニウムからのウランの分離に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
多くの商用再処理プラントはピューレックス法を用いており、使用済み燃料を硝酸に入れて溶かし、続いて溶解ウラン及びプルトニウムを硝酸溶液から抽出して、無臭ケロシンのような不活性炭化水素に溶かした有機相のトリブチルホスフェート（ＴＢＰ）に入れる。この有機相は、次に、ウランをプルトニウムから分離するため溶媒抽出技術で処理される。
【０００３】
特に、有機相は、溶媒抽出による核分裂生成物の分離を受けると共に、ある場合にはその後、いわゆるＵ／Ｐｕ分離の前に、テクネチウムの除去を受ける。Ｕ／Ｐｕ分離においては、Ｐｕ（IV）は還元されてＰｕ(III）になるが、このＰｕ(III）は有機相に抽出されず、従って、Ｕが有機流に残っている間、水性流に従う。通常、Ｕ／Ｐｕ分離の際に使用される還元剤はＵ（IV）である。溶媒流中のＮｐ（VI）もまたＵ（IV）により還元されてＮｐ（IV）になる。Ｎｐ（IV）は、溶媒中に抽出可能であり、従って、Ｕ生成物と共に溶媒流れにある接触器を出る。ヒドラジン硝酸塩は、通常、特にＨＮＯ2による酸化のないようにＵ（IV）及びＰｕ(III）を安定化させるために使用される。Ｕ及びＰｕの分離を実際に行うためのユニットは、多段の接触器を備えており、最近の遠心接触器においては例えば６段が用いられている。
【０００４】
このような方法には以下の欠点がある。
・ヒドラジンがＴｃ(VII）イオンにより触媒作用で分解される。
・ある条件下でヒドラジンが望ましくない酸化生成物（例えば、アンモニウム
塩）を形成しうる。
・Ｕ（IV）はプラントで別のプロセスで製造しなければならず、従って、コス
トが増大する。
・２種の試薬(reagents)が必要である。
・ＮｐはＵから分離されないので、ＵからＮｐを除去するため下流側に追加の
プロセスが必要である。
【０００５】
また、現行の工業用ピューレックス法の課題は、同ピューレックス法が３サイクルのフローシート［（１）核分裂生成物を分離しＵ／Ｐｕの分離を行ういわゆるＨＡサイクル；（２）ウラン流を純化するＵＰサイクル；（３）プルトニウム流を純化するＰＰサイクル］を使用していることである。従って、単一の溶媒抽出サイクルがある改良型ピューレックス法を開発することが望まれている。
【０００６】
更に、ネプツニウムの原子価制御はピューレックス法の再処理における重要な問題になりうる。ネプツニウムは、ピューレックス法では、３つの異なる原子価状態Ｎｐ(IV），(Ｖ），(VI）の混合物として存在しうる。Ｎｐ(IV）及び（VI）の双方が溶媒相に抽出可能であるのに対して、Ｎｐ（Ｖ）はこの溶媒相に抽出可能ではない。Ｎｐをラフィネート流(raffinate streams）に指向させるために、Ｎｐは通常、（Ｖ）酸化状態で安定化される。これは複雑に入り組んだ問題であり、その理由は、３サイクルのうちの中間酸化状態だけでなく、Ｎｐ（Ｖ）もＮｐ（IV）及び（VI）への不均化のような競争反応を受け易く、硝酸により酸化されてＮｐ（VI）になるからである。従って、ネプツニウム制御は難しく、効果的なネプツニウム制御が高度化した再処理計画の主たる狙いとなっている。ピューレックスの商用再処理プラントにおいては、Ｎｐは、ウラン純化(ＵＰ)サイクル中にウランから分離されるのが一般的である。Ｎｐ（IV）はコンディショナーにおける水性相中で高温に加熱することによりＮｐ（Ｖ）及び（VI）に転換される。コンディショニングされた液体は、抽出及び洗浄ミキサーセトラーに給送され、そこでＮｐ（Ｖ）が水性ラフィネートに排出される。給送される液中に存在するいかなるＮｐ（VI）もヒドロキシルアミンにより還元されてＮｐ（Ｖ）となり、これが接触器の洗浄部に送られる。典型的なプロセスにおいては、Ｎｐからウラン生成物を除染するために２又は３つのミキサーセトラーが必要である。
【０００７】
Ｐｕ（IV）及びＮｐ（VI）についての効果的な還元剤を用いるＵ（IV）＋ヒドラジンシステムに替えて使える代替品を探すために数多の研究が行われてきた。還元剤の中でも、ブチルアルデヒド，ヒドロキノン，置換ヒドロキノン類，及びＮ−メチルヒドロキシルアミンやＮ，Ｎ−ジメチルヒドロキシルアミンのような置換ヒドロキシルアミン類が研究されてきた［ユ-ケウン・セイ（Yu-Keung Sze)，ゴスリン・ワイ・エー(Gosselin Y. A）の「核技術(Nucl. Technology)」１９８３年６３巻３号，４３１〜４４１頁；コルトノフ・ブイ・エス(Koltonov V.S,バラノフ・エス・エム(Baranov S. M.）の「放射化学（Radiokhimiya）１９９３年３５巻６号，１１〜２１頁；及びコルツノフ・ブイ(Koltunov V.），バラノフ・エス（Baranov S.）の「未来の核燃料サイクルシステムの評価に関する国際会議（グローバル９５）（International Conference on Evaluation of EmergingNuclear Fuel Cycle Systems（Global-95）)」１９９５年９月，フランス国ヴェルサイユ，議事録１巻５７７〜５８４頁］。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
このような既知のＮｐ及びＰｕ還元プロセスの課題は、それらの速度論が、最近のピューレックス式再処理プラントにおいて使用されるような遠心式又はその他の補力式接触器についての短い滞留時間に対して潜在的に余りにも遅いことである。特に、迅速にＰｕ（IV）を還元する還元剤を探し出すことが難しく、これは、遠心式接触器を使用すべき場合には更に難しい。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は、オキシム（化学式Ｒ2Ｃ＝ＮＯＨの化合物であり、ここでＲ2はＨ又は有機置換基，特にアルキル基である。）により共に還元されうることが分かってきた。
【００１０】
本発明は、Ｎｐ（VI）を含む有機相をオキシムと接触させる使用済み燃料再処理方法を提供している。好ましいオキシムは化学式Ｒ1ＨＣ＝ＮＯＨのアルドキシムであり、ここでＲ1は有機置換基である。有機置換基はアルキル基であることが好ましい。適当な置換基（特にアルキル基）は、メチル基及びプロピル基の炭素原子であることが好ましい５つまでの炭素原子、特に１，２又は３つの炭素原子を有するものを含んでいる。置換基がＨＯＮＨ−及びヒドロキシといえるように、本発明は、置換アルキル基を有するアルドキシムの使用方法を含んでいる。最も好ましいアルドキシムは化学式Ｈ3ＣＣＨ＝ＮＯＨを有するアセトアルドキシムであり、別の好ましいアルドキシムは化学式Ｈ3ＣＣＨ2ＣＨ2ＣＨ＝ＮＯＨを有するブチルアルドキシムである。オキシムはＮｐ（VI）を還元してＮｐ（Ｖ）とし、Ｎｐ（Ｖ）は次に水性相中に逆洗流入する。
【００１１】
有機相は、好ましくはＮｐ（VI）に加えてＵ（VI）及びＰｕ（IV）を含み、この場合、オキシムはＰｕ（IV）を還元して抽出不可のＰｕ(III）とし、これがＮｐ（Ｖ）と共に水性相中に逆洗流入することができる。少なくとも好ましいプロセス、特にアセトアルドキシム，ブチルアルドキシム又はその同族体を使用するプロセスにおいては、Ｎｐ（IV）へのＮｐ（Ｖ）の還元が起きないので、Ｕ生成物流の下流純化の必要がない。Ｎｐ（IV）へのＮｐ（Ｖ）の還元速度が低いことはアセトアルドキシムの重要な利点である。Ｎｐ（Ｖ）は次の式に従って還元される。
【００１２】
【数１】
ここで、５０℃で、ｋ＝９.２×１０-4l2.2mol-2.2min-1
である。
【００１３】
かかる純化が必要であるか、或いは望ましければ、処理された溶媒（有機）相は、次に親水性コンプレキサント−還元剤（complexant-reductant）（好ましくは、ホルモヒドロキサム酸）と接触して、Ｎｐ（IV）で錯化すると共にＮｐ（VI）を還元し、これを２次水性相中に逆洗流入する（ＷＯ ９７/３０４５６）。
【００１４】
好適な方法において、有機相はオキシムと接触し、Ｐｕ(III）及びＮｐ（Ｖ）は１次接触器において水性相中に逆洗流入する。Ｕ（VI）としてのＵは、有機相に留まっており、しかる後、通常の方法で次の接触器において希硝酸中に逆洗流入する。これらの接触器は多段接触器であることが適している。
【００１５】
本発明は、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）から選択された核種をそれぞれＮｐ（Ｖ）及びＰｕ(III）に還元する方法を含んでおり、該方法ではこの核種をオキシムと接触させることを含んでいる。勿論、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は、２つの核種をオキシムと組み合わせ接触することにより、一緒に還元されうる。
【００１６】
【発明の実施の形態】
本発明を添付図面に関して単なる一例として更に説明する。
図１は、本発明の再処理方法を実施するためのピューレックス式再処理プラントのフローチャートである。この方法において、オキシム（特にアセトアルドキシム又はブチルアルドキシム）を使用して、Ｕ／Ｐｕ分離工程においてＮｐ（VI）及びＰｕ（IV）を共に還元し、その結果得られるＮｐ（Ｖ）はＰｕ生成物（Ｐｕ（III））と共に誘導される。以下の記号が図で使用されている。
破線＝溶媒流
実線＝水性流
【００１７】
従って、本発明の好適な実施例において、使用済み燃料（図１におけるＨＡフィード）の溶解に起因する硝酸溶液は、例えば通常の方法で、核分裂生成物とおそらくＴｃとの除去を受ける。別のＴｃ除去接触器が付加されていてもよい。Ｕ，Ｐｕ及びＮｐを含むと共に、またある場合にはＴｃも含む合成有機流は、Ｕ／Ｐｕ分離工程に送られる。通常、ＵはＵ（VI）として、ＰｕはＰｕ（IV）として、ＮｐはＮｐ（VI）として存在する。Ｕ／Ｐｕ分離工程において、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は共に、オキシムにより抽出不可の形であるＰｕ(III）及びＮｐ（Ｖ）に還元される。オキシムはまたＨＮＯ2と反応し、従って、ヒドラジンのような付加的な捕捉剤は必要とされない。
【００１８】
Ｎｐ及びＰｕを含む水性流は、例えば通常の方法で固体生成物への転換のため生成物仕上げ（product finishing）に給送しうる。
【００１９】
随意であるが、処理された溶媒流は、残留しているＮｐ又はＰｕを水性流中に逆洗流入するためＮｐ／Ｐｕ研磨ユニットに送られる。Ｎｐ，Ｐｕを含む２つの水性流は合流してウラン抽出ユニットに送られ、Ｎｐ，Ｐｕを固体生成物に転換する前に、どんなウランも抽出して溶媒流に入れる。Ｐｕ，Ｎｐ生成物は廃棄してもよいし、或いはＭＯＸ燃料（ＭＯＸ＝混合酸化物（Ｕ＋Ｐｕ））の製造に際に使用してもよい。
【００２０】
本発明に従う第２実施例において、Ｎｐは、Ｕ／Ｐｕ分離工程中に溶媒流からのＰｕの逆洗後、Ｎｐ（VI）に対する還元剤としてオキシムを使用して、還元的ストリップ接触器(reductive strip contactor）においてウラン生成物溶媒流から除去される。その後、Ｎｐ−２３７は通常の方法で廃棄できる。
【００２１】
好適な実施例において、本発明の方法は、商用再処理プラントにおいて使用されているＰｕ及びＮｐの分離を不要にする。従って、プラントがもっと小型になり、そして溶媒流及び水性流が減少し、その結果、環境的及び経済的メリットが得られる結果になる。この方法は、Ｎｐを還元するのにオキシムのみを使用する点で優れたＮｐ制御（Ｕ，Ｎｐ分離）を特色としている。ＰｕもＮｐも、Ｕが充填された溶媒流から効率的に分離されうる。
【００２２】
本発明の好ましい方法の更なる利点は、Ｕ（IV）を還元剤として使用しないことである。従って、Ｕ（IV）がＰｕ，Ｎｐ生成物で逆洗されず、これは従って一層純粋である。このプロセスは、Ｕ／Ｐｕ分離工程における段数を減少させる機会を与える。更に、回収すべき２３５Ｕに減損Ｕ（IV）が添加されることがなく、従って、最終のウラン流はウラン濃縮プロセスにより適している。また、Ｕ（IV）を別のプロセスプラントで製造したり購入したりする必要もないので、更に経済的メリットが得られる。
【００２３】
通常のピューレックス法は、核分裂生成物の分離後、Ｔｃ分離工程を含んでいる。その理由は、Ｕ（IV）及びＰｕ(III）を安定化するために慣例的に使用されるヒドラジン硝酸塩がＴｃとの自己触媒反応に加わり、これがヒドラジンの望ましくない消費増加になるからである。本発明の好ましい方法においては、添加されるＵ（IV）はない。更に、非常に緩慢にだけＴｃと反応する好適なオキシムは、亜硝酸捕捉剤もしくはスカベンジャーとして役立ち、そのためＰｕ(III）の再酸化を低減する。従って、ヒドラジンは不要にすることができ、そしてＰｕ，Ｎｐ生成物及びＵ生成物について低いＴｃ基準が受け入れられれば、Ｔｃ除去工程もまた不要にしうる。
【００２４】
上述したプロセスは、Ｕ／Ｐｕ分離工程に入る活性溶媒フィードがオキシムで処理されてＰｕ（IV）をＰｕ(III）に還元しＮｐ（VI）をＮｐ（Ｖ）に還元するピューレックス式再処理法を例証していることが分かる。これらの還元種は水性流中に逆洗流入し、処理された溶媒流はＵ逆洗に供される。
【００２５】
従って、本発明は、核燃料の再処理からＰｕ，Ｎｐ生成物の製造を可能にしている。これは、Ｎｐが「可燃性」の中性子毒物質であるので、また、Ｐｕが燃料として再利用されればＮｐが存在するかどうかは問題ではないので、有利である。更に、不純なＰｕ生成物は核兵器の拡散を防止するので、不純なＰｕ生成物を製造することは有利である。最後に、Ｕは決して放射性ではなく、そしてＮｐは相当にα活性(α-active）汚染生成物であるから、ＵよりはＰｕと共にＮｐを除去するのがよい。
【００２６】
本発明の方法を使用して回収されたウラン及びプルトニウムは、例えば核燃料ペレットのように、発電全般に使用するのに適する核分裂性物質に形成しうる。核分裂性物質の例はＭＯＸ燃料である。
【００２７】
実施例１
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）とのアセトアルドキシムの反応について、それぞれ１次及び２次速度定数を求めた。反応終了の時間も測定した。その結果を、下記の表１に示す。この結果は、［CH3CHNOH］=0.1M,［HNO3］=1.0M,［Np(IV)］=1.7×10-4M,［Pu(IV)］=10-2Mで測定した。標準的な技術を用いた。
【００２８】
【表１】
【００２９】
Ｎｐ（Ｖ）の歩留りは１モルの酸化アセトアルドキシムについて３から４モルに増加するので、多分、Ｎｐ（VI）の還元は２つの最終化学式によって進行する。第１に、Ｎｐ（VI）が甚だしく過多の状態では、
【００３０】
【化１】
であり、第２に、アセトアルドキシムが過剰のときには、
【００３１】
【化２】
である。
Ｎｐ（VI）還元の速度は、
【００３２】
【数２】
と表わされる。
ここで、２６.０℃で、ｋ2＝２５４±１０min-1、
ＥACT＝６２.６±２.６ kj/molである。
Ｐｕ（IV）還元の速度は、
【００３３】
【数３】
と表わされる。
ここで、１９.５℃で、ｋ＝２５.３±１.９Ｍ1.1min-1
ＥACT＝８７.７±９.８ Ｋj/molである。
【００３４】
表２は、Ｐｕ（IV）との９９％（τ99）及び９９.９％（τ99.9）反応終了の時間を示している。
【００３５】
【表２】
【００３６】
実施例２
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）とのブチルアルドキシムの反応についてそれぞれ１次及び２次速度定数を求めた。反応終了の時間も測定した。その結果を下記の表２に示す。この結果は、［C3H7CHNOH］=0.1M,［Np(VI)］=1.7×10-4M,［Pu(IV)］=10-2Mで測定した。標準的な技術を用いた。
【００３７】
【表３】
暫定結果は、
【００３８】
【数４】
ここで、２０°及び３５°でそれぞれ、ｋ1＝１４６及び５６５min-1
【００３９】
【数５】
２２.５℃で、ｋ2＝６.６２mol3ｌ-3min-1
ＥACT≒１３０〜１４０ kj/molであった。
【００４０】
ブチルアルドキシムの利点は、ＨＮＯ3に関する高い逆次数（inverse order)及び大きなＥACTが中庸の温度上昇又は酸性度低下による速いＰｕ（IV）還元速度の実現を可能にすることであることが分かる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明の方法を組み入れたピューレックス式再処理法の概略フローチャートである。
【発明の属する技術分野】
本発明は、核燃料の再処理に関し、特にプルトニウム及びネプツニウムからのウランの分離に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
多くの商用再処理プラントはピューレックス法を用いており、使用済み燃料を硝酸に入れて溶かし、続いて溶解ウラン及びプルトニウムを硝酸溶液から抽出して、無臭ケロシンのような不活性炭化水素に溶かした有機相のトリブチルホスフェート（ＴＢＰ）に入れる。この有機相は、次に、ウランをプルトニウムから分離するため溶媒抽出技術で処理される。
【０００３】
特に、有機相は、溶媒抽出による核分裂生成物の分離を受けると共に、ある場合にはその後、いわゆるＵ／Ｐｕ分離の前に、テクネチウムの除去を受ける。Ｕ／Ｐｕ分離においては、Ｐｕ（IV）は還元されてＰｕ(III）になるが、このＰｕ(III）は有機相に抽出されず、従って、Ｕが有機流に残っている間、水性流に従う。通常、Ｕ／Ｐｕ分離の際に使用される還元剤はＵ（IV）である。溶媒流中のＮｐ（VI）もまたＵ（IV）により還元されてＮｐ（IV）になる。Ｎｐ（IV）は、溶媒中に抽出可能であり、従って、Ｕ生成物と共に溶媒流れにある接触器を出る。ヒドラジン硝酸塩は、通常、特にＨＮＯ2による酸化のないようにＵ（IV）及びＰｕ(III）を安定化させるために使用される。Ｕ及びＰｕの分離を実際に行うためのユニットは、多段の接触器を備えており、最近の遠心接触器においては例えば６段が用いられている。
【０００４】
このような方法には以下の欠点がある。
・ヒドラジンがＴｃ(VII）イオンにより触媒作用で分解される。
・ある条件下でヒドラジンが望ましくない酸化生成物（例えば、アンモニウム
塩）を形成しうる。
・Ｕ（IV）はプラントで別のプロセスで製造しなければならず、従って、コス
トが増大する。
・２種の試薬(reagents)が必要である。
・ＮｐはＵから分離されないので、ＵからＮｐを除去するため下流側に追加の
プロセスが必要である。
【０００５】
また、現行の工業用ピューレックス法の課題は、同ピューレックス法が３サイクルのフローシート［（１）核分裂生成物を分離しＵ／Ｐｕの分離を行ういわゆるＨＡサイクル；（２）ウラン流を純化するＵＰサイクル；（３）プルトニウム流を純化するＰＰサイクル］を使用していることである。従って、単一の溶媒抽出サイクルがある改良型ピューレックス法を開発することが望まれている。
【０００６】
更に、ネプツニウムの原子価制御はピューレックス法の再処理における重要な問題になりうる。ネプツニウムは、ピューレックス法では、３つの異なる原子価状態Ｎｐ(IV），(Ｖ），(VI）の混合物として存在しうる。Ｎｐ(IV）及び（VI）の双方が溶媒相に抽出可能であるのに対して、Ｎｐ（Ｖ）はこの溶媒相に抽出可能ではない。Ｎｐをラフィネート流(raffinate streams）に指向させるために、Ｎｐは通常、（Ｖ）酸化状態で安定化される。これは複雑に入り組んだ問題であり、その理由は、３サイクルのうちの中間酸化状態だけでなく、Ｎｐ（Ｖ）もＮｐ（IV）及び（VI）への不均化のような競争反応を受け易く、硝酸により酸化されてＮｐ（VI）になるからである。従って、ネプツニウム制御は難しく、効果的なネプツニウム制御が高度化した再処理計画の主たる狙いとなっている。ピューレックスの商用再処理プラントにおいては、Ｎｐは、ウラン純化(ＵＰ)サイクル中にウランから分離されるのが一般的である。Ｎｐ（IV）はコンディショナーにおける水性相中で高温に加熱することによりＮｐ（Ｖ）及び（VI）に転換される。コンディショニングされた液体は、抽出及び洗浄ミキサーセトラーに給送され、そこでＮｐ（Ｖ）が水性ラフィネートに排出される。給送される液中に存在するいかなるＮｐ（VI）もヒドロキシルアミンにより還元されてＮｐ（Ｖ）となり、これが接触器の洗浄部に送られる。典型的なプロセスにおいては、Ｎｐからウラン生成物を除染するために２又は３つのミキサーセトラーが必要である。
【０００７】
Ｐｕ（IV）及びＮｐ（VI）についての効果的な還元剤を用いるＵ（IV）＋ヒドラジンシステムに替えて使える代替品を探すために数多の研究が行われてきた。還元剤の中でも、ブチルアルデヒド，ヒドロキノン，置換ヒドロキノン類，及びＮ−メチルヒドロキシルアミンやＮ，Ｎ−ジメチルヒドロキシルアミンのような置換ヒドロキシルアミン類が研究されてきた［ユ-ケウン・セイ（Yu-Keung Sze)，ゴスリン・ワイ・エー(Gosselin Y. A）の「核技術(Nucl. Technology)」１９８３年６３巻３号，４３１〜４４１頁；コルトノフ・ブイ・エス(Koltonov V.S,バラノフ・エス・エム(Baranov S. M.）の「放射化学（Radiokhimiya）１９９３年３５巻６号，１１〜２１頁；及びコルツノフ・ブイ(Koltunov V.），バラノフ・エス（Baranov S.）の「未来の核燃料サイクルシステムの評価に関する国際会議（グローバル９５）（International Conference on Evaluation of EmergingNuclear Fuel Cycle Systems（Global-95）)」１９９５年９月，フランス国ヴェルサイユ，議事録１巻５７７〜５８４頁］。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
このような既知のＮｐ及びＰｕ還元プロセスの課題は、それらの速度論が、最近のピューレックス式再処理プラントにおいて使用されるような遠心式又はその他の補力式接触器についての短い滞留時間に対して潜在的に余りにも遅いことである。特に、迅速にＰｕ（IV）を還元する還元剤を探し出すことが難しく、これは、遠心式接触器を使用すべき場合には更に難しい。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は、オキシム（化学式Ｒ2Ｃ＝ＮＯＨの化合物であり、ここでＲ2はＨ又は有機置換基，特にアルキル基である。）により共に還元されうることが分かってきた。
【００１０】
本発明は、Ｎｐ（VI）を含む有機相をオキシムと接触させる使用済み燃料再処理方法を提供している。好ましいオキシムは化学式Ｒ1ＨＣ＝ＮＯＨのアルドキシムであり、ここでＲ1は有機置換基である。有機置換基はアルキル基であることが好ましい。適当な置換基（特にアルキル基）は、メチル基及びプロピル基の炭素原子であることが好ましい５つまでの炭素原子、特に１，２又は３つの炭素原子を有するものを含んでいる。置換基がＨＯＮＨ−及びヒドロキシといえるように、本発明は、置換アルキル基を有するアルドキシムの使用方法を含んでいる。最も好ましいアルドキシムは化学式Ｈ3ＣＣＨ＝ＮＯＨを有するアセトアルドキシムであり、別の好ましいアルドキシムは化学式Ｈ3ＣＣＨ2ＣＨ2ＣＨ＝ＮＯＨを有するブチルアルドキシムである。オキシムはＮｐ（VI）を還元してＮｐ（Ｖ）とし、Ｎｐ（Ｖ）は次に水性相中に逆洗流入する。
【００１１】
有機相は、好ましくはＮｐ（VI）に加えてＵ（VI）及びＰｕ（IV）を含み、この場合、オキシムはＰｕ（IV）を還元して抽出不可のＰｕ(III）とし、これがＮｐ（Ｖ）と共に水性相中に逆洗流入することができる。少なくとも好ましいプロセス、特にアセトアルドキシム，ブチルアルドキシム又はその同族体を使用するプロセスにおいては、Ｎｐ（IV）へのＮｐ（Ｖ）の還元が起きないので、Ｕ生成物流の下流純化の必要がない。Ｎｐ（IV）へのＮｐ（Ｖ）の還元速度が低いことはアセトアルドキシムの重要な利点である。Ｎｐ（Ｖ）は次の式に従って還元される。
【００１２】
【数１】
である。
【００１３】
かかる純化が必要であるか、或いは望ましければ、処理された溶媒（有機）相は、次に親水性コンプレキサント−還元剤（complexant-reductant）（好ましくは、ホルモヒドロキサム酸）と接触して、Ｎｐ（IV）で錯化すると共にＮｐ（VI）を還元し、これを２次水性相中に逆洗流入する（ＷＯ ９７/３０４５６）。
【００１４】
好適な方法において、有機相はオキシムと接触し、Ｐｕ(III）及びＮｐ（Ｖ）は１次接触器において水性相中に逆洗流入する。Ｕ（VI）としてのＵは、有機相に留まっており、しかる後、通常の方法で次の接触器において希硝酸中に逆洗流入する。これらの接触器は多段接触器であることが適している。
【００１５】
本発明は、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）から選択された核種をそれぞれＮｐ（Ｖ）及びＰｕ(III）に還元する方法を含んでおり、該方法ではこの核種をオキシムと接触させることを含んでいる。勿論、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は、２つの核種をオキシムと組み合わせ接触することにより、一緒に還元されうる。
【００１６】
【発明の実施の形態】
本発明を添付図面に関して単なる一例として更に説明する。
図１は、本発明の再処理方法を実施するためのピューレックス式再処理プラントのフローチャートである。この方法において、オキシム（特にアセトアルドキシム又はブチルアルドキシム）を使用して、Ｕ／Ｐｕ分離工程においてＮｐ（VI）及びＰｕ（IV）を共に還元し、その結果得られるＮｐ（Ｖ）はＰｕ生成物（Ｐｕ（III））と共に誘導される。以下の記号が図で使用されている。
破線＝溶媒流
実線＝水性流
【００１７】
従って、本発明の好適な実施例において、使用済み燃料（図１におけるＨＡフィード）の溶解に起因する硝酸溶液は、例えば通常の方法で、核分裂生成物とおそらくＴｃとの除去を受ける。別のＴｃ除去接触器が付加されていてもよい。Ｕ，Ｐｕ及びＮｐを含むと共に、またある場合にはＴｃも含む合成有機流は、Ｕ／Ｐｕ分離工程に送られる。通常、ＵはＵ（VI）として、ＰｕはＰｕ（IV）として、ＮｐはＮｐ（VI）として存在する。Ｕ／Ｐｕ分離工程において、Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）は共に、オキシムにより抽出不可の形であるＰｕ(III）及びＮｐ（Ｖ）に還元される。オキシムはまたＨＮＯ2と反応し、従って、ヒドラジンのような付加的な捕捉剤は必要とされない。
【００１８】
Ｎｐ及びＰｕを含む水性流は、例えば通常の方法で固体生成物への転換のため生成物仕上げ（product finishing）に給送しうる。
【００１９】
随意であるが、処理された溶媒流は、残留しているＮｐ又はＰｕを水性流中に逆洗流入するためＮｐ／Ｐｕ研磨ユニットに送られる。Ｎｐ，Ｐｕを含む２つの水性流は合流してウラン抽出ユニットに送られ、Ｎｐ，Ｐｕを固体生成物に転換する前に、どんなウランも抽出して溶媒流に入れる。Ｐｕ，Ｎｐ生成物は廃棄してもよいし、或いはＭＯＸ燃料（ＭＯＸ＝混合酸化物（Ｕ＋Ｐｕ））の製造に際に使用してもよい。
【００２０】
本発明に従う第２実施例において、Ｎｐは、Ｕ／Ｐｕ分離工程中に溶媒流からのＰｕの逆洗後、Ｎｐ（VI）に対する還元剤としてオキシムを使用して、還元的ストリップ接触器(reductive strip contactor）においてウラン生成物溶媒流から除去される。その後、Ｎｐ−２３７は通常の方法で廃棄できる。
【００２１】
好適な実施例において、本発明の方法は、商用再処理プラントにおいて使用されているＰｕ及びＮｐの分離を不要にする。従って、プラントがもっと小型になり、そして溶媒流及び水性流が減少し、その結果、環境的及び経済的メリットが得られる結果になる。この方法は、Ｎｐを還元するのにオキシムのみを使用する点で優れたＮｐ制御（Ｕ，Ｎｐ分離）を特色としている。ＰｕもＮｐも、Ｕが充填された溶媒流から効率的に分離されうる。
【００２２】
本発明の好ましい方法の更なる利点は、Ｕ（IV）を還元剤として使用しないことである。従って、Ｕ（IV）がＰｕ，Ｎｐ生成物で逆洗されず、これは従って一層純粋である。このプロセスは、Ｕ／Ｐｕ分離工程における段数を減少させる機会を与える。更に、回収すべき２３５Ｕに減損Ｕ（IV）が添加されることがなく、従って、最終のウラン流はウラン濃縮プロセスにより適している。また、Ｕ（IV）を別のプロセスプラントで製造したり購入したりする必要もないので、更に経済的メリットが得られる。
【００２３】
通常のピューレックス法は、核分裂生成物の分離後、Ｔｃ分離工程を含んでいる。その理由は、Ｕ（IV）及びＰｕ(III）を安定化するために慣例的に使用されるヒドラジン硝酸塩がＴｃとの自己触媒反応に加わり、これがヒドラジンの望ましくない消費増加になるからである。本発明の好ましい方法においては、添加されるＵ（IV）はない。更に、非常に緩慢にだけＴｃと反応する好適なオキシムは、亜硝酸捕捉剤もしくはスカベンジャーとして役立ち、そのためＰｕ(III）の再酸化を低減する。従って、ヒドラジンは不要にすることができ、そしてＰｕ，Ｎｐ生成物及びＵ生成物について低いＴｃ基準が受け入れられれば、Ｔｃ除去工程もまた不要にしうる。
【００２４】
上述したプロセスは、Ｕ／Ｐｕ分離工程に入る活性溶媒フィードがオキシムで処理されてＰｕ（IV）をＰｕ(III）に還元しＮｐ（VI）をＮｐ（Ｖ）に還元するピューレックス式再処理法を例証していることが分かる。これらの還元種は水性流中に逆洗流入し、処理された溶媒流はＵ逆洗に供される。
【００２５】
従って、本発明は、核燃料の再処理からＰｕ，Ｎｐ生成物の製造を可能にしている。これは、Ｎｐが「可燃性」の中性子毒物質であるので、また、Ｐｕが燃料として再利用されればＮｐが存在するかどうかは問題ではないので、有利である。更に、不純なＰｕ生成物は核兵器の拡散を防止するので、不純なＰｕ生成物を製造することは有利である。最後に、Ｕは決して放射性ではなく、そしてＮｐは相当にα活性(α-active）汚染生成物であるから、ＵよりはＰｕと共にＮｐを除去するのがよい。
【００２６】
本発明の方法を使用して回収されたウラン及びプルトニウムは、例えば核燃料ペレットのように、発電全般に使用するのに適する核分裂性物質に形成しうる。核分裂性物質の例はＭＯＸ燃料である。
【００２７】
実施例１
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）とのアセトアルドキシムの反応について、それぞれ１次及び２次速度定数を求めた。反応終了の時間も測定した。その結果を、下記の表１に示す。この結果は、［CH3CHNOH］=0.1M,［HNO3］=1.0M,［Np(IV)］=1.7×10-4M,［Pu(IV)］=10-2Mで測定した。標準的な技術を用いた。
【００２８】
【表１】
Ｎｐ（Ｖ）の歩留りは１モルの酸化アセトアルドキシムについて３から４モルに増加するので、多分、Ｎｐ（VI）の還元は２つの最終化学式によって進行する。第１に、Ｎｐ（VI）が甚だしく過多の状態では、
【００３０】
【化１】
【００３１】
【化２】
Ｎｐ（VI）還元の速度は、
【００３２】
【数２】
ここで、２６.０℃で、ｋ2＝２５４±１０min-1、
ＥACT＝６２.６±２.６ kj/molである。
Ｐｕ（IV）還元の速度は、
【００３３】
【数３】
ここで、１９.５℃で、ｋ＝２５.３±１.９Ｍ1.1min-1
ＥACT＝８７.７±９.８ Ｋj/molである。
【００３４】
表２は、Ｐｕ（IV）との９９％（τ99）及び９９.９％（τ99.9）反応終了の時間を示している。
【００３５】
【表２】
実施例２
Ｎｐ（VI）及びＰｕ（IV）とのブチルアルドキシムの反応についてそれぞれ１次及び２次速度定数を求めた。反応終了の時間も測定した。その結果を下記の表２に示す。この結果は、［C3H7CHNOH］=0.1M,［Np(VI)］=1.7×10-4M,［Pu(IV)］=10-2Mで測定した。標準的な技術を用いた。
【００３７】
【表３】
【００３８】
【数４】
【００３９】
【数５】
ＥACT≒１３０〜１４０ kj/molであった。
【００４０】
ブチルアルドキシムの利点は、ＨＮＯ3に関する高い逆次数（inverse order)及び大きなＥACTが中庸の温度上昇又は酸性度低下による速いＰｕ（IV）還元速度の実現を可能にすることであることが分かる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明の方法を組み入れたピューレックス式再処理法の概略フローチャートである。
Claims (16)
- Ｎｐ（VI）を含む有機相を、化学式Ｒ2Ｃ＝ＮＯＨ
〔式中の各Ｒは、別個にＨ又は有機置換基である。〕
で表されるオキシムと接触させて、Ｎｐ（VI）を還元してＮｐ（Ｖ）とした後、該Ｎｐ（Ｖ）を水性相中に逆洗流入することを特徴とする使用済み燃料の再処理方法。 - 前記オキシムが、化学式Ｒ1ＨＣ＝ＮＯＨで表されるアルキルオキシムであり、Ｒ1は有機置換基であることを特徴とする請求項１記載の方法。
- 前記有機置換基の各々が、アルキル又は置換アルキルであることを特徴とする請求項１又は２に記載の方法。
- 前記置換アルキルが、ＨＯＮＨ−もしくはヒドロキシにより置換されていることを特徴とする請求項３に記載の方法。
- 前記有機置換基の各々が、１，２又は３つの炭素原子を含むことを特徴とする請求項１〜４のいずれかに記載の方法。
- 前記オキシムが、ブチルアルドキシムであることを特徴とする請求項５に記載の方法。
- 前記オキシムが、アセトアルドキシムであることを特徴とする請求項５に記載の方法。
- 前記有機相がＵ，Ｐｕ及びＮｐを含んでおり、前記オキシムがＰｕを還元してＰｕ(III）とし、同様にＮｐ（VI）を還元してＮｐ（Ｖ）とし、該Ｐｕ(III）及び該Ｎｐ（Ｖ）を前記水性相中に逆洗流入することを特徴とする請求項１〜７のいずれかに記載の方法。
- 前記オキシムを使用する還元が、前記有機相からのプルトニウムの逆洗後に行われることを特徴とする請求項１〜７のいずれかに記載の方法。
- ピューレックス式再処理方法において、Ｕ／Ｐｕ分離工程に入る活性溶媒フィードを、化学式Ｒ2Ｃ＝ＮＯＨ
〔式中のＲ2は、Ｈ又は有機置換基である。〕
で表されるオキシムで処理して、Ｐｕを還元してＰｕ(III）とし、Ｎｐ（VI）を還元してＮｐ（Ｖ）とした後、還元種を水性相中に逆洗流入することを特徴とするピューレックス式再処理方法。 - 前記オキシムが、化学式Ｒ 1 ＨＣ＝ＮＯＨで表されるアルキルオキシムであり、Ｒ 1 は有機置換基であることを特徴とする請求項１０に記載の方法。
- 前記有機置換基の各々が、アルキル又は置換アルキルであることを特徴とする請求項１０又は１１に記載の方法。
- 前記置換アルキルが、ＨＯＮＨ−もしくはヒドロキシにより置換されていることを特徴とする請求項１２に記載の方法。
- 前記有機置換基の各々が、１，２又は３つの炭素原子を含むことを特徴とする請求項１０〜１３のいずれかに記載の方法。
- 前記オキシムが、ブチルアルドキシムであることを特徴とする請求項１４に記載の方法。
- 前記オキシムが、アセトアルドキシムであることを特徴とする請求項１４に記載の方法。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98115974 | 1998-08-28 | ||
| RU98115974A RU2229178C2 (ru) | 1998-08-28 | 1998-08-28 | Способ переработки отработанного ядерного топлива (варианты), восстановитель np(vi) |
| PCT/GB1999/002827 WO2000013187A1 (en) | 1998-08-28 | 1999-08-27 | Nuclear fuel reprocessing including reduction of np(vi) to np(v) with an oxime |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003526769A JP2003526769A (ja) | 2003-09-09 |
| JP4338898B2 true JP4338898B2 (ja) | 2009-10-07 |
Family
ID=28673167
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000568089A Expired - Fee Related JP4338898B2 (ja) | 1998-08-28 | 1999-08-27 | 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP4338898B2 (ja) |
| RU (1) | RU2229178C2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2870841B1 (fr) * | 2004-05-28 | 2007-02-09 | Commissariat Energie Atomique | Procede de coprecipitation d'actinides a des etats d'oxydation distincts et procede de preparation de composes mixtes d'actinides |
| FR2917227A1 (fr) * | 2007-06-07 | 2008-12-12 | Commissariat Energie Atomique | Utilisation de l'oxime de butyraldehyde en tant qu'agent anti-nitreux dans le retraitement de combustibles nucleaires uses. |
| RU2607644C2 (ru) * | 2015-06-23 | 2017-01-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива |
| FR3042904B1 (fr) * | 2015-10-21 | 2017-12-15 | Commissariat Energie Atomique | Utilisation d'aldoximes comprenant au moins cinq atomes de carbone comme agents anti-nitreux dans des operations de desextraction reductrice du plutonium |
| RU2756277C1 (ru) * | 2021-03-04 | 2021-09-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" | Способ химического обогащения урана легкими изотопами |
-
1998
- 1998-08-28 RU RU98115974A patent/RU2229178C2/ru not_active IP Right Cessation
-
1999
- 1999-08-27 JP JP2000568089A patent/JP4338898B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2229178C2 (ru) | 2004-05-20 |
| JP2003526769A (ja) | 2003-09-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2022061B1 (en) | Process for reprocessing a spent nuclear fuel and of preparing a mixed uranium-plutonium oxide | |
| RU2558332C9 (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония | |
| US7731870B2 (en) | Purex method and its uses | |
| US8778287B2 (en) | Pooled separation of actinides from a highly acidic aqueous phase using a solvating extractant in a salting-out medium | |
| JP2009537838A5 (ja) | ||
| Persson et al. | Hot test of a TALSPEAK procedure for separation of actinides and lanthanides using recirculating DTPA-lactic acid solution | |
| CN101076868B (zh) | 将铀ⅵ与锕系元素ⅳ和/或锕系元素ⅵ分离的方法及其应用 | |
| US4659551A (en) | Process for separation of neptunium from an organic phase in the recovery of irradiated fuel and/or fertile materials | |
| WO1999023667A2 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| US6413482B1 (en) | Method for reprocessing nuclear fuel by employing oximes | |
| JP4338898B2 (ja) | 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法 | |
| Campbell et al. | The chemistry of fuel reprocessing: present practices, future trends | |
| EP2223305B1 (en) | Use of a wash solution in continuous reprocessing of nuclear fuel and a system thereof | |
| US6444182B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing using hydrophilic substituted hydroxylamines | |
| JP4338899B2 (ja) | 使用済み燃料再処理方法、ピューレックス式再処理方法、Ｎｐ（ＶＩ）をＮｐ（Ｖ）に還元する方法、及びＰｕ（ＩＶ）をＰｕ（ＩＩＩ）に還元する方法 | |
| JP3310765B2 (ja) | 再処理施設の高レベル廃液処理方法 | |
| WO1999023668A1 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| JPH11202086A (ja) | 使用済燃料の再処理方法 | |
| RU2561065C1 (ru) | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu | |
| RU2066489C1 (ru) | Способ восстановительного разделения нептуния и плутония | |
| Koyama et al. | Present status of advanced aqueous separation process technology development | |
| Jenkins et al. | The Use of Uranium IV as a Reagent in the Aqueous Processing of Irradiated Uranium | |
| JPH1184073A (ja) | 使用済核燃料の再処理方法及びその再処理装置 | |
| JP2020071126A (ja) | マイナーアクチノイドの分離方法 | |
| JPS5847040B2 (ja) | プルトニウムの分離方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20060821 |
|
| A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711 Effective date: 20080613 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20080908 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20081118 |
|
| RD03 | Notification of appointment of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7423 Effective date: 20090116 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821 Effective date: 20090116 |
|
| A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20090218 |
|
| A602 | Written permission of extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602 Effective date: 20090225 |
|
| RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20090306 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20090518 |
|
| 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: 20090612 |
|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20090701 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120710 Year of fee payment: 3 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |