JP4627517B2

JP4627517B2 - 使用済み核燃料の再処理方法

Info

Publication number: JP4627517B2
Application number: JP2006184546A
Authority: JP
Inventors: 国義星野; 文雄河村
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2006-07-04
Filing date: 2006-07-04
Publication date: 2011-02-09
Anticipated expiration: 2026-07-04
Also published as: JP2008014708A

Description

本発明は、原子力発電所で発生する使用済み核燃料の再処理方法に関する。

使用済み核燃料の再処理方法には、乾式法、湿式法、乾式法と湿式法を組み合わせた方法などがある。特許文献１には、使用済み核燃料に、まずフッ素またはフッ素化合物を作用させてウラン（Ｕ）の一部分あるいは大部分を揮発除去したのち、残ったＵ、プルトニウム（Ｐｕ）、その他の固体物を溶媒抽出法により処理する再処理方法が記載されている。

特開２００２−２５７９８０号公報（要約）

乾式法と湿式法を組み合わせた方法は、高精製度の製品、特にＵとＰｕの混合酸化物を得る上で優れた方法である。しかし、この方法は、溶媒抽出工程において、フッ化物イオンの濃度が高くなると、Ｐｕのフッ化物が沈殿し、Ｐｕの抽出処理ができなくなることがわかった。また、溶媒抽出工程中の硝酸環境において、フッ化物イオンが共存すると、材料表面へ酸化皮膜が形成されなくなり、ステンレス鋼やジルコニウム等の再処理装置構成材料の腐食が加速され、装置寿命を低下させる問題があることがわかった。

本発明の目的は、フッ化物揮発法と溶媒抽出法を組み合わせた使用済み核燃料の再処理方法において、湿式工程でＰｕのフッ化物が沈殿し、さらに湿式工程でのフッ化物イオンの混入を抑制して、Ｐｕの抽出効率の向上と装置構成材料の腐食防止を図った再処理方法を提供することにある。

本発明は、使用済み核燃料にフッ素またはフッ素化合物を作用させてウランの一部分あるいは大部分をフッ化物に転換して揮発除去するフッ化工程と、その後、残ったウラン、プルトニウム、その他の固体物を酸性水溶液に溶解し、溶媒抽出法により処理する溶媒抽出工程とを含む使用済み核燃料の再処理方法において、前記固体物を酸性水溶液に溶解する前段階でフッ化物イオンを除去するフッ化物イオン除去工程を設け、前記フッ化物イオン除去工程で、前記固体物に水を作用させることにより固体物に含まれるフッ化物を溶解し、水溶液中にフッ化物イオンを移行させて除去することを特徴とする。

フッ化処理後の固体物に含まれるフッ化物イオンを、湿式工程に移行する前に予め除去しておくことにより、固体物を湿式工程に移行させたときに水溶液中のフッ化物イオン濃度が高くなるのを防ぎ、Ｐｕフッ化物の沈殿が発生するのを抑制することができる。これにより、Ｐｕの抽出効率の向上を図ることができる。つまり、下記（１）式の化学反応式で、湿式工程の水溶液中のフッ化物イオン濃度が下がり、反応が右に移行し、ＰｕＦ_４の濃度が低くなり、水溶液中の溶解度以下となれば、ＰｕＦ_４の沈殿を防ぐことができる。

ＰｕＦ_４⇔Ｐｕ^４＋＋４Ｆ⁻ ……（１）
また、湿式工程において、水溶液中のフッ化物イオンの濃度が下がることにより、フッ化物イオンが共存する硝酸環境による材料の腐食を防ぐことができる。

本発明では、フッ化物イオンを除去するための第１の方法として、フッ化処理後の固体物に水蒸気を高温で作用させることにより、フッ化物を酸化物に転換し、フッ化物イオンをフッ化水素として除去することを提案する。この方法による化学反応式を（２）式に示す。ここで、Ｍは、Ｕ、Ｐｕ及び核分裂生成物を表す。

ｎＭ_ｘＦ_ｙ＋ｍＨ_２Ｏ→Ｍ_ｎＯ_ｍ＋２ｍＨＦ ……（２）
また、フッ化物イオンを除去するための第２の方法として、フッ化処理後の固体物を水に作用させて、水溶性のフッ化物を水に溶解させ、フッ化物イオンを水に移行させて除去することを提案する。この方法では、湿式工程に入る前の段階で、予め水溶性フッ化物である核分裂生成物を除去することができ、後段の湿式工程での核分裂生成物除去の負荷を低減することができる。フッ化処理後の固体物に含まれるＰｕＦ_４及びフッ化されなかったウラン酸化物は、水に不溶のため沈殿物として回収することが可能である。

また、フッ化物イオンを除去するための第３の方法として、上記の第１の方法と第２の方法を組み合わせることを提案する。具体的には、フッ化処理後の固体物に水蒸気を高温で作用させることによりフッ化物を酸化物に転換し、フッ化物イオンをフッ化水素として揮発除去する。水蒸気処理後の固体物には、水蒸気により酸化物に転換されなかったフッ化物が含まれる。そこで、次に水蒸気処理後の固体物を水に作用させ、酸化物に転換されなかったフッ化物のうち水溶性の化合物を水に溶解させ、フッ化物イオンを水に移行させて除去する。

本発明によれば、溶媒抽出工程においてＰｕフッ化物が沈殿するのを抑制し、Ｐｕ抽出効率の向上を図ることができる。また、溶媒抽出工程において、水溶液中でのフッ化物イオンの濃度を低く抑え、溶媒抽出工程での装置構成材料の腐食を防ぐことができる。

以下、図面を用いて、本発明の実施例を説明する。

本発明の基本的な処理工程を、図１を用いて説明する。使用済み核燃料１を脱被覆粉体処理後、フッ化工程２において、フッ化反応層内でフッ化剤３としてフッ素ガスを供給し、使用済み核燃料のフッ化処理を行う。使用済み核燃料に含まれる大部分のＵはＵＦ_６として揮発するので、この揮発したＵＦ_６をＵ精製工程で精製しＵＦ_６として回収する（ＵＦ_６製品４）。一方、フッ化工程で揮発されなかった固体物は、フッ化物イオン除去工程５でフッ化物イオンを除去したのち、溶媒抽出工程６に送り、再処理して含Ｐｕ製品７として回収する。溶媒抽出工程６は、たとえば従来のピューレックス法が採用可能である。

本実施例によれば、フッ化物イオン除去工程５で予めフッ化物イオンを除去しているため、溶媒抽出工程６において水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられ、Ｐｕフッ化物が沈殿するのを防ぐことができる。これにより、Ｐｕの抽出効率を向上させることができる。また、溶媒抽出工程６において水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられることで、溶媒抽出工程での材料の腐食を防ぐことができる。

フッ化物イオンを除去する方法として、水蒸気を作用させる場合について、図２を用いて説明する。使用済み核燃料１を脱被覆粉体処理後、フッ化工程２において、フッ化反応層内でフッ化剤３としてフッ素ガスを供給し、使用済み核燃料のフッ化処理を行う。使用済み核燃料に含まれる大部分のＵはＵＦ_６として揮発し、揮発したＵＦ_６はＵ精製工程で精製されＵＦ_６として回収される。一方、フッ化工程２で揮発されなかった固体物は、酸化物転換工程２１において、６００℃前後の高温に保持された反応炉内で水蒸気２２と反応させる。固体物であるフッ化化合物は（２）式の化学反応式により酸化物に転換され、反応生成物としてＨＦが生じる。ＨＦは気体として反応炉から除去（ＨＦ除去２３）される。反応炉としては、たとえばロータリーキルンが採用可能である。水蒸気処理された固体物は、溶媒抽出工程６に送られて再処理される。

本実施例では、酸化物転換工程２１で予めフッ化物イオンを除去しているため、溶媒抽出工程６において水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられ、Ｐｕフッ化物が沈殿するのを防ぐことができる。これにより、Ｐｕの抽出効率を向上させることができる。また、溶媒抽出工程６において、水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられることで、溶媒抽出工程での材料の腐食を防ぐことができる。

フッ化物イオンを除去する方法として、水を作用させる場合について、図３を用いて説明する。使用済み核燃料１を脱被覆粉体処理後、フッ化工程２において、フッ化反応層内でフッ化剤３としてフッ素ガスを供給し、使用済み核燃料のフッ化処理を行う。使用済み核燃料に含まれる大部分のＵはＵＦ_６として揮発し、揮発したＵＦ_６はＵ精製工程で精製されＵＦ_６として回収される。一方、フッ化工程で揮発されなかった固体物は、水洗浄工程３１において洗浄槽内で水３２と混合される。固体物に含まれるフッ化化合物のうち、水溶性の化合物は水に溶解し、フッ化物イオンが水中に移行する。固体物に含まれるＰｕＦ_４及びフッ化されなかったウラン酸化物は、水に不溶のため沈殿物として回収する。水洗浄後の固体物は、溶媒抽出工程６に送られて再処理される。

本実施例では、水洗浄工程３１で予めフッ化物イオンを除去しているため、溶媒抽出工程６において水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられ、Ｐｕフッ化物が沈殿するのを防ぐことができる。これにより、Ｐｕの抽出効率を向上させることができる。また、溶媒抽出工程６において、水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられることで、溶媒抽出工程での材料の腐食を防ぐことができる。さらに、予め水溶性フッ化物である核分裂生成物３３（水溶性ＦＰフッ化物：水溶性フィッションプロダクト）を除去することができ、後段の湿式工程での核分裂生成物除去の負荷を低減することができる。

フッ化物イオンを除去する方法として、水蒸気を作用させる方法と水を作用させる方法を組み合わせた場合について、図４を用いて説明する。使用済み核燃料１を脱被覆粉体処理後、フッ化工程２において、フッ化反応層内で、フッ化剤３としてフッ素ガスを供給し、使用済み核燃料のフッ化処理を行う。使用済み核燃料に含まれる大部分のＵはＵＦ_６として揮発し、揮発したＵＦ_６はＵ精製工程で精製されＵＦ_６として回収される。一方、フッ化工程で揮発されなかった固体物は、酸化物転換工程２１において、６００℃前後の高温に保持された反応炉内で水蒸気２２と反応させる。（２）式の化学反応式により、フッ化化合物は酸化物に転換され、反応生成物としてＨＦが生じる。ＨＦは気体として反応炉から除去される。反応炉としては、たとえばロータリーキルンが採用可能である。水蒸気処理された固体物は、次に水洗浄工程３１に送られる。水蒸気処理後の固体物には、水蒸気により酸化物転換されなかったフッ化化合物が含まれる。水洗浄工程３１において、固体物は洗浄槽内で水と混合される。固体物に含まれるフッ化化合物のうち、水溶性の化合物は水に溶解し、フッ化物イオンが水中に移行する。固体物に含まれるＰｕＦ_４及びフッ化されなかったウラン酸化物は、水に不溶のため沈殿物として回収する。水洗浄後の固体物は、溶媒抽出工程６に送られて再処理される。

本実施例によれば、酸化転換工程で予めフッ化物イオンを除去し、かつ、酸化物転換工程で酸化転換されずに残っているフッ化物を水洗浄工程でさらにフッ化物イオンとして除去できる。酸化物転換工程及び水洗浄工程を組み合わせることにより、フッ化物イオンの除去を効率的に行うことが可能である。これにより、溶媒抽出工程において水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が極めて低く抑えられ、Ｐｕフッ化物が沈殿するのを防ぎ、Ｐｕの抽出効率を向上させることができる。また、溶媒抽出工程において、水溶液中でのフッ化物イオンの濃度が低く抑えられることで、溶媒抽出工程での材料の腐食を防ぐことができる。さらに、予め水溶性フッ化物である核分裂生成物を除去することができ、後段の湿式工程での核分裂生成物除去の負荷を低減することができる。

本発明による再処理方法の基本的な工程図である。フッ化物イオン除去方法として水蒸気を作用させる場合の工程図である。フッ化物イオン除去方法として水を作用させる場合の工程図である。フッ化物イオン除去方法として水蒸気と水を作用させる場合の工程図である。

符号の説明

１…使用済み核燃料、２…フッ化工程、３…フッ化剤、５…フッ化物イオン除去工程、６…溶媒抽出工程、２１…酸化物転換工程、２２…水蒸気、３１…水洗浄工程、３２…水。

Claims

使用済核燃料にフッ素またはフッ素化合物を作用させてウランの一部分あるいは大部分をフッ化物に転換して揮発除去するフッ化工程と、その後、残ったウラン、プルトニウム、その他の固体物を酸性水溶液に溶解し、溶媒抽出法により処理する溶媒抽出工程とを含む使用済み核燃料の再処理方法において、前記固体物を酸性水溶液に溶解する前段階でフッ化物イオンを除去するフッ化物イオン除去工程を設け、
前記フッ化物イオン除去工程で、前記固体物に水を作用させることにより固体物に含まれるフッ化物を溶解し、水溶液中にフッ化物イオンを移行させて除去することを特徴とする使用済み核燃料の再処理方法。
使用済核燃料にフッ素またはフッ素化合物を作用させてウランの一部分あるいは大部分をフッ化物に転換して揮発除去するフッ化工程と、その後、残ったウラン、プルトニウム、その他の固体物を酸性水溶液に溶解し、溶媒抽出法により処理する溶媒抽出工程とを含む使用済み核燃料の再処理方法において、前記固体物を酸性水溶液に溶解する前段階でフッ化物イオンを除去するフッ化物イオン除去工程を設け、
前記フッ化物イオン除去工程で、まず前記固体物の中に含まれるフッ化物に水蒸気を作用させることによりフッ化物を酸化物に転換して、フッ化物イオンをフッ化水素として除去し、次いで、固体物に水を作用させることにより固体物に含まれるフッ化物を溶解し、水溶液中にフッ化物イオンを移行させて除去することを特徴とする使用済み核燃料の再処理方法。