JPH01138495A - 照射済核燃料の再処理によって得たウランの貯蔵中に生じる痕跡量の放射性元素を除去する方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 １【刑１ 本発明は痕跡量の元素、特に照射済核燃料の再処理憾よ
って得たウランの貯蔵中に生じる痕跡量の放射性元素を
除去するための方法に係わる。

先遣Ｕ ウラン含有燃料は原子炉での燃焼後に再処理プラントで
処理される。この再処理プラントでは冷却した照射済燃
料を、プルトニウム及び核分裂生成物を含む超ウラン元
素からウランを選択的に分離するめなの一連の処理にか
ける。

このようにして核反応生成物から分離したウランは、再
処理ウランと称する。このウランは、再濃縮して原子炉
に再導入すべく、通常の燃料サイクルで再使用できるよ
うにできるだけ高い純度を有していなければならない。

この高度な精製処理にかけると、仕様書に規定されてい
るように放射能レベルが低く、普通の条件で使用できる
再処理ウランが得られる。このウランは再−使用する前
に、硝酸塩大水化物、酸化物、四フッ化物、六フッ化物
等の形態で貯蔵することができる。

しかしながら、この化学的精製処理がいかに高度であっ
ても、ウランの同位体、特に２３２ｕα放出体を除去す
ることはできない。′３２Ｕは痕跡状態、即ち数ｐｐｂ
（ｐａｒｔｓ　ｐｅｒ　ｂｉｌｌｉｏｎ）のレベルで貯
蔵ウラン中に残存し、それ自体に危険はない。　しかし
ながら、この２３２Ｕは貯蔵中に厄介な系列生成物（ｒ
ｅｌａｔｅｄ　ｐｒｏｄｕｃｔｓ）を発生させ、これら
の系列生成物が通常短期間の連続的崩壊によってα及び
β放出体を形成し、最終的には安定した２°ｓＰｂが生
じる。

この崩壊系列によって生じる系列生成物を順番に挙げる
と、２２”Ｔｈ、２２４Ｒａ、２２０Ｒｎ、２１６ｐｏ
、２１２ｐｌ、、２１２１３ｉ、””ＴＩ、２１２ｐｏ
、２Ｇ春ｐｌ、となる。崩壊期間は１．秒〜数日、２２
８７ｈの場合には１μ秒〜１．９１１年、′３２Ｕの場
合には１μ秒〜７２年である。この中で最も厄介な生成
物は２０ａ７１である。これはβ放出体であってγ照射
力が高＜　（２，６Ｍｅｖ）、′３２Ｕが十分な量の２
２１１７）、を発生させ且つこの２２８７）、の娘核種
が十分な量で発生すると問題になる。

実際には２年の貯蔵期間で平衡放射能の半分のレベルに
到達する。この放射能レベルの絶対値は当然、初期の再
処理ウラン中に存在する２３２Ｕの量に依存する１例え
ば、再処理後の２２２０含量が１．１５ｐｐｂ／Ｕであ
り且つ２３２Ｕの娘核種の放射能がＵ１ｇ当たり１００
Ｂｑのウランは、３．２５年の貯蔵期間後にはＵ１ｇ当
たり４０００Ｂｑの放射能を示すようになる。これは使
用者にとって極めて重大な問題である。

そこで、ウランの放射能を再処理後の初期値に戻すべく
、長期間の貯蔵の間に周期的に２３２Ｕの娘核種を除去
する必要がでてくる。

−ｍに再処理ウランを固体硝酸塩、酸化物又は四フッ化
物の形態で貯蔵する場合には、貯蔵生成物を溶解し、得
られた溶液を貯蔵形態に戻す前に、例えば樹脂、溶媒に
よる液体−液体交換、選択的沈澱等の一最的方法で精製
することによって前記周期的精製処理を行い得る。

これらの処理は複雑なだけでなく、使用する装置、生成
物又は試薬を著しく汚染し、廃棄前に処理しなければな
らない放射性廃棄物を生み出すという欠点を有する。

１１へ１江 本発明は再処理ウラン、即ち超ウラン元素及び核分裂物
質のような核反応生成物を予め除去したウランが、長い
貯蔵期間後の放射能レベルの上昇によっていかなる形態
の貯蔵にも適さないようになり、又は普通の防護条件で
は使用できなくなった場合に、この再処理ウランを簡単
に且つ汚染を伴わずに精製する方法を提供する。本発明
の精製方法を使用すると、前記放射能レベルを極めて低
い値、例えばＵ１ｇ当たり数百８Ｑ未満に低下させるこ
とができるため、再処理ウランを普通の条件で再び貯蔵
及び／又は使用することが可能になる。

本発明の目的はこのように、ウラン２３２によって生じ
る痕跡量の系列放射性物質を除去し、大規模な防護手段
を必要とせずに通常の条件で操作し、使用し又は再度貯
蔵することができる再処理ウランを供給することにある
。

本発明の別の目的は、濃縮装置及び／又は核燃料製造装
置で直接使用できる再処理ウランを得ることにある。

本発明の方法を使用すれば、ウランを長期間貯蔵しなけ
ればならない場合でも、貯蔵物を定期的に回収して放射
能が許容し得ないレベルに達する前に簡単且つ経済的に
精製することができる。その結果、次に本発明の精製処
理を行うまで通常の条件で新たに貯蔵するか、又はやは
り通常の放射線防護及び汚染条件で新たに使用すること
が可能になる。

本発明の別の目的は、痕跡量の放射性系列元素を汚染を
伴わずに簡単に除去する方法を提供することにある。こ
の方法では不純物が小さくまとまった分散しない状態で
回収されるため簡単且つ経済的に貯蔵でき、廃棄物も生
じない。

ｌ弧へ１１ 本発明はウラン含有燃料に由来する再処理ウランの精製
方法に係わる。前記再処理ウランは本来は、原子炉内に
ウラン含有燃料を通しな時に発生した元素が分離処理に
よって予め除去されているのであるが、これを貯蔵して
おいたためその間に放射能レベルが上昇して通常の条件
では使用できなくなったものである。この精製方法の目
的は、存在するウラン２３２の系列生成物に起因する前
記放射能を除去することにあり、その特徴は、前述のご
とき再処理ウランを気体状又は液体状六フッ化物の形態
で化学的に不活性の多孔性物質中に通すことにある。

即ち、本発明の方法の目的は、貯蔵中に発生し且つ除去
すべき放射能を発生させるウラン２３２の系列生成物を
、前記放射能のレベルが高くなりすぎた場合、例えば規
定によって定められた値を超えた場合に除去することに
ある。

貯蔵後の精製すべき再処理ウランは、六フッ化物以外の
化学的形態で貯蔵されている場合には公知の方法で六フ
ッ化物形態に転換する。但し、この再処理ウランは、本
発明の精製方法を簡単に適用できるように、六フッ化物
形態で、そのために用意された通常の容器内に貯蔵して
おくと特に有利である。

本発明の精製方法は、先ず前記六フッ化ウランをこれが
液体又は気体状態を示すような温度及び圧力条件下にお
く。容器内に貯蔵されている場合には、その容器を炉で
加熱すればよい。圧力は、断熱及び／又は加熱によって
適当な温度に維持された不活性密閉容器内の多孔性物質
を六フッ化ウラン流が正面から通過できるように、十分
に高くする必要がある。前記多孔性物質がら流出した精
製流は水冷貯蔵容器内に回収するか、又は任意の加工又
は使用装置、例えば濃縮、転換等の装置に直接導入する
。

六フッ化つラン流全部をこのように処理することは、濃
縮プラントでガス拡散によって生じるＯＦ、の同位体濃
縮現象とは異なる。

前記濃縮方法では、ＵＦ６流の主要部分を支持管と称す
る多孔質管内に通すことからなる。前記管は内側が非対
称的バリヤ層又は活性層で被覆されており、このバリヤ
層を介する拡散によってＵＦ６流の軽量同位体が選択的
に接線抽出（ｔａｎｇｅｎｔｉａｌｅｘｔｒａｃｔｉｏ
ｎ）されるために濃縮が起こる。前記多孔質管は活性層
を支持する役割しかもたず、拡散現象には関与しない。

活性層は非対称的である。

即ち、上流のＵＦ５流と接触する側では拡散が起こるよ
うに密度が高く、支持管と接触する他方の側では部分的
に濃縮した抽出υＦ、を通すべくミクロ多孔性になって
いる。従って、内側が活性層で被覆された多孔質管の一
端にＵＦ６流を導入すると、軽量同位体を多量に含んだ
ＵＦｓ流部背部分性層を介する拡散によって抽出され、
このＵＦ６流部背部分多い残りのＵＦｓ流部背部分損状
態で管の他端がら流出する。前記多孔質管内の圧力は低
い。

これに対し本発明では、ＯＦ、流会部が活性の多孔性物
質を正面から通過する。従って、本発明の方法は拡散と
いうよりｒ過であるが、前記物質は以下に説明するよう
に、フィルタとしてしか機能しないわけではない。

前記多孔性物質は互いに積重した複数の布又は網で構成
し得、その場合は六フッ化ウラン流がこれらの網をその
表面と垂直に通過する。前記多孔性物質はまた、１つの
布又は網をロール状に巻くことによって形成することも
でき、その場合には六フッ化ウランが網の巻きの軸線と
平行に通過する。前記網は化学的に不活性でなければな
らず、圧力及び温度条件に耐え得るものでなければなら
ない、この網は例えばｒｅｐｓタイプの金属が好ましい
、不活性の金属、例えば鋼、特にステンレス鋼、ニッケ
ル及びこれらの合金、又はインコネル（Ｉｎｃｏｎｅｌ
）もしくは、より好ましいものとして、モネル（Ｎｏｎ
ｅ　ｔ　）は総て使用可能である。

また、例えばアルミナ、窒化物、炭化物等のようなセラ
ミックか又は好ましくは金属の総ての化学的に不活性な
多孔質焼結材料も使用でき、あるいは、繊維をベースと
する焼結金属フェルトも使用し得る。使用できる金属は
前述のものと同じである。

容器及び多孔性物質は化学的に不活性でなければならな
い。即ち、フッ素及びその誘導体、フッ化物ＩＦ、（Ｉ
Ｆ、等の作用に耐えることができるものでなければなら
ない。多孔性物質の目詰まり及び流出する六フッ化物の
汚染を回避すべく、前記容器及び多孔性物質の腐食性は
低レベルでなければならない。

除去すべき系列生成物の重量は微量であり、実質的にそ
のままでは測定できない、ウラン２３２は最初極めてＲ
ＭＣ数ｐｐｂ）　Ｌか存在しないからである。従って、
分析用のサンプリングは常に代表試料が得られるように
注意しなければならない。そのため分析は放射能の観点
から実施するのが普通であり、好ましくは極め°て大き
い試料に関して、更には使用する六フッ化物全体に関し
て行う。

これらの系列生成物の大部分は固体又は気体フッ化物の
形態を有すると思われ、これらの生成物が液体又は気体
ＵＰ、中に固体フッ化物粒子で存在する場合には、前記
系列生成物がその場で形成されるという理由から、極め
て小さく分子サイズ程度でさえある大きさを有すると考
えられる。

このように、驚くべきことに前記多孔性物質は、その構
造及び遮断力を極めて広い範囲で選択でき、前記系列生
成物を全部捕捉し得る。特に、遮断力は極めて広い範囲
で選択できるが、その値が小さすぎると、面積が同一の
場合には、六フッ化物の流量が低下し、その値が高すぎ
る場合には多孔性物質の厚みをより厚くしなければなら
なくなる。

実際の操作では、十分な精製効率を得るためには、孔の
相当直径を１１００ｐ未満、好ましくは５０ｐｍ未溝に
する必要がある。この直径はＩＳＯ規格４００３−１９
７７（Ｆ）に従いｂｕｌｌｏｓｃｏｐｙによって測定す
る・これと同時に多孔性物質の厚みは、該多孔性物質が
金属焼結フェルト又は布からなる場合には、通常１００
ｍｍ以上にする。焼結多孔性物質の場合には通常０．５
〜１０ＩＩＩＩ１１、好ましくは１．５〜５ｆｆｌｆｆ
ｌの厚みにする。

液体又は気体穴フッ化物の通過速度は通常２５０ｍ／時
未満、好ましくは１５〜１００ｍ／時にする。多孔性物
質との接触時間は通常１００分の数秒以上、好ましくは
０．１〜１０秒にする。

これらのパラメータから明らかなように、流量は高くす
ることができる。これは、気体穴フッ化物を使用する場
合には特に有利である。また、滞留時間又は速度が一定
であれば、液体穴フッ化物を処理する方がより有利であ
る。

また、アクセス面積の比較的小さい多孔質体を用いて大
きな流量の六フッ化物流を処理することもできる。例え
ば、５００ｋｇ／時のＯＦ、を処理するには前記面積が
約０．５ｍ２であれば十分であり得る。

これは、精製装置全体の小型化につながる。

本発明の方法はウラン２３２系列生成物に起因して出発
穴フッ化物中に存在する放射能の９８％以上を除去する
ことができ、通常は９９．７％を越えるほど高い精製率
が得られる。これらの結果は、容器もしくはダクトに接
触して行われるγ照射測定、又は好ましくは容器全体も
しくは代表試料の分光測定を、処理の前と後で比較する
ことによって得られる。

多孔性物質が処理中に固定した生成物で十分に汚染され
たら、密閉容器及びその中の多孔性物質を新しいシステ
ムと交換する。前記汚染は、前記容器に接触して行う照
射によって測定する。このシステムは小型であるため、
遠方でも簡単に操作でき、そのままで又は処理した後で
、管理された廃棄物処理場に簡単に廃棄でき、又は再使
用の前に放射能を低下させるべく貯蔵することもできる
。

本発明の方法は、任意の量のウランタ３５を同位体の形
で含む再処理ウランに使用できる。この方法は濃縮ウラ
ン、特に２３２Ｕ濃度が高いウランに適用すると有利で
ある。′３２Ｕ含量が高いほど低照射貯蔵期間は短かく
なる。この方法は、再処理ウランがＯＦ６形態で貯蔵さ
れている場合には、本発明の多孔性物質を介して送出容
器から受容容器に時々移送するだけなので極めて簡単且
つ有利に実施でき、また再処理ウランを極めて長い期間
にわたって貯蔵できるようにする。

及１匠 本発明がより良く理解されるように、以下に非限定的実
施例を挙げる。

！ 出発生成物はアルミニウムをベースとする合金の容器内
に貯蔵しておいた再処理穴フッ化ウランである。受容容
器も前記と同じタイプである。精製すべき生成物を収容
する送出容器を精製装置に接続し、この精製装置を受容
容器に接続する。これらの接続を行う手段はステンレス
鋼製であって必要な遮断又は止め弁を備え、且つＯから
６バールの目盛りのついた圧力計を前記容器の近傍に具
備する。

前記回路には、該回路及び受容容器内に存在する不活性
ガスを精製繰作に先立って除去するための第１真空ポン
プを分岐状に接続した。

受容容器には、中を水が循環する冷却用外部螺旋管を具
備する。この容器は、移送状況を観察できるように検量
装置上に配置する。

前記精製装置は直径５９ｍｍのステンレス鋼製円筒状容
器からなり、この容器の両端から送出容器及び受容容器
との間の接続管が延びる。前記容器内には直径５０１Ｉ
Ｉ＋のディスク状多孔性物質を横断方向に配置する。こ
の多孔性物質の上流側及び下流側の間の圧力降下は差圧
計によって測定される。送出容器及び精製装置は同一加
熱炉内に配置する。

この実施例では様々な多孔性物質をテストする。

本発明の精製処理を実施するためには、先ず装置内を真
空にして不活性ガスを除去する。次いで前記加熱炉を加
熱して送出容器を約８０℃にし、その圧力を安定させる
。これと同時に、受容容器を冷却する。

圧力が安定したら、弁を操作して気体ＯＦ６を多・孔性
物質に通す。

前記六フッ化物の汚染物除去は出発υＦ６及び精製ＯＦ
、を２３２Ｕ娘核種の活性を放射化学分析にかけ、その
結果を比較することによって測定する。

これら２つの測定結果の比として表わされる精製率を、
使用した種々の多孔性物質に関して次表に示す。

夾１」［Ｌ この実施例で使用する装置は１４を以下のＵＦｒ、を収
容する円筒体を処理できる。この装置は実施例１の装置
と類似しているが、受容容器が水スプリンクラーシステ
ムで冷却される点が異なり、また精製装置も異なる。

この実施例の精製装置は、内部に５つの同一タイプの多
孔性物質カートリッジが平行に配置された円筒形容器を
含む。前記カートリッジは円筒形であり、一端が閉鎖さ
れている。このような構造゛にすると、容器の大きさを
小さく抑えながら多孔性物質へのアクセス面積を増大さ
せることができる。該実施例では前記面積が０．５ｃｍ
２であり、容器の直径が３０ｃｍ、容積が６５ｆｆｉで
ある。

多孔性物質は焼結モネル金属であり、孔の相当直径は５
０μｍ、各カートリッジの有効厚みは２ｍｍである。

円筒状ＵＦ６容器は前述のごと＜８０°Ｃに加熱する。

処理中の送出円筒体内の圧力は１．２〜１．８バールで
あり、受容円筒体内の圧力は０．６〜１．２である。気
体’ＵＦ、の流量は、ＯＦ、の合計移送量が１４ｔの場
合には、５７〜３３１ｋｇ／時にした。速度は相関的に
３６〜８２ｍ／時で変化し、多孔性物質内の滞留時間は
０．６〜０．２６秒であった。

処理の前及び後で採取した代表試料について１分光測定
により行った２３２Ｕ娘核種の活性測定の結果、前記条
件下での精製率は９９．７％であった。

Claims (7)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉で発生した核分裂物質を予め除去したが、
   長期間貯蔵したためその間に放射能レベルが高い限界値
   に達してしまった再処理ウランを精製する方法であって
   、存在するウラン２３２の系列生成物に起因する前記放
   射能を除去すべく、前記再処理ウランを液体状又は気体
   状六フッ化物形態で化学的に不活性な多孔性物質に通す
   ことを特徴とする方法。
2. （２）多孔性物質の孔の相当直径が１００μｍ未満、好
   ましくは５０μｍ未満であることを特徴とする請求項１
   に記載の方法。
3. （３）多孔性物質が好ましくは多孔性焼結物質、より好
   ましくは焼結金属であることを特徴とする請求項１又は
   ２に記載の方法。
4. （４）焼結金属がステンレス鋼、ニッケルもしくはその
   合金、又はモネル・メタルであることを特徴とする請求
   項３に記載の方法。
5. （５）多孔性焼結物質が０．５〜１０ｍｍ、好ましくは
   １．５〜５ｍｍの厚さを有することを特徴とする請求項
   ３に記載の方法。
6. （６）六フッ化物を気体状態で処理することを特徴とす
   る請求項１から５のいずれかに記載の方法。
7. （７）多孔性物質に気体状六フッ化物を通す速度が２５
   ０ｍ／時未満、好ましくは１５〜１００ｍ／時であるこ
   とを特徴とする請求項６に記載の方法。