JPH0373898A - 使用済核燃料の再処理方法 - Google Patents
使用済核燃料の再処理方法Info
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- JPH0373898A JPH0373898A JP1209673A JP20967389A JPH0373898A JP H0373898 A JPH0373898 A JP H0373898A JP 1209673 A JP1209673 A JP 1209673A JP 20967389 A JP20967389 A JP 20967389A JP H0373898 A JPH0373898 A JP H0373898A
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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
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- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
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- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Electrolytic Production Of Metals (AREA)
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。
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Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は金属燃料からなる使用済核燃料の再処理方法に
関する。
関する。
（従来の技術）
従来、高速増殖炉の使用済金属燃料を再処理する方法と
しては、高温冶金法を用いた再処理方法（Ｔｒａｎｓ、
ＡＮＳ、５０．２０５（１９８５））があるが、この方
法では炉心燃料とブランケット燃料はそれぞれ別々に処
理され、ブランケット燃料はハロゲン化物スラグ法を除
いて炉心燃料と同様な処理が行われる。
しては、高温冶金法を用いた再処理方法（Ｔｒａｎｓ、
ＡＮＳ、５０．２０５（１９８５））があるが、この方
法では炉心燃料とブランケット燃料はそれぞれ別々に処
理され、ブランケット燃料はハロゲン化物スラグ法を除
いて炉心燃料と同様な処理が行われる。
すなわち、まず解体及び剪断した使用済金属燃料をセラ
ミック等からなるバスケット内に収容して電解精製槽内
に配置し、液体カドミウム中に溶解させる。そして、液
体カドミウムの上部に例えばＬｉＣ１−ＮａＣ１−Ｃａ
Ｃ１□−ＢａＣ１２またはＬｉＣ１−ＫＣｌ等の電解質
塩化物を配置し、さらに液体カドミウム中に陽極を、電
解質塩化物中に鉄製の陰極を配置して約５００℃で電気
分解を行ない、液体カドミウム中に溶解したウラン及び
プルトニウムを陰極に析出させる。
ミック等からなるバスケット内に収容して電解精製槽内
に配置し、液体カドミウム中に溶解させる。そして、液
体カドミウムの上部に例えばＬｉＣ１−ＮａＣ１−Ｃａ
Ｃ１□−ＢａＣ１２またはＬｉＣ１−ＫＣｌ等の電解質
塩化物を配置し、さらに液体カドミウム中に陽極を、電
解質塩化物中に鉄製の陰極を配置して約５００℃で電気
分解を行ない、液体カドミウム中に溶解したウラン及び
プルトニウムを陰極に析出させる。
ここで、陰極に析出したウラン及びプルトニウムにはあ
る程度の電解質塩が含まれているため、これを除去する
ために次工程で塩分離処理を行なう。この塩分離処理で
はウランの融点（１１３３℃）よりも少し高い温度、例
えば１２５０℃程度でウラン及びプルトニウムを溶解し
くＰｕの融点は６３９．５℃）、塩と金属の比重差（塩
の比重は約２、Ｕの比重は１８．７、Ｐｕの比重は１９
．８）を利用して塩分離を行なう。
る程度の電解質塩が含まれているため、これを除去する
ために次工程で塩分離処理を行なう。この塩分離処理で
はウランの融点（１１３３℃）よりも少し高い温度、例
えば１２５０℃程度でウラン及びプルトニウムを溶解し
くＰｕの融点は６３９．５℃）、塩と金属の比重差（塩
の比重は約２、Ｕの比重は１８．７、Ｐｕの比重は１９
．８）を利用して塩分離を行なう。
なお、炉心燃料の場合は塩分離後、再び溶解して鋳造を
行なう。また、ブランケット燃料の場合は塩分離後、以
下のようなノ１０ゲン化物スラグ法による処理を行なう
。
行なう。また、ブランケット燃料の場合は塩分離後、以
下のようなノ１０ゲン化物スラグ法による処理を行なう
。
すなわち、ウラン及びプルトニウムを酸化剤としてのＵ
Ｃｌ３と溶媒としてのＣａＣ１２−ＢａＣ１゜と共に１
３００℃まで加熱し、塩化物の生成自由エネルギーがウ
ランよりプルトニウムの方が小さいことを利用して、Ｐ
Ｌｌ ＋ Ｕ Ｃ１３＝ＰｕＣ１３＋Ｕの反応を進行
させ、ＰｕＣ１３−ＣａＣ１２−ＢａＣ１２の塩化均相
とＵ金属相とに分離する。そして、分離したＵ金属はブ
ランケットの鋳造に用い、塩化均相は炉心燃料の電解精
製槽の電解質塩化物に加える。これは、ブランケット中
のＰｕを燃料に濃縮させる工程に相当する。
Ｃｌ３と溶媒としてのＣａＣ１２−ＢａＣ１゜と共に１
３００℃まで加熱し、塩化物の生成自由エネルギーがウ
ランよりプルトニウムの方が小さいことを利用して、Ｐ
Ｌｌ ＋ Ｕ Ｃ１３＝ＰｕＣ１３＋Ｕの反応を進行
させ、ＰｕＣ１３−ＣａＣ１２−ＢａＣ１２の塩化均相
とＵ金属相とに分離する。そして、分離したＵ金属はブ
ランケットの鋳造に用い、塩化均相は炉心燃料の電解精
製槽の電解質塩化物に加える。これは、ブランケット中
のＰｕを燃料に濃縮させる工程に相当する。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、このような従来の再処理方法では、１０
００℃を越える操作温度で長時間の操作が行われるため
、ハロゲン化物スラグ法に例えばＢｅ０（ベリリア）か
らなるるつぼの使用が不可欠であるが、このようなるつ
ぼはコストが高く、耐久性および信頼性も低いため、処
理コストが上昇すると共に廃棄物量が増加するという問
題があった。
００℃を越える操作温度で長時間の操作が行われるため
、ハロゲン化物スラグ法に例えばＢｅ０（ベリリア）か
らなるるつぼの使用が不可欠であるが、このようなるつ
ぼはコストが高く、耐久性および信頼性も低いため、処
理コストが上昇すると共に廃棄物量が増加するという問
題があった。
本発明の目的はかかる事情に対処してなされたもので、
プルトニウムのウラン分離操作を低温で行なうことがで
き、処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることので
きる使用済核燃料の再処理方法を提供しようとするもの
である。
プルトニウムのウラン分離操作を低温で行なうことがで
き、処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることので
きる使用済核燃料の再処理方法を提供しようとするもの
である。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために本発明は、金属燃料からなる
使用済核燃料を電解精製槽の陽極カドミウム中に溶解し
て電気分解を行ない、前記電解精浦 製麺の電解質塩化物中に配置された陰極にウラン及びプ
ルトニウムを析出させて回収する使用済核燃料の再処理
方法において、前記陰極に析出したウラン及びプルトニ
ウムをカドミウムで溶解し、溶解したプルトニウムを酸
化剤により酸化させてウランから分離するものである。
使用済核燃料を電解精製槽の陽極カドミウム中に溶解し
て電気分解を行ない、前記電解精浦 製麺の電解質塩化物中に配置された陰極にウラン及びプ
ルトニウムを析出させて回収する使用済核燃料の再処理
方法において、前記陰極に析出したウラン及びプルトニ
ウムをカドミウムで溶解し、溶解したプルトニウムを酸
化剤により酸化させてウランから分離するものである。
（作 用）
本発明の使用済核燃料の再処理方法では、電解精製槽の
陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウムで
溶解することにより、Ｂｅｏ等からなるるつぼを使用す
ることなく低温でウラン分離操作を行なうことができ、
処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることができる
。
陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウムで
溶解することにより、Ｂｅｏ等からなるるつぼを使用す
ることなく低温でウラン分離操作を行なうことができ、
処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることができる
。
（実施例）
以下、本発明による使用済核燃料の再処理方法を図面を
参照して説明する。
参照して説明する。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示し、この実
施例方法ではまず第１図に示すように、解体及び剪断し
た使用済金属燃料１をセラミ・ノク等からなるバスケッ
ト２内に収容して電解精製槽３内に配置し、液体カドミ
ウム４中に溶解させる。
施例方法ではまず第１図に示すように、解体及び剪断し
た使用済金属燃料１をセラミ・ノク等からなるバスケッ
ト２内に収容して電解精製槽３内に配置し、液体カドミ
ウム４中に溶解させる。
そして、液体カドミウム４の上部にＬｉＣ１−Ｎａ Ｃ
１−Ｃａ Ｃｌ ２ Ｂ ａ Ｃ１２またはＬｉＣ１
−ＫＣｌ等の電解質塩化物５を配置し、さらに肢体カド
ミウム４中に陽極６を、電解質塩化物５中に陰極７を配
置して約４８０℃で電気分解を行なう。
１−Ｃａ Ｃｌ ２ Ｂ ａ Ｃ１２またはＬｉＣ１
−ＫＣｌ等の電解質塩化物５を配置し、さらに肢体カド
ミウム４中に陽極６を、電解質塩化物５中に陰極７を配
置して約４８０℃で電気分解を行なう。
この電気分解により液体カドミウム４中のウラン及びプ
ルトニウムは陽極酸化されて３価のイオンＵ Ｃ１ｉお
よびＰｕＣｌ３となり、電解質塩化物５中に移動する。
ルトニウムは陽極酸化されて３価のイオンＵ Ｃ１ｉお
よびＰｕＣｌ３となり、電解質塩化物５中に移動する。
そして、電解質塩化物５中に移動したＵＣＩｉとＰｕＣ
１，の塩化物は陰極７により還元されてＵとＰｕとなり
、陰極７の表面に析出する。なお、電解精製槽３の底部
８にはヒータおよび断熱材等が設けられている。
１，の塩化物は陰極７により還元されてＵとＰｕとなり
、陰極７の表面に析出する。なお、電解精製槽３の底部
８にはヒータおよび断熱材等が設けられている。
このようにして陰極７に析出したＵ及びＰｕは使用済金
属燃料１が炉心燃料の場合には約１３００℃で塩分離の
処理を行い、鋳造工程にもっていく。
属燃料１が炉心燃料の場合には約１３００℃で塩分離の
処理を行い、鋳造工程にもっていく。
また、使用済金属燃料１がブランケット燃料の場合には
陰極７から析出物を取り出し、第２図に示す酸化炉２０
の液体カドミウム２１内に配置し、析出物中のＵ及びＰ
ｕを液体カドミウム２１で溶解させる。そして、この液
体カドミウム２１の上部に前述の電解質塩化物５と同−
組成の電解質塩化物２２を配置し、この電解質塩化物２
２中にＰｕの酸化剤としてＵＣｌ３を加えて約４００〜
７５０℃で加熱処理する。
陰極７から析出物を取り出し、第２図に示す酸化炉２０
の液体カドミウム２１内に配置し、析出物中のＵ及びＰ
ｕを液体カドミウム２１で溶解させる。そして、この液
体カドミウム２１の上部に前述の電解質塩化物５と同−
組成の電解質塩化物２２を配置し、この電解質塩化物２
２中にＰｕの酸化剤としてＵＣｌ３を加えて約４００〜
７５０℃で加熱処理する。
ここで、ＵとＰｕの塩化物の生成自由エネルギーは例え
ば温度５００℃で ＵＣＩ、：ΔＧ１ ＝ −５５，２Ｋｃａｌ／ｇ−ｅｑｕｉｖ、ｃ １Ｐｕ
Ｃ１ｉ ＋ΔＧ２ −−６２．４ Ｋｃａｌ／ｇ−ｅｑｕｉｖ、ｃ Ｉとな
るので、ＰｕＣ１ｔの熱力学的安定性がＵＣｌ、の熱力
学的安定性よりも上である。従って、ＰＬＩＣ１３とＵ
Ｃｌ３が共存する系ではＵ Ｃｌ ３ ＋ Ｐ ｕ ４
Ｐ ｕ Ｃ１Ｂ ＋Ｕの反応が進行する。これにより酸
化炉２０内の液体カドミウム２１と電解質塩化物２２と
の境界で上式の酸化還元反応が発生し、Ｐｕは酸化され
てＰｕＣ１３となり、電解質塩化物２２中に溶解する。
ば温度５００℃で ＵＣＩ、：ΔＧ１ ＝ −５５，２Ｋｃａｌ／ｇ−ｅｑｕｉｖ、ｃ １Ｐｕ
Ｃ１ｉ ＋ΔＧ２ −−６２．４ Ｋｃａｌ／ｇ−ｅｑｕｉｖ、ｃ Ｉとな
るので、ＰｕＣ１ｔの熱力学的安定性がＵＣｌ、の熱力
学的安定性よりも上である。従って、ＰＬＩＣ１３とＵ
Ｃｌ３が共存する系ではＵ Ｃｌ ３ ＋ Ｐ ｕ ４
Ｐ ｕ Ｃ１Ｂ ＋Ｕの反応が進行する。これにより酸
化炉２０内の液体カドミウム２１と電解質塩化物２２と
の境界で上式の酸化還元反応が発生し、Ｐｕは酸化され
てＰｕＣ１３となり、電解質塩化物２２中に溶解する。
従って、このＰｕＣ１，を含む電解質塩化物２２を前述
の炉心燃料の電解精製を行う電解質塩化物５中に移し、
前述した電気分解を行なうことにより陰極７にブランケ
ット中のＰｕが燃料中のＵ及びＰｕと共に析出するので
、ブランケット中のＰｕを燃料中に濃縮でき、使用済の
炉心燃料とブランケット燃料から処理前の燃料より核分
裂性物質量の多い燃料を製造することができる。
の炉心燃料の電解精製を行う電解質塩化物５中に移し、
前述した電気分解を行なうことにより陰極７にブランケ
ット中のＰｕが燃料中のＵ及びＰｕと共に析出するので
、ブランケット中のＰｕを燃料中に濃縮でき、使用済の
炉心燃料とブランケット燃料から処理前の燃料より核分
裂性物質量の多い燃料を製造することができる。
また、酸化炉２０内の液体カドミウム２１には酸化剤お
よびブランケットのＵが多く含んでいるので、液体カド
ミウム２１を蒸発させてＵ金属を得、このＵ金属よりブ
ランケットを鋳造する。
よびブランケットのＵが多く含んでいるので、液体カド
ミウム２１を蒸発させてＵ金属を得、このＵ金属よりブ
ランケットを鋳造する。
なお、Ｌ、Ｂｕｒｒｌｓ、Ｃ０ＮＦ３６１１４６−１４
のように、ＵとＰｕの電位差を利用してＵとＰｕをわけ
てもよい。この場合１２０＋ａＶ程度でＵの析出を行い
、４００１■程度でＰｕの析出を行うことになる。
のように、ＵとＰｕの電位差を利用してＵとＰｕをわけ
てもよい。この場合１２０＋ａＶ程度でＵの析出を行い
、４００１■程度でＰｕの析出を行うことになる。
［発明の効果］
以上説明したように本発明によれば、Ｂｅｏ等からなる
るつぼを使用することなく低温でウランとプルトニウム
を分離できるため、処理コストの低減と廃棄物量の低減
を図ることができる。
るつぼを使用することなく低温でウランとプルトニウム
を分離できるため、処理コストの低減と廃棄物量の低減
を図ることができる。
第１図は本発明による使用済核燃料の再処理方法に使用
する電解精製炉の断面図、第２図は同じく本発明による
使用済核燃料の再処理方法に使用する酸化炉の断面図で
ある。 １・・・使用済金属燃料、２・・・バスケット、３・・
・電解精製槽、４・・・液体カドミウム、５・・・電解
質塩化物、６・・・陽極、７・・・陰極、２０・・・酸
化炉、２１・・・肢体カドミウム、２２・・・電解質塩
化物。
する電解精製炉の断面図、第２図は同じく本発明による
使用済核燃料の再処理方法に使用する酸化炉の断面図で
ある。 １・・・使用済金属燃料、２・・・バスケット、３・・
・電解精製槽、４・・・液体カドミウム、５・・・電解
質塩化物、６・・・陽極、７・・・陰極、２０・・・酸
化炉、２１・・・肢体カドミウム、２２・・・電解質塩
化物。
Claims (1)
- 金属燃料からなる使用済核燃料を電解精製槽の陽極カド
ミウム中に溶解して電気分解を行ない、前記電解精製槽
の電解質塩化物中に配置された陰極にウラン及びプルト
ニウムを析出させて回収する使用済核燃料の再処理方法
において、前記陰極に析出したウラン及びプルトニウム
をカドミウムで溶解し、溶解したプルトニウムを酸化剤
により酸化させてウランから分離することを特徴とする
使用済核燃料の再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20967389A JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20967389A JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0373898A true JPH0373898A (ja) | 1991-03-28 |
| JP2835089B2 JP2835089B2 (ja) | 1998-12-14 |
Family
ID=16576714
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP20967389A Expired - Lifetime JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2835089B2 (ja) |
-
1989
- 1989-08-15 JP JP20967389A patent/JP2835089B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2835089B2 (ja) | 1998-12-14 |
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