JPH0473760B2 - - Google Patents
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- JPH0473760B2 JPH0473760B2 JP27657485A JP27657485A JPH0473760B2 JP H0473760 B2 JPH0473760 B2 JP H0473760B2 JP 27657485 A JP27657485 A JP 27657485A JP 27657485 A JP27657485 A JP 27657485A JP H0473760 B2 JPH0473760 B2 JP H0473760B2
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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
-
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- 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
Landscapes
- Feeding, Discharge, Calcimining, Fusing, And Gas-Generation Devices (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は使用済セラミツク核燃料の再処理工程
において、核燃料を加熱された硝酸に溶解して核
燃料物質および核分裂生成物の硝酸溶液とする工
程に係わり、特に溶解に引続いて行われる化学処
理工程を容易とするに好適な工程に関する。
において、核燃料を加熱された硝酸に溶解して核
燃料物質および核分裂生成物の硝酸溶液とする工
程に係わり、特に溶解に引続いて行われる化学処
理工程を容易とするに好適な工程に関する。
従来、一般に採用されているPurexプロセスと
呼ばれる再処理プロセスにおいて、二酸化ウラン
（UO2）で代表されるセラミツク核燃料物質は硝
酸に溶解され、ウラン、プルトニウム及び核分裂
生成物等は以降の分離工程に都合のよい化学形態
を持つ溶液となされる。
呼ばれる再処理プロセスにおいて、二酸化ウラン
（UO2）で代表されるセラミツク核燃料物質は硝
酸に溶解され、ウラン、プルトニウム及び核分裂
生成物等は以降の分離工程に都合のよい化学形態
を持つ溶液となされる。
二酸化ウランの硝酸による溶解については、
M.Benedict，T.Pigford，H.Levi共著，
「Nuclear Chemical Engineering」McGraw
Hill（第２版）476頁−477頁に論ぜられているよ
うに、主要な化学反応は 3UO2＋8HNO3 →3UO2（NO3）2＋2NO＋4H2Ｏ (1) UO2＋4HNO3 →UO2（NO3）2＋2NO2＋2H2Ｏ (2) の２式であらわされ、この二つの反応は共存する
が、硝酸濃度が10モル以下である通常の場合は(1)
式が主であるとされている。ここで、反応系に酸
素を加えることによつて、(3)式のように酸化窒素
を発生せず、硝酸の使用量が節約できる反応を起
させることができる。
M.Benedict，T.Pigford，H.Levi共著，
「Nuclear Chemical Engineering」McGraw
Hill（第２版）476頁−477頁に論ぜられているよ
うに、主要な化学反応は 3UO2＋8HNO3 →3UO2（NO3）2＋2NO＋4H2Ｏ (1) UO2＋4HNO3 →UO2（NO3）2＋2NO2＋2H2Ｏ (2) の２式であらわされ、この二つの反応は共存する
が、硝酸濃度が10モル以下である通常の場合は(1)
式が主であるとされている。ここで、反応系に酸
素を加えることによつて、(3)式のように酸化窒素
を発生せず、硝酸の使用量が節約できる反応を起
させることができる。
2UO2＋4HNO3＋O2
→2UO2（NO3）2＋2H2Ｏ (3)
この反応は“fumeless dissolving”と呼ばれ、
従来採用されている。
従来採用されている。
使用済UO2燃料の硝酸溶解によつて、ウランは
上式に示されるように原子価が６価のウラニルイ
オンとなるが、プルトニウムは６価および４価の
イオンとなり、ネプツニウムは５価および６価の
イオンとなる。アメリシウム、キウリウムおよび
多くの核分裂生成物はその化学的性質に従いほと
んどは単一の原子価状態で溶解液中に存在する。
例外はヨウ素とルテニウムであつて、ヨウ素は元
素状または１価あるいは５価の陰イオンとして、
また、ルテニウムは元素状から８価までのあらゆ
る原子価のイオンとして存在しうる。従つて、通
常のPurexプロセスでは、次の段階の溶媒抽出に
おいて製品であるウラン、プルトニムと各種の核
反応生成物との分離が効果的にできるように化学
操作を行う。
上式に示されるように原子価が６価のウラニルイ
オンとなるが、プルトニウムは６価および４価の
イオンとなり、ネプツニウムは５価および６価の
イオンとなる。アメリシウム、キウリウムおよび
多くの核分裂生成物はその化学的性質に従いほと
んどは単一の原子価状態で溶解液中に存在する。
例外はヨウ素とルテニウムであつて、ヨウ素は元
素状または１価あるいは５価の陰イオンとして、
また、ルテニウムは元素状から８価までのあらゆ
る原子価のイオンとして存在しうる。従つて、通
常のPurexプロセスでは、次の段階の溶媒抽出に
おいて製品であるウラン、プルトニムと各種の核
反応生成物との分離が効果的にできるように化学
操作を行う。
上述のようなセラミツク燃料の溶解に関して
は、従来、１パツチの燃料要素剪断片を溶解装置
に装荷してから硝酸濃度と温度を制御して溶解を
完了せしめ、溶解液を抜き出した後に、溶けない
被覆材をすすぎ、これを溶解槽から取出すことに
よつて運転される「回分溶解方式」と、一方、燃
料要素剪断片および硝酸を連続的（または継続
的）に溶解装置に装荷し、溶解液と被覆材を連続
的（または継続的）に溶解装置から取出すことに
よつて運転される「連続溶解方式」とがあり、後
者の代表例として、特開56−94297号公報「腐食
性液中での処理物の連続処理装置」がある。この
特許公報に係わる連続溶解プロセスについては、
米国原子力学会主催、Fuel Reprocessing and
Waste Management トピカル・ミーテイング、
Jackson，Wyoming，August（1984）において、
「Development of ａ Continuous Dissolution
Process for the New Reprocessing Plants at
La Hague」と題する報告によつて述べられてい
る。すなわち、二酸化ウランの硝酸による溶解に
は必らずNOXガスの発生を伴い（前記(3)式でも
一旦NOXが発生した後消滅する）、これが水蒸気
と反応して硝酸と亜硝酸となり、亜硝酸は沸騰硝
酸中で不安定で分解するが、連続溶解の場合には
常にNOXが生成して存在しているので、回分式
溶解の場合と異なり、常に亜硝酸が存在している
ことになる。この亜硝酸の存在は(1)プルトニムを
より抽出性の良好な４価のイオンに保つこと、(2)
ルテニウムを揮発性の四酸化ルテニウムから非揮
発性の化学種に還元するので溶解装置からの排ガ
ス放射能が低減すること、という点で有利とされ
ている。
は、従来、１パツチの燃料要素剪断片を溶解装置
に装荷してから硝酸濃度と温度を制御して溶解を
完了せしめ、溶解液を抜き出した後に、溶けない
被覆材をすすぎ、これを溶解槽から取出すことに
よつて運転される「回分溶解方式」と、一方、燃
料要素剪断片および硝酸を連続的（または継続
的）に溶解装置に装荷し、溶解液と被覆材を連続
的（または継続的）に溶解装置から取出すことに
よつて運転される「連続溶解方式」とがあり、後
者の代表例として、特開56−94297号公報「腐食
性液中での処理物の連続処理装置」がある。この
特許公報に係わる連続溶解プロセスについては、
米国原子力学会主催、Fuel Reprocessing and
Waste Management トピカル・ミーテイング、
Jackson，Wyoming，August（1984）において、
「Development of ａ Continuous Dissolution
Process for the New Reprocessing Plants at
La Hague」と題する報告によつて述べられてい
る。すなわち、二酸化ウランの硝酸による溶解に
は必らずNOXガスの発生を伴い（前記(3)式でも
一旦NOXが発生した後消滅する）、これが水蒸気
と反応して硝酸と亜硝酸となり、亜硝酸は沸騰硝
酸中で不安定で分解するが、連続溶解の場合には
常にNOXが生成して存在しているので、回分式
溶解の場合と異なり、常に亜硝酸が存在している
ことになる。この亜硝酸の存在は(1)プルトニムを
より抽出性の良好な４価のイオンに保つこと、(2)
ルテニウムを揮発性の四酸化ルテニウムから非揮
発性の化学種に還元するので溶解装置からの排ガ
ス放射能が低減すること、という点で有利とされ
ている。
ところで、セラミツク核燃料の溶解において
は、燃料要素の剪断片が満たされたバスケツトが
硝酸中に保持されるため、溶解反応の進行には剪
断片の場所に硝酸を供給する速度が律速的とな
る。
は、燃料要素の剪断片が満たされたバスケツトが
硝酸中に保持されるため、溶解反応の進行には剪
断片の場所に硝酸を供給する速度が律速的とな
る。
そこで、従来、限られた容積を有する溶解装置
において、硝酸を循環することによつて部分的に
溶解しつつある燃料の充填層の内部に硝酸を供給
する方法としては、J.T.Long著「Engineering
for Nuclear Fuel Reprocessing」米国原子力学
会版（1978）280頁、図34.に示されるように、溶
解液と剪断片を収納する溶解槽の底に空気を吹込
み、空気の浮上効果によつて槽内に上向きの循環
流を助長することが行われている。
において、硝酸を循環することによつて部分的に
溶解しつつある燃料の充填層の内部に硝酸を供給
する方法としては、J.T.Long著「Engineering
for Nuclear Fuel Reprocessing」米国原子力学
会版（1978）280頁、図34.に示されるように、溶
解液と剪断片を収納する溶解槽の底に空気を吹込
み、空気の浮上効果によつて槽内に上向きの循環
流を助長することが行われている。
前述の特開昭56−94297においては溶解装置の
底部から残渣を含んだ溶液を気泡エレベータと称
する装置を用いて持上げ、剪断片を収納したホツ
パ内に循環している。
底部から残渣を含んだ溶液を気泡エレベータと称
する装置を用いて持上げ、剪断片を収納したホツ
パ内に循環している。
以上述べたとおり、従来のセラミツク核燃料の
溶解プロセスでは、多かれ少なかれ溶解装置内に
酸素また酸素を含む気体（空気）を吹き込んでい
る。これは、前述のように、ある場合は積極的に
酸化窒素を硝酸に戻して利用効率を高める目的
で、また、ある場合には主に機械的攪拌の目的で
行われているものであるが、いずれの場合も排ガ
ス中の取除かれねばならないNOX量を低減し、
あるいは、これを水に吸収しやすい二酸化窒素に
転化する効果を期待していた。このように従来の
セラミツク核燃料溶解プロセスでは溶解装置内に
酸素または酸素を含む気体（空気）を吹き込むこ
とが常識となつていた。
溶解プロセスでは、多かれ少なかれ溶解装置内に
酸素また酸素を含む気体（空気）を吹き込んでい
る。これは、前述のように、ある場合は積極的に
酸化窒素を硝酸に戻して利用効率を高める目的
で、また、ある場合には主に機械的攪拌の目的で
行われているものであるが、いずれの場合も排ガ
ス中の取除かれねばならないNOX量を低減し、
あるいは、これを水に吸収しやすい二酸化窒素に
転化する効果を期待していた。このように従来の
セラミツク核燃料溶解プロセスでは溶解装置内に
酸素または酸素を含む気体（空気）を吹き込むこ
とが常識となつていた。
しかしながら、従来の溶解プロセスでは、次に
続く溶媒抽出工程での溶媒への分配係数が大きく
製品ウランやプルトニウムとの分離上問題となる
ルテニウムを有効に不活性化するという観点には
殆ど注意が払われていなかつた。
続く溶媒抽出工程での溶媒への分配係数が大きく
製品ウランやプルトニウムとの分離上問題となる
ルテニウムを有効に不活性化するという観点には
殆ど注意が払われていなかつた。
本発明の目的は、使用済セラミツク核燃料の硝
酸による溶解工程において、次の溶媒抽出工程で
のルテニウムの除去を容易ならしめるような溶解
液を作りだす方法を提供するにある。
酸による溶解工程において、次の溶媒抽出工程で
のルテニウムの除去を容易ならしめるような溶解
液を作りだす方法を提供するにある。
B.C.Finney，B.A.Hannaford，G.A.West，C.
D.Watsonらによる「Shear−Leach Process；
Semicontinuous and Batch Leaching of
Sheard Unirradiated Stainless−Steel−Clad
and Zircaloy−２−clad UO2 and UO2−
ThO2，ORNL−3984（1969）に示された未照射
UO2の95℃おける硝酸溶解実験における硝酸の物
質収支の一例によれば、 硝酸ウラニル分 2.00Mol HNO3
／Mol UO2 洗浄塔吸収分 0.55Mol HNO3／
Mol UO2 合計 2.55Mol HNO3／Mol UO2 となり、この結果は次式による硝酸の当量である
2.67Mol HNO3／Mol UO2より0.12Mol少ない。
D.Watsonらによる「Shear−Leach Process；
Semicontinuous and Batch Leaching of
Sheard Unirradiated Stainless−Steel−Clad
and Zircaloy−２−clad UO2 and UO2−
ThO2，ORNL−3984（1969）に示された未照射
UO2の95℃おける硝酸溶解実験における硝酸の物
質収支の一例によれば、 硝酸ウラニル分 2.00Mol HNO3
／Mol UO2 洗浄塔吸収分 0.55Mol HNO3／
Mol UO2 合計 2.55Mol HNO3／Mol UO2 となり、この結果は次式による硝酸の当量である
2.67Mol HNO3／Mol UO2より0.12Mol少ない。
3UO2＋8HNO3
→3UO2（NO3）2＋2NO＋4H2Ｏ
この結果から、生成した酸化窒素の６％は雰囲
気中で酸化して二酸化窒素となり溶解反応などに
寄与したものと考えられる。
気中で酸化して二酸化窒素となり溶解反応などに
寄与したものと考えられる。
上記の結果は溶解装置内が空気雰囲気ではある
が特に溶解液に空気を吹き込んだ場合の結果では
ない。にもかかわらず上記の溶解結果が得られて
いることからみて、本発明者は空気の吹き込みは
硝酸の利用率向上に特に必須ではないと考えた。
が特に溶解液に空気を吹き込んだ場合の結果では
ない。にもかかわらず上記の溶解結果が得られて
いることからみて、本発明者は空気の吹き込みは
硝酸の利用率向上に特に必須ではないと考えた。
本発明は、上記のように酸素または空気を溶解
液中に吹き込むことがセラミツク核燃料の硝酸へ
の溶解にとつて決定的に必要な事項ではないとの
認識に端を発し、むしろ、酸素の存在しない又は
極めて少ない雰囲気で溶解を行うと、セラミツク
核燃料の溶解を阻害することなく、次に続く溶媒
抽出における溶媒への分配係数が大きく製品ウラ
ンやプルトニウムとの分離上特に問題があるルテ
ニウムを有効に不活性化できる事実を見出し、こ
れを確かめたことに基づくものである。
液中に吹き込むことがセラミツク核燃料の硝酸へ
の溶解にとつて決定的に必要な事項ではないとの
認識に端を発し、むしろ、酸素の存在しない又は
極めて少ない雰囲気で溶解を行うと、セラミツク
核燃料の溶解を阻害することなく、次に続く溶媒
抽出における溶媒への分配係数が大きく製品ウラ
ンやプルトニウムとの分離上特に問題があるルテ
ニウムを有効に不活性化できる事実を見出し、こ
れを確かめたことに基づくものである。
すなわち本発明は、使用済セラミツク核燃料の
硝酸による溶解工程において、溶解液中への酸素
の供給を積極的に遮断または制限することを特徴
とするものであり、これにより、次の溶媒抽出工
程において溶媒に抽出されにくいルテニウムの化
学形態を生ぜしめる効果を意図するものである。
硝酸による溶解工程において、溶解液中への酸素
の供給を積極的に遮断または制限することを特徴
とするものであり、これにより、次の溶媒抽出工
程において溶媒に抽出されにくいルテニウムの化
学形態を生ぜしめる効果を意図するものである。
前述のとおり、従来の使用済燃料溶解装置では
硝酸の消費を節約する目的で溶解液中に酸素を吹
き込み、また、溶解液の循環を促進し、溶解装置
底への微粉末の堆積を防止するため溶解液の攪拌
作用を与える目的で溶解液中に空気を吹き込む手
段が採られている。これに対して、本発明により
使用済燃料の溶解を実施するには、溶解液中に酸
素または酸素を含む気体を吹き込まなければよ
く、溶解装置内の液体の循環または攪拌のために
は窒素または他の不活性ガスを吹き込めばよい。
二酸化ウランと硝酸が反応して発生する組成の酸
化窒素を含んだ不活性ガスを吹込むことは本発明
の効果を助長するものであるが、酸化窒素の存在
は本発明にとつて要件ではなく、酸素あるいは酸
化力のある気体と溶解液との接触を遮断または制
限することが要件である。
硝酸の消費を節約する目的で溶解液中に酸素を吹
き込み、また、溶解液の循環を促進し、溶解装置
底への微粉末の堆積を防止するため溶解液の攪拌
作用を与える目的で溶解液中に空気を吹き込む手
段が採られている。これに対して、本発明により
使用済燃料の溶解を実施するには、溶解液中に酸
素または酸素を含む気体を吹き込まなければよ
く、溶解装置内の液体の循環または攪拌のために
は窒素または他の不活性ガスを吹き込めばよい。
二酸化ウランと硝酸が反応して発生する組成の酸
化窒素を含んだ不活性ガスを吹込むことは本発明
の効果を助長するものであるが、酸化窒素の存在
は本発明にとつて要件ではなく、酸素あるいは酸
化力のある気体と溶解液との接触を遮断または制
限することが要件である。
実施例 １
第１図は本実施例に用いた溶解装置の概略図で
ある。装置はガラス製のフラスコ１、通気管２、
温度計３、還流冷却器４、マントルヒータ５で構
成され、各構成部分は摺合せ栓６で連結されて気
密を保つている。実施にあたつてはフラスコ１の
中に二酸化ウラン焼結体の破砕片135ｇ（ウラン
重量として119ｇ）を入れ、装置を第１図に示す
ごとく構成した後、硝酸を179ｇと硝酸ルテニウ
ム（Ru（NO3）3）を0.28ｇ（ルテニウム重量0.1
ｇ）を含む硝酸水溶液の500mlを還流冷却器４を
通してフラスコ１内に流入せしめる。上記のよう
に準備した装置の１対のうち、片方は通気管２を
通して360ml／分の空気を吹き込み、他の片方は
通気管２を閉じておく。マントルヒータ５に電流
を通じ、温度計３で溶解液の温度を90℃に保ちな
がら溶解を行つた。３時間の加熱後には僅かな残
渣を残していずれの装置の場合にも溶解を完了し
た。
ある。装置はガラス製のフラスコ１、通気管２、
温度計３、還流冷却器４、マントルヒータ５で構
成され、各構成部分は摺合せ栓６で連結されて気
密を保つている。実施にあたつてはフラスコ１の
中に二酸化ウラン焼結体の破砕片135ｇ（ウラン
重量として119ｇ）を入れ、装置を第１図に示す
ごとく構成した後、硝酸を179ｇと硝酸ルテニウ
ム（Ru（NO3）3）を0.28ｇ（ルテニウム重量0.1
ｇ）を含む硝酸水溶液の500mlを還流冷却器４を
通してフラスコ１内に流入せしめる。上記のよう
に準備した装置の１対のうち、片方は通気管２を
通して360ml／分の空気を吹き込み、他の片方は
通気管２を閉じておく。マントルヒータ５に電流
を通じ、温度計３で溶解液の温度を90℃に保ちな
がら溶解を行つた。３時間の加熱後には僅かな残
渣を残していずれの装置の場合にも溶解を完了し
た。
フラスコ内溶液中の遊離硝酸量は空気を吹込ん
だ場合には100ｇで、空気を通気しなかつた場合
には96ｇであつた。亜硝酸量はいずれの場合も約
１mgと極く微量であつた。
だ場合には100ｇで、空気を通気しなかつた場合
には96ｇであつた。亜硝酸量はいずれの場合も約
１mgと極く微量であつた。
フラスコ内溶液をトリブチル燐酸のｎ−ドデカ
ン30容量％溶液1000mlと25℃で10分間接触せし
め、ウランを抽出した。
ン30容量％溶液1000mlと25℃で10分間接触せし
め、ウランを抽出した。
空気を吹き込んだ場合には、110ｇのウランと
100mgのルテニウムが有機相に抽出されたが、空
気を通気しなかつた場合には110ｇのウランと40
mgのルテニウムの有機相に抽出された。すなわ
ち、ルテニウムの有機溶媒相への抽出率は空気を
絶つて溶解した溶液においては空気を吹込んで溶
解した溶液におけるよりも40％に低下している。
100mgのルテニウムが有機相に抽出されたが、空
気を通気しなかつた場合には110ｇのウランと40
mgのルテニウムの有機相に抽出された。すなわ
ち、ルテニウムの有機溶媒相への抽出率は空気を
絶つて溶解した溶液においては空気を吹込んで溶
解した溶液におけるよりも40％に低下している。
本実施例では、上記の如く実際の使用済燃料を
純二酸化ウラン焼結体の破砕片で模擬し、核分裂
生成物のうちルテニウムはあらかじめ溶液の形で
硝酸溶解液中に存在せしめた。実際の使用済燃料
が硝酸に溶解する場合には使用済燃料中に酸化物
または元素状に存在しているルテニウムは基質で
ある二酸化ウランの溶解に伴つてほぼ同率で溶解
するものと考えられる。本発明は本質的に、二酸
化ウランと硝酸の反応で生成する酸化窒素が溶液
中のルテニウムに作用し、有機溶媒に抽出されに
くいルテニウムの化学形態が酸素の存在しない雰
囲気で生成しやすいことに依存している。ルテニ
ウムは有機溶媒に抽出されにくい化学形態と、抽
出されやすい化学形態との間で平衡関係にあり、
反応速度がある程度以上であればルテニウムが最
初から溶液中に存在する本実施例は、実際の使用
済燃料の溶解中の反応を実質的に模擬することが
できると考えられる。
純二酸化ウラン焼結体の破砕片で模擬し、核分裂
生成物のうちルテニウムはあらかじめ溶液の形で
硝酸溶解液中に存在せしめた。実際の使用済燃料
が硝酸に溶解する場合には使用済燃料中に酸化物
または元素状に存在しているルテニウムは基質で
ある二酸化ウランの溶解に伴つてほぼ同率で溶解
するものと考えられる。本発明は本質的に、二酸
化ウランと硝酸の反応で生成する酸化窒素が溶液
中のルテニウムに作用し、有機溶媒に抽出されに
くいルテニウムの化学形態が酸素の存在しない雰
囲気で生成しやすいことに依存している。ルテニ
ウムは有機溶媒に抽出されにくい化学形態と、抽
出されやすい化学形態との間で平衡関係にあり、
反応速度がある程度以上であればルテニウムが最
初から溶液中に存在する本実施例は、実際の使用
済燃料の溶解中の反応を実質的に模擬することが
できると考えられる。
実施例 ２
この実施例では、溶解液の温度を80℃に保つた
ほかは実施例１と等しく、また、空気の吹込みを
行わなかつた。この場合には溶解を完了するのに
実施例１よりやや長時間である４時間を要した。
フラスコ内溶液中の遊離硝酸量は97ｇであり実施
例１と差は見出せなかつたが、亜硝酸量は約
10ppmで実施例１より増加していた。
ほかは実施例１と等しく、また、空気の吹込みを
行わなかつた。この場合には溶解を完了するのに
実施例１よりやや長時間である４時間を要した。
フラスコ内溶液中の遊離硝酸量は97ｇであり実施
例１と差は見出せなかつたが、亜硝酸量は約
10ppmで実施例１より増加していた。
フラスコ内溶液をトリブチル燐酸のｎ−ドデカ
ン30容量％溶液1000mlと25℃で10分間接触せし
め、ウランを抽出した。実施例１と比較して、ウ
ランの抽出量には差がなかつたが、ルテニウムの
有機相への抽出量は20mgに減少していた。
ン30容量％溶液1000mlと25℃で10分間接触せし
め、ウランを抽出した。実施例１と比較して、ウ
ランの抽出量には差がなかつたが、ルテニウムの
有機相への抽出量は20mgに減少していた。
上記二実施例の比較によつて明らかなように、
より低温の溶解液中で二酸化ウランを溶解した場
合には溶液中に存在するルテニウムのうち有機溶
媒に抽出されない化学形態のものが増加してい
る。これは、亜硝酸濃度の増加からも類推できる
ように酸化窒素の溶解液に対する溶解度が増加
し、酸化窒素とルテニウムの反応が促進されたた
めと考えられる。この傾向は酸化窒素の化学的性
質から考えれば低温になるほど著しくなるもので
あるが、一方で二酸化ウランの溶解速度は70℃以
下の溶解温度では急激に低下することが知られて
おり、溶解温度を下げて溶解することには実用的
な限界がある。しかもルテニウムの有機溶媒に抽
出され難い化学形態への変化速度は70℃より低温
では急激に低下することが知られている。従つ
て、溶解温度を70℃以下とすることは本発明の効
果を発揮するために好ましくない。
より低温の溶解液中で二酸化ウランを溶解した場
合には溶液中に存在するルテニウムのうち有機溶
媒に抽出されない化学形態のものが増加してい
る。これは、亜硝酸濃度の増加からも類推できる
ように酸化窒素の溶解液に対する溶解度が増加
し、酸化窒素とルテニウムの反応が促進されたた
めと考えられる。この傾向は酸化窒素の化学的性
質から考えれば低温になるほど著しくなるもので
あるが、一方で二酸化ウランの溶解速度は70℃以
下の溶解温度では急激に低下することが知られて
おり、溶解温度を下げて溶解することには実用的
な限界がある。しかもルテニウムの有機溶媒に抽
出され難い化学形態への変化速度は70℃より低温
では急激に低下することが知られている。従つ
て、溶解温度を70℃以下とすることは本発明の効
果を発揮するために好ましくない。
また、上記の二実施例から考察すれば、従来の
溶解方法で採用されてるように硝酸溶液を沸騰さ
せることは本発明の効果を発揮するには好ましく
ない。
溶解方法で採用されてるように硝酸溶液を沸騰さ
せることは本発明の効果を発揮するには好ましく
ない。
以上の実施例は二酸化ウランを硝酸に溶解する
場合に本発明を適用した例を示しているが、本発
明は二酸化ウランを主成分とする使用済燃料の溶
解にあたつて適用でき、酸化ガドリニウムのよう
な可燃性中性子吸収材、酸化プルトニウムを含
み、特に多量の核分裂生成物を含有する使用済核
燃料について大きい効果を発揮する。
場合に本発明を適用した例を示しているが、本発
明は二酸化ウランを主成分とする使用済燃料の溶
解にあたつて適用でき、酸化ガドリニウムのよう
な可燃性中性子吸収材、酸化プルトニウムを含
み、特に多量の核分裂生成物を含有する使用済核
燃料について大きい効果を発揮する。
本発明は、必ずしも溶解液の自由表面が溶解反
応の進行中において空気雰囲気と接触することを
妨げないが、溶解液の自由表面が接する雰囲気が
酸素を含まない気体である方がより望ましい。
応の進行中において空気雰囲気と接触することを
妨げないが、溶解液の自由表面が接する雰囲気が
酸素を含まない気体である方がより望ましい。
なお本発明は回分溶解方式または連続溶解方式
のいずれにも適用可能である。
のいずれにも適用可能である。
本発明によれば、使用済セラミツク核燃料を硝
酸に溶解したとき、共存するルテニウムが有機溶
媒に抽出されにくい化学形態となるので、溶解液
からウランとプルトニウムを同時に溶媒抽出して
大部分の核分裂生成物と分離する共除染工程にお
いて抽出溶媒中におけるウラン、プルトニウム濃
度に対するルテニウムの濃度を低くすることがで
きる。
酸に溶解したとき、共存するルテニウムが有機溶
媒に抽出されにくい化学形態となるので、溶解液
からウランとプルトニウムを同時に溶媒抽出して
大部分の核分裂生成物と分離する共除染工程にお
いて抽出溶媒中におけるウラン、プルトニウム濃
度に対するルテニウムの濃度を低くすることがで
きる。
すなわち、従来の方法と比較して、前述の実施
例によればルテニウム濃度が40％に低下してい
る。この結果は使用済核燃料の再処理において、
共除染以降の何段階にも行われる製品の精製工程
で除去すべき不純物が40％に減つていることを意
味し、必要な工程数と発生する廃棄物の量ならび
に放射能が40％に低下することを意味し、その効
果は極めて大きい。
例によればルテニウム濃度が40％に低下してい
る。この結果は使用済核燃料の再処理において、
共除染以降の何段階にも行われる製品の精製工程
で除去すべき不純物が40％に減つていることを意
味し、必要な工程数と発生する廃棄物の量ならび
に放射能が40％に低下することを意味し、その効
果は極めて大きい。
第１図は本発明の実施例に用いた溶解装置の概
略図である。 １……フラスコ、２……通気管、３……温度
計、４……還流冷却器、５……マントルヒータ、
６……摺合せ栓。
略図である。 １……フラスコ、２……通気管、３……温度
計、４……還流冷却器、５……マントルヒータ、
６……摺合せ栓。
Claims (1)
- １ 有機溶媒によるウラン、プルトニウム等の抽
出工程に先立つて使用済セラミツク核燃料を硝酸
に溶解して溶解液となす工程において、溶解液と
酸素または酸素を含む気体との接触を遮断または
制限するとともに、溶解液の温度をその沸騰点以
下で且つ70℃以上に保つことを特徴とする使用済
セラミツク核燃料の溶解方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276574A JPS62135798A (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 使用済セラミック核燃料の溶解方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60276574A JPS62135798A (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 使用済セラミック核燃料の溶解方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62135798A JPS62135798A (ja) | 1987-06-18 |
| JPH0473760B2 true JPH0473760B2 (ja) | 1992-11-24 |
Family
ID=17571368
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60276574A Granted JPS62135798A (ja) | 1985-12-09 | 1985-12-09 | 使用済セラミック核燃料の溶解方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62135798A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6343929B2 (ja) * | 2013-12-26 | 2018-06-20 | 株式会社Ihi | 高レベル放射性廃液中のルテニウム除去方法及び装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6236593A (ja) * | 1985-08-12 | 1987-02-17 | 三菱重工業株式会社 | 照射ずみ核燃料の溶解装置 |
-
1985
- 1985-12-09 JP JP60276574A patent/JPS62135798A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6236593A (ja) * | 1985-08-12 | 1987-02-17 | 三菱重工業株式会社 | 照射ずみ核燃料の溶解装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62135798A (ja) | 1987-06-18 |
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