JPH09145890A - 金属アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の水酸化テトラメチルアンモニウム溶液による処理方法 - Google Patents
金属アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の水酸化テトラメチルアンモニウム溶液による処理方法Info
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
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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
Abstract
(57)【要約】
【課題】 燃料の溶解が容易であり、溶解反応があまり
発熱性でなく、しかも例えばフォームの過剰発生の如き
問題を引き起こさないアルミニウムを基にした核標的お
よび／または燃料の処理並びに特に溶解を可能にする方
法を提供する。 【解決手段】 金属アルミニウムおよび金属の形の放射
性物質を基にした核標的および／または燃料の処理方法
において、核標的および／または燃料を、水酸化テトラ
メチルアンモニウム（ＴＭＡＯＨ）を含む溶解媒体によ
る少なくとも１回の溶解操作に処することを特徴とする
方法。
発熱性でなく、しかも例えばフォームの過剰発生の如き
問題を引き起こさないアルミニウムを基にした核標的お
よび／または燃料の処理並びに特に溶解を可能にする方
法を提供する。 【解決手段】 金属アルミニウムおよび金属の形の放射
性物質を基にした核標的および／または燃料の処理方法
において、核標的および／または燃料を、水酸化テトラ
メチルアンモニウム（ＴＭＡＯＨ）を含む溶解媒体によ
る少なくとも１回の溶解操作に処することを特徴とする
方法。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、金属アルミニウム
を基にした核標的および／または燃料の処理方法に関
し、より詳細には核標的および／または燃料を水酸化テ
トラメチルアンモニウムを含む溶解媒体による少なくと
も１回の溶解操作を行う金属アルミニウムを基にした核
標的および／または燃料の処理方法に関する。
を基にした核標的および／または燃料の処理方法に関
し、より詳細には核標的および／または燃料を水酸化テ
トラメチルアンモニウムを含む溶解媒体による少なくと
も１回の溶解操作を行う金属アルミニウムを基にした核
標的および／または燃料の処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】核燃料の溶解は、金属アルミニウムおよ
び金属の形の放射性物質を基にした核燃料および標的の
再処理の枠内で特別に行われる操作である。アルミニウ
ムを基にした燃料は金属アルミニウム製の外皮（キャ
ン）並びにアルミニウムと放射性元素との混合物により
構成されるコアを含み、標的は中性子の作用下で好まし
い方法である種の放射性同位体を生成可能にする核物質
を含有する物品である。この物品を次に溶解させて後者
を分離し、そして他の存在する元素に関しては化学的分
離により精製することができる。
び金属の形の放射性物質を基にした核燃料および標的の
再処理の枠内で特別に行われる操作である。アルミニウ
ムを基にした燃料は金属アルミニウム製の外皮（キャ
ン）並びにアルミニウムと放射性元素との混合物により
構成されるコアを含み、標的は中性子の作用下で好まし
い方法である種の放射性同位体を生成可能にする核物質
を含有する物品である。この物品を次に溶解させて後者
を分離し、そして他の存在する元素に関しては化学的分
離により精製することができる。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】アルミニウムを基にし
た燃料および／または標的の再処理用に現在使用されて
いる方法は、濃ナトリウムもしくは硝酸媒体中への外皮
およびコアの両者に関するそれらの全溶解を基にしたも
のであるか、またはそれらをソーダを用いるデキャンニ
ング（外皮除去処理：ｄｅｃａｎｎｉｎｇ）およびその
後のコアの硝酸媒体中への溶解を基にしている。これら
の方法は水素を発生させるため、水素を気体捕獲によ
り、またはナトリウムデキャンニングおよび溶解操作の
場合には操作中の硝酸ナトリウムの添加により除去しな
ければならない。アルミニウムを基にした核燃料の溶解
は、特別な問題を生ずる。それ故、アルミニウムおよび
ある種のその合金は、耐性酸化物層の表面上での生成に
より、既知の酸溶液および特に硝酸の作用に対して耐性
があることが知られている。
た燃料および／または標的の再処理用に現在使用されて
いる方法は、濃ナトリウムもしくは硝酸媒体中への外皮
およびコアの両者に関するそれらの全溶解を基にしたも
のであるか、またはそれらをソーダを用いるデキャンニ
ング（外皮除去処理：ｄｅｃａｎｎｉｎｇ）およびその
後のコアの硝酸媒体中への溶解を基にしている。これら
の方法は水素を発生させるため、水素を気体捕獲によ
り、またはナトリウムデキャンニングおよび溶解操作の
場合には操作中の硝酸ナトリウムの添加により除去しな
ければならない。アルミニウムを基にした核燃料の溶解
は、特別な問題を生ずる。それ故、アルミニウムおよび
ある種のその合金は、耐性酸化物層の表面上での生成に
より、既知の酸溶液および特に硝酸の作用に対して耐性
があることが知られている。
【０００４】従って、アルミニウムを基にした燃料の酸
（硝酸）媒体中への全溶解は熱時に酸の混合物、例えば
硝酸および塩酸の混合物（ＨＮＯ3／ＨＣｌ）により構
成される王水を使用して行わなければならない。硫酸を
加えた硝酸の使用も提唱されている。後者はアルミニウ
ムの溶解を増加させるが、硝酸中の硫酸アルミニウムの
低い溶解度の結果として該方法は実施が難しい。少量の
弗化水素酸はアルミニウムの溶解を改良するが、弗化物
イオンがアルミニウムにより錯化しそして反応は非常に
遅くなる。
（硝酸）媒体中への全溶解は熱時に酸の混合物、例えば
硝酸および塩酸の混合物（ＨＮＯ3／ＨＣｌ）により構
成される王水を使用して行わなければならない。硫酸を
加えた硝酸の使用も提唱されている。後者はアルミニウ
ムの溶解を増加させるが、硝酸中の硫酸アルミニウムの
低い溶解度の結果として該方法は実施が難しい。少量の
弗化水素酸はアルミニウムの溶解を改良するが、弗化物
イオンがアルミニウムにより錯化しそして反応は非常に
遅くなる。
【０００５】従って、アルミニウムを含有する核燃料の
硝酸による溶解は、Ｈｇ(II)イオンにより構成される例
えば硝酸水銀（Ｈｇ(ＮＯ3)2）または弗化水銀（ＨｇＦ
2）の形で存在する水銀触媒の存在を必要とする。この
方法は１９５０年代初期から使用されており、そして水
銀が表面酸化物層と反応しそしてアルミニウム−水銀ア
マルガムを生成し、それが硝酸中で非常に容易に溶解す
るという事実に基づいている。しかしながら、この反応
は非常に発熱性であり、そして大量のフロスおよびフォ
ームを生成するという欠点を有する。溶解は製造される
流出液中の大量の水銀の存在も生じ、それはこの元素の
毒性の結果として追加処理並びに例えば沈澱および濾過
処理の如き処理工程を必要とする。水銀による触媒作用
を受ける硝酸方法の欠点を克服するために、アルミニウ
ムを基にした核燃料を溶解させるための弗化ホウ素酸を
使用する提案がなされたが、この反応は発熱性が比較的
少なく且つ少量のフォームを生成するが、反応は非常に
遅く、溶解速度は水銀（ＨｇII）による触媒作用を受け
る硝酸を使用する従来の方法と比べて不適当である。
硝酸による溶解は、Ｈｇ(II)イオンにより構成される例
えば硝酸水銀（Ｈｇ(ＮＯ3)2）または弗化水銀（ＨｇＦ
2）の形で存在する水銀触媒の存在を必要とする。この
方法は１９５０年代初期から使用されており、そして水
銀が表面酸化物層と反応しそしてアルミニウム−水銀ア
マルガムを生成し、それが硝酸中で非常に容易に溶解す
るという事実に基づいている。しかしながら、この反応
は非常に発熱性であり、そして大量のフロスおよびフォ
ームを生成するという欠点を有する。溶解は製造される
流出液中の大量の水銀の存在も生じ、それはこの元素の
毒性の結果として追加処理並びに例えば沈澱および濾過
処理の如き処理工程を必要とする。水銀による触媒作用
を受ける硝酸方法の欠点を克服するために、アルミニウ
ムを基にした核燃料を溶解させるための弗化ホウ素酸を
使用する提案がなされたが、この反応は発熱性が比較的
少なく且つ少量のフォームを生成するが、反応は非常に
遅く、溶解速度は水銀（ＨｇII）による触媒作用を受け
る硝酸を使用する従来の方法と比べて不適当である。
【０００６】硝酸を基にした溶液を用いてのアルミニウ
ム外皮のデキャンニング操作を行わない、外皮およびコ
アの全溶解を含む方法は一段階で実施できるという利点
を与える。しかしながら、これらの方法にとって、溶解
に必要な溶液量は約２モル／ｌという硝酸アルミニウム
の溶解限度により支配されることが一般的である。この
制限により、実際には５ｋｇのアルミニウムに対して１
００リットルの８Ｎ硝酸という大量の溶解溶液を用い
て、且つ非常に大量の硝酸アルミニウムを含有するため
非常に粘着性である溶液を用いて、実施することが必要
となる。さらに、水銀の可能な存在は別にして、製造さ
れる中活性（ＭＡ）の流出液は食塩水であり且つ大量で
ある。
ム外皮のデキャンニング操作を行わない、外皮およびコ
アの全溶解を含む方法は一段階で実施できるという利点
を与える。しかしながら、これらの方法にとって、溶解
に必要な溶液量は約２モル／ｌという硝酸アルミニウム
の溶解限度により支配されることが一般的である。この
制限により、実際には５ｋｇのアルミニウムに対して１
００リットルの８Ｎ硝酸という大量の溶解溶液を用い
て、且つ非常に大量の硝酸アルミニウムを含有するため
非常に粘着性である溶液を用いて、実施することが必要
となる。さらに、水銀の可能な存在は別にして、製造さ
れる中活性（ＭＡ）の流出液は食塩水であり且つ大量で
ある。
【０００７】アルミニウムを基にした核標的および／ま
たは燃料のソーダによる溶解は、アルミニウムが沸騰溶
液の形の５〜５０重量％濃度のソーダにより激しく作用
を受けて反応Ａｌ＋ＮａＯＨ＋Ｈ2Ｏ→ＮａＡｌＯ2＋3/
2Ｈ2に従いアルミン酸塩を与えるという事実に基づいて
いる。
たは燃料のソーダによる溶解は、アルミニウムが沸騰溶
液の形の５〜５０重量％濃度のソーダにより激しく作用
を受けて反応Ａｌ＋ＮａＯＨ＋Ｈ2Ｏ→ＮａＡｌＯ2＋3/
2Ｈ2に従いアルミン酸塩を与えるという事実に基づいて
いる。
【０００８】ナトリウム溶解法の利点は、５モル／リッ
トルに達することが可能な高いアルミニウム溶解度並び
に例えばＣｓ、Ｉ、ＺｒおよびＮｂの如きある種の核分
裂生成物の選択的な可溶化である。
トルに達することが可能な高いアルミニウム溶解度並び
に例えばＣｓ、Ｉ、ＺｒおよびＮｂの如きある種の核分
裂生成物の選択的な可溶化である。
【０００９】水素ガスは爆発のかなりの危険性および放
射活性物質の拡散をもたらすため、大量の水素ガスの生
成を減少させるべきであるので、十分量の硝酸塩（硝酸
ナトリウムの形）もしくは硝酸イオンの存在または適当
な気体捕獲により水素ガス発生に伴う危険性をほとんど
完全に除くことが可能になる。
射活性物質の拡散をもたらすため、大量の水素ガスの生
成を減少させるべきであるので、十分量の硝酸塩（硝酸
ナトリウムの形）もしくは硝酸イオンの存在または適当
な気体捕獲により水素ガス発生に伴う危険性をほとんど
完全に除くことが可能になる。
【００１０】方法のどの変法を使用したかにかかわら
ず、ソーダによる溶解の欠点はアクチニド類の部分的溶
解の危険性およびナトリウムの存在である。それ故、そ
の後のガラス化に関して規定されているナトリウム量が
燃料サイクルの処理で使用される量の調節を支配する。
ず、ソーダによる溶解の欠点はアクチニド類の部分的溶
解の危険性およびナトリウムの存在である。それ故、そ
の後のガラス化に関して規定されているナトリウム量が
燃料サイクルの処理で使用される量の調節を支配する。
【００１１】ソーダによる溶解は、燃料の外皮およびコ
アの両者に関する全溶解であってもまたは外皮のナトリ
ウムによるデキャンニングおよびその後のコアの硝酸に
よる溶解であってもよい。ナトリウム溶解方法の二つの
変法では、後者は第一段階中に得られ、そして分離され
た固相のための第二の硝酸再溶解段階を含み、高活性
（ＨＡ）溶液を製造する。
アの両者に関する全溶解であってもまたは外皮のナトリ
ウムによるデキャンニングおよびその後のコアの硝酸に
よる溶解であってもよい。ナトリウム溶解方法の二つの
変法では、後者は第一段階中に得られ、そして分離され
た固相のための第二の硝酸再溶解段階を含み、高活性
（ＨＡ）溶液を製造する。
【００１２】外皮およびコアの両者で燃料中に含有され
るアルミニウムのソーダ溶液による全溶解はアクチニド
類、ある種の核分裂生成物およびある種のランタニド類
の水酸化物の形での沈澱を可能にするという利点を与え
るが、アルミニウムは溶液中に残る。さらに、この方法
の次に特別な抽出剤の使用を基にした処理段階を行うこ
とができ、溶液に対する塩析剤（ＬＩＮＯ3、Ａｌ(ＮＯ
3)3）の添加を避けることができる。固相の再溶解も少
量のＨＮＯ3を必要とする。
るアルミニウムのソーダ溶液による全溶解はアクチニド
類、ある種の核分裂生成物およびある種のランタニド類
の水酸化物の形での沈澱を可能にするという利点を与え
るが、アルミニウムは溶液中に残る。さらに、この方法
の次に特別な抽出剤の使用を基にした処理段階を行うこ
とができ、溶液に対する塩析剤（ＬＩＮＯ3、Ａｌ(ＮＯ
3)3）の添加を避けることができる。固相の再溶解も少
量のＨＮＯ3を必要とする。
【００１３】前記の欠点とは別に、全ナトリウム溶解は
水酸化物の濾過で遭遇する困難および再溶解を困難にさ
せる該水酸化物の劣化と特に関連する特別な欠点も有す
る。ナトリウム溶解法のこの変法では、アクチニド類の
一部が溶液中を通りそれにより塩基性溶液をα汚染さ
せ、それによりＭＡ流出液として品質を下げられないと
いう危険性もある。
水酸化物の濾過で遭遇する困難および再溶解を困難にさ
せる該水酸化物の劣化と特に関連する特別な欠点も有す
る。ナトリウム溶解法のこの変法では、アクチニド類の
一部が溶液中を通りそれにより塩基性溶液をα汚染さ
せ、それによりＭＡ流出液として品質を下げられないと
いう危険性もある。
【００１４】燃料のナトリウムによるデキャンニングに
続いてコアの硝酸による溶解が行われ、それは全溶解か
ら誘導される工程であり、塩基性の非α汚染溶液を製造
し、そして中活性すなわちＭＡ流出液として取扱い可能
にするという利点を有する。しかしながら、それは活性
化生成物の溶液中の存在から生ずる欠点、すなわち全溶
解の場合より多い固相硝酸再溶解を使用する必要性およ
び最後に例えば弗化アンモニウム（ＮＨ4Ｆ）の如き触
媒の存在下でのコアの硝酸溶解を行う必要性がある。
続いてコアの硝酸による溶解が行われ、それは全溶解か
ら誘導される工程であり、塩基性の非α汚染溶液を製造
し、そして中活性すなわちＭＡ流出液として取扱い可能
にするという利点を有する。しかしながら、それは活性
化生成物の溶液中の存在から生ずる欠点、すなわち全溶
解の場合より多い固相硝酸再溶解を使用する必要性およ
び最後に例えば弗化アンモニウム（ＮＨ4Ｆ）の如き触
媒の存在下でのコアの硝酸溶解を行う必要性がある。
【００１５】上記のことに照らすと、アルミニウムを基
にした核標的および／または燃料の溶解用の既知の方法
は多くの面で硝酸溶解方法およびナトリウム溶解方法の
両者に関しては不満足のままである。従って、燃料の溶
解が容易であり、溶解反応があまり発熱性でなくしかも
例えばフォームの過剰発生の如き問題を引き起こさない
アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の処
理並びに特に溶解を可能にする方法に対する要望があ
る。溶解反応速度も速くなくてはならず、使用する試薬
は経済的で且つ供給が容易でなければならず、溶液中へ
のアクチニド類の移入を最少に減らさなければならず、
しかも溶解中に生成する生成物を容易に分離できなけれ
ばならない。製造される流出液がナトリウムを含有しな
いためその後に容易にガラス化することができそして高
活性流出液の量を減少させることも望ましい。
にした核標的および／または燃料の溶解用の既知の方法
は多くの面で硝酸溶解方法およびナトリウム溶解方法の
両者に関しては不満足のままである。従って、燃料の溶
解が容易であり、溶解反応があまり発熱性でなくしかも
例えばフォームの過剰発生の如き問題を引き起こさない
アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の処
理並びに特に溶解を可能にする方法に対する要望があ
る。溶解反応速度も速くなくてはならず、使用する試薬
は経済的で且つ供給が容易でなければならず、溶液中へ
のアクチニド類の移入を最少に減らさなければならず、
しかも溶解中に生成する生成物を容易に分離できなけれ
ばならない。製造される流出液がナトリウムを含有しな
いためその後に容易にガラス化することができそして高
活性流出液の量を減少させることも望ましい。
【００１６】
【課題を解決するための手段】上記の課題は、本発明
の、金属アルミニウムおよび金属の形の放射性物質を基
にした核標的および／または燃料の処理方法において、
核標的および／または燃料を、水酸化テトラメチルアン
モニウム（ＴＭＡＯＨ）を含む溶解媒体による少なくと
も１回の溶解操作に処することを特徴とする方法により
解決される。
の、金属アルミニウムおよび金属の形の放射性物質を基
にした核標的および／または燃料の処理方法において、
核標的および／または燃料を、水酸化テトラメチルアン
モニウム（ＴＭＡＯＨ）を含む溶解媒体による少なくと
も１回の溶解操作に処することを特徴とする方法により
解決される。
【００１７】
【発明の実施の形態】水酸化テトラメチルアンモニウム
もしくは半ば判明した式(ＣＨ3)4ＮＯＨで表されるＴＭ
ＡＯＨは第４級アミンであり、強塩基性質を有する。そ
れ故、それはソーダのように容易に炭酸化される。それ
は固体の五水和物ＴＭＡＯＨ,５Ｈ2Ｏ（Ｍ＝１８１.２
３ｇ）の形で販売されている。それは皮膚、眼および粘
膜に対して非常に腐食性であり且つ刺激性である皮下毒
物であるため、それは煙フード下で手袋を装着して取り
扱わなければならない。加熱により得られる変性生成物
は(ＣＨ3)3Ｎ、ＣＨ3ＯＨ、ＮＯxおよびＮＨ3である。
ＴＭＡＯＨとＨＮＯ3との間の反応およびその後の乾燥
蒸発により得られるＴＭＡＮＯ3塩はＮＨ4ＮＯ3のよう
に非常に可燃性である。
もしくは半ば判明した式(ＣＨ3)4ＮＯＨで表されるＴＭ
ＡＯＨは第４級アミンであり、強塩基性質を有する。そ
れ故、それはソーダのように容易に炭酸化される。それ
は固体の五水和物ＴＭＡＯＨ,５Ｈ2Ｏ（Ｍ＝１８１.２
３ｇ）の形で販売されている。それは皮膚、眼および粘
膜に対して非常に腐食性であり且つ刺激性である皮下毒
物であるため、それは煙フード下で手袋を装着して取り
扱わなければならない。加熱により得られる変性生成物
は(ＣＨ3)3Ｎ、ＣＨ3ＯＨ、ＮＯxおよびＮＨ3である。
ＴＭＡＯＨとＨＮＯ3との間の反応およびその後の乾燥
蒸発により得られるＴＭＡＮＯ3塩はＮＨ4ＮＯ3のよう
に非常に可燃性である。
【００１８】アルミニウムおよび／またはアクチニド類
の溶解用のＴＭＡＯＨの使用は、文献に記載または示唆
されていない。水溶液の形のＴＭＡＯＨは燃料および標
的中に含有されているアルミニウムをこの目的のために
現在使用されているソーダ溶液と同じ方法で容易に溶解
させるが、ナトリウムを含有する中活性（ＭＡ）流出液
を生成せず且つその後のガラス化中の問題を引き起こさ
ないという他の利点も有する。
の溶解用のＴＭＡＯＨの使用は、文献に記載または示唆
されていない。水溶液の形のＴＭＡＯＨは燃料および標
的中に含有されているアルミニウムをこの目的のために
現在使用されているソーダ溶液と同じ方法で容易に溶解
させるが、ナトリウムを含有する中活性（ＭＡ）流出液
を生成せず且つその後のガラス化中の問題を引き起こさ
ないという他の利点も有する。
【００１９】さらに、アルミニウムを基にした核燃料お
よび標的のＴＭＡＯＨ溶液による溶解速度は性能問題を
引き起こさないほど十分速い。この反応は非常に適度の
発熱性であり、従って発生する熱拡散に関連して注意を
払う必要がない。従って、ＴＭＡＯＨは全ての条件を満
たし、そして核標的および／または燃料用の溶解剤に要
求されるであろう全ての条件を満足させ、そして全溶解
およびソーダデキャンニングと比べてナトリウムの存在
の排除という決定的な追加の利点を有する。
よび標的のＴＭＡＯＨ溶液による溶解速度は性能問題を
引き起こさないほど十分速い。この反応は非常に適度の
発熱性であり、従って発生する熱拡散に関連して注意を
払う必要がない。従って、ＴＭＡＯＨは全ての条件を満
たし、そして核標的および／または燃料用の溶解剤に要
求されるであろう全ての条件を満足させ、そして全溶解
およびソーダデキャンニングと比べてナトリウムの存在
の排除という決定的な追加の利点を有する。
【００２０】さらに、水酸化テトラメチルアンモニウム
は２００℃近くのあまり高くない温度での加熱により分
解して容易に除去することができる上記の生成物を与
え、そして新たに製造される廃棄物という余分の問題を
引き起こす不溶性生成物を与えない。ソーダとは異な
り、アルミニウムと放射性元素との密な混合物により製
造される金属アルミニウム外皮およびコアを含む核燃料
のＴＭＡＯＨを含む溶解媒体による溶解操作は、本発明
に従う方法の第一の変法に従うとＴＭＡＯＨを含む溶解
媒体中への核物質のコアおよび外皮の全溶解の一段階を
含んでいてもよく、または本発明に従う方法の第二の変
法に従うとＴＭＡＯＨにより構成される溶解媒体による
デキャンニングの第一段階およびその後のコアの硝酸に
よる溶解を含んでいてもよい。
は２００℃近くのあまり高くない温度での加熱により分
解して容易に除去することができる上記の生成物を与
え、そして新たに製造される廃棄物という余分の問題を
引き起こす不溶性生成物を与えない。ソーダとは異な
り、アルミニウムと放射性元素との密な混合物により製
造される金属アルミニウム外皮およびコアを含む核燃料
のＴＭＡＯＨを含む溶解媒体による溶解操作は、本発明
に従う方法の第一の変法に従うとＴＭＡＯＨを含む溶解
媒体中への核物質のコアおよび外皮の全溶解の一段階を
含んでいてもよく、または本発明に従う方法の第二の変
法に従うとＴＭＡＯＨにより構成される溶解媒体による
デキャンニングの第一段階およびその後のコアの硝酸に
よる溶解を含んでいてもよい。
【００２１】説明用であり、非限定用である形態で示さ
れている下記の記述を添付図面を参照しながら検討する
ことから、本発明の他の特徴および利点をまとめること
ができる。図１を参照すると、本発明に従う方法は最初
に第一段階（Ａ）を含んでおり、そこでは一般的方法で
アルミニウム外皮並びにアルミニウム、アクチニド類、
核分裂生成物、例えばＺｒ、Ｎｂ、Ｒｕ、Ｃｓおよびラ
ンタニド類を含有するコアにより構成されるアルミニウ
ムを基にした核燃料に、水酸化テトラメチルアンモニウ
ムの溶液、好適には水溶液を作用させる。溶解しようと
する燃料は、好適には９０〜９５％のアルミニウム、５
〜１０％のアクチニド類、核分裂生成物およびランタニ
ド類を含む。ＴＭＡＯＨ水溶液は好適には２.５〜４.０
モル／リットルの間の濃度を有し、そして好適な濃度は
４.０モル／リットルであり、且つ溶液の使用量は処理
する燃料１ｋｇ当たり一般的に５〜４０リットル、好適
には１０〜３０リットルそしてより好適には１５〜２５
リットルである。
れている下記の記述を添付図面を参照しながら検討する
ことから、本発明の他の特徴および利点をまとめること
ができる。図１を参照すると、本発明に従う方法は最初
に第一段階（Ａ）を含んでおり、そこでは一般的方法で
アルミニウム外皮並びにアルミニウム、アクチニド類、
核分裂生成物、例えばＺｒ、Ｎｂ、Ｒｕ、Ｃｓおよびラ
ンタニド類を含有するコアにより構成されるアルミニウ
ムを基にした核燃料に、水酸化テトラメチルアンモニウ
ムの溶液、好適には水溶液を作用させる。溶解しようと
する燃料は、好適には９０〜９５％のアルミニウム、５
〜１０％のアクチニド類、核分裂生成物およびランタニ
ド類を含む。ＴＭＡＯＨ水溶液は好適には２.５〜４.０
モル／リットルの間の濃度を有し、そして好適な濃度は
４.０モル／リットルであり、且つ溶液の使用量は処理
する燃料１ｋｇ当たり一般的に５〜４０リットル、好適
には１０〜３０リットルそしてより好適には１５〜２５
リットルである。
【００２２】溶解は一般的には４０〜９５℃の間のそし
て好適には７０〜９０℃の間の温度において起き、そし
て溶解は一般的には４０〜８００分間の間にわたり続
き、好適には例えば９０℃における５０分間〜３０℃に
おける７００分間の間である。
て好適には７０〜９０℃の間の温度において起き、そし
て溶解は一般的には４０〜８００分間の間にわたり続
き、好適には例えば９０℃における５０分間〜３０℃に
おける７００分間の間である。
【００２３】全ての溶解パラメーター値は単に情報用に
示されている。これらのパラメーター値は専門家によ
り、特に溶解しようとする核燃料の性質の関数として、
容易に決められることは明らかである。
示されている。これらのパラメーター値は専門家によ
り、特に溶解しようとする核燃料の性質の関数として、
容易に決められることは明らかである。
【００２４】溶解は好適には、アルミニウム溶解中に発
生する水素ガスの量を、該水素ガスの存在に伴う爆発の
危険性を減少させるために３％より低い水準に減少させ
るために、溶解反応器の頂部で気体捕獲（１）が、例え
ば空気、窒素またはアルゴン捕獲下で行われる。
生する水素ガスの量を、該水素ガスの存在に伴う爆発の
危険性を減少させるために３％より低い水準に減少させ
るために、溶解反応器の頂部で気体捕獲（１）が、例え
ば空気、窒素またはアルゴン捕獲下で行われる。
【００２５】溶解段階（Ａ）の終わりに得られる生成物
を次に、好適には遠心を含む固体−液体分離（Ａ′）に
かける。この分離は容易に起き、そして一方ではアルミ
ン酸塩ＴＭＡＡｌＯ2の形の３０〜９０ｇ／ｌ濃度のア
ルミニウム、並びに塩基性媒体中に可溶性である核分裂
生成物、アクチニド類に関する１％より低い濃度の痕跡
量のアクチニド類およびランタニド類を含有する塩基性
液相（Ｂ）を与え、そして他方では事実上全てのアクチ
ニド類およびランタニド類、特にウラン、並びに塩基性
媒体中に不溶性である不溶性酸化物および水酸化物の形
の核分裂生成物の一部を含有する固相（Ｂ′）を与え
る。
を次に、好適には遠心を含む固体−液体分離（Ａ′）に
かける。この分離は容易に起き、そして一方ではアルミ
ン酸塩ＴＭＡＡｌＯ2の形の３０〜９０ｇ／ｌ濃度のア
ルミニウム、並びに塩基性媒体中に可溶性である核分裂
生成物、アクチニド類に関する１％より低い濃度の痕跡
量のアクチニド類およびランタニド類を含有する塩基性
液相（Ｂ）を与え、そして他方では事実上全てのアクチ
ニド類およびランタニド類、特にウラン、並びに塩基性
媒体中に不溶性である不溶性酸化物および水酸化物の形
の核分裂生成物の一部を含有する固相（Ｂ′）を与え
る。
【００２６】このようにして得られる固体生成物は、例
えば５０〜１０５℃の間の温度において硝酸（Ｃ′）中
に急速に溶解する。この溶解は本発明の方法によると、
この一般的なアクチニドに富んだ固相の定量的溶解であ
り、それは例えば少量の、例えば６Ｎ濃度の硝酸量であ
り、好適には１０〜１５ｌ／ｋｇの固体である。従っ
て、高活性（ＨＡ）廃棄物の生成は非常に減じられる。
硝酸溶解溶液は本質的にアクチニド類を含有しており、
核分裂生成物は次に既知の方法（Ｄ′）で処理すること
ができる。
えば５０〜１０５℃の間の温度において硝酸（Ｃ′）中
に急速に溶解する。この溶解は本発明の方法によると、
この一般的なアクチニドに富んだ固相の定量的溶解であ
り、それは例えば少量の、例えば６Ｎ濃度の硝酸量であ
り、好適には１０〜１５ｌ／ｋｇの固体である。従っ
て、高活性（ＨＡ）廃棄物の生成は非常に減じられる。
硝酸溶解溶液は本質的にアクチニド類を含有しており、
核分裂生成物は次に既知の方法（Ｄ′）で処理すること
ができる。
【００２７】固体／液体分離後に得られる液相（Ｂ）
を、次に乾燥残渣が得られるまで水（Ｃ）を蒸発させる
ことにより数段階で排水し、それをアルミン酸塩ＴＭＡ
ＡｌＯ 2を容易に除去できる揮発性分解生成物（２）お
よび固体残渣の形に完全に変性させるために２００℃
（Ｄ）に等しいか、それより高い温度に上昇させる。得
られる固体を、次に例えば５００〜９００℃の温度にお
いてか焼する（Ｅ）。このようにして得られる生成物は
主として酸化アルミニウム、核分裂生成物、ランタニド
類およびアクチニド類である（Ｆ）。
を、次に乾燥残渣が得られるまで水（Ｃ）を蒸発させる
ことにより数段階で排水し、それをアルミン酸塩ＴＭＡ
ＡｌＯ 2を容易に除去できる揮発性分解生成物（２）お
よび固体残渣の形に完全に変性させるために２００℃
（Ｄ）に等しいか、それより高い温度に上昇させる。得
られる固体を、次に例えば５００〜９００℃の温度にお
いてか焼する（Ｅ）。このようにして得られる生成物は
主として酸化アルミニウム、核分裂生成物、ランタニド
類およびアクチニド類である（Ｆ）。
【００２８】段階（Ｅ）で得られる酸化物のか焼された
混合物（Ｆ）を、次にそのα活性およびその放射性元素
組成に対応した処理にかける（Ｇ）。酸化物混合物の活
性が高すぎるなら（３）、その活性を低下させて中活性
混合物を与えるために浸出段階（Ｈ）が必要であるかも
しれず、最終的な固体廃棄物を生成するために該混合物
をそれ自体は既知の方法で特にガラス化により処理され
る（Ｉ）。
混合物（Ｆ）を、次にそのα活性およびその放射性元素
組成に対応した処理にかける（Ｇ）。酸化物混合物の活
性が高すぎるなら（３）、その活性を低下させて中活性
混合物を与えるために浸出段階（Ｈ）が必要であるかも
しれず、最終的な固体廃棄物を生成するために該混合物
をそれ自体は既知の方法で特にガラス化により処理され
る（Ｉ）。
【００２９】図２は、本発明の方法の第二の変法に従う
デキャンニングおよび処理方法の段階を示す工程図であ
る。図２では、本発明に従う方法の第二の変法はまず第
一段階（Ａ1）を含み、そこでは一般的な方法でアルミ
ニウム外皮並びにアルミニウム、アクチニド類、核分裂
生成物、例えばＺｒ、Ｎｂ、ＲｕおよびＣＳおよびラン
タニド類により構成されるアルミニウムを基にした核燃
料に、水酸化テトラメチルアンモニウムの溶液、好適に
は水溶液を作用させる。デキャンニングされる燃料は好
適には９０〜９５重量％のアルミニウム、５〜１０重量
％のアクチニド類、核分裂生成物およびランタニド類を
含む。ＴＭＡＯＨ水溶液は好適には２.５〜４モル／リ
ットルの間の濃度を有し、好適な濃度は４モル／リット
ルであるが、３モル／リットルの濃度も適しており、そ
して溶液の使用量は処理される燃料１ｋｇ当たり一般的
に５〜４０リットル、好適には１０〜３０リットルそし
てより好適には１５〜２５リットルである。
デキャンニングおよび処理方法の段階を示す工程図であ
る。図２では、本発明に従う方法の第二の変法はまず第
一段階（Ａ1）を含み、そこでは一般的な方法でアルミ
ニウム外皮並びにアルミニウム、アクチニド類、核分裂
生成物、例えばＺｒ、Ｎｂ、ＲｕおよびＣＳおよびラン
タニド類により構成されるアルミニウムを基にした核燃
料に、水酸化テトラメチルアンモニウムの溶液、好適に
は水溶液を作用させる。デキャンニングされる燃料は好
適には９０〜９５重量％のアルミニウム、５〜１０重量
％のアクチニド類、核分裂生成物およびランタニド類を
含む。ＴＭＡＯＨ水溶液は好適には２.５〜４モル／リ
ットルの間の濃度を有し、好適な濃度は４モル／リット
ルであるが、３モル／リットルの濃度も適しており、そ
して溶液の使用量は処理される燃料１ｋｇ当たり一般的
に５〜４０リットル、好適には１０〜３０リットルそし
てより好適には１５〜２５リットルである。
【００３０】デキャンニングは一般的には４０〜９５℃
の間の、好適には７０〜９０℃の間の温度において起
き、そしてデキャンニング時間は一般的には１０〜５０
０分間の間にわたり続き、好適には例えば９０℃の温度
における２０分間〜例えば３０℃の温度における３００
分間の間である。全てのデキャンニングパラメーター値
は単に情報目的用に与えられている。これらのパラメー
ター値は専門家によりデキャンニングしようとする燃料
の性質の関数として容易に決められることは明らかであ
る。
の間の、好適には７０〜９０℃の間の温度において起
き、そしてデキャンニング時間は一般的には１０〜５０
０分間の間にわたり続き、好適には例えば９０℃の温度
における２０分間〜例えば３０℃の温度における３００
分間の間である。全てのデキャンニングパラメーター値
は単に情報目的用に与えられている。これらのパラメー
ター値は専門家によりデキャンニングしようとする燃料
の性質の関数として容易に決められることは明らかであ
る。
【００３１】デキャンニングは溶解と同様に好適には、
アルミニウムのデキャンニング中に存在する水素ガスの
量を制限して爆発の危険性を減らすために、デキャンニ
ング反応器の頂部で気体捕獲（１′）が、例えば空気ま
たは窒素捕獲下で行われる。
アルミニウムのデキャンニング中に存在する水素ガスの
量を制限して爆発の危険性を減らすために、デキャンニ
ング反応器の頂部で気体捕獲（１′）が、例えば空気ま
たは窒素捕獲下で行われる。
【００３２】デキャンニング段階（Ａ1）の終わりに得
られる燃料のコアを、次に適当な分離手段を用いてデキ
ャンニング溶液から分離する（Ａ′1）。この分離は容
易に起きるため、アルミン酸塩ＴＭＡＡｌＯ2の形の３
０〜９０ｇ／リットル濃度のアルミニウムを外皮のアル
ミニウム合金の中性子活性化から生ずる放射性元素と一
緒に含有する塩基性液相（Ｂ1）が得られ、そして他方
では全てのアクチニド類、核分裂生成物およびアルミニ
ウムを含有する燃料のコア（Ｂ′1）が得られる。
られる燃料のコアを、次に適当な分離手段を用いてデキ
ャンニング溶液から分離する（Ａ′1）。この分離は容
易に起きるため、アルミン酸塩ＴＭＡＡｌＯ2の形の３
０〜９０ｇ／リットル濃度のアルミニウムを外皮のアル
ミニウム合金の中性子活性化から生ずる放射性元素と一
緒に含有する塩基性液相（Ｂ1）が得られ、そして他方
では全てのアクチニド類、核分裂生成物およびアルミニ
ウムを含有する燃料のコア（Ｂ′1）が得られる。
【００３３】コアを好適には熱時に、例えば６Ｎ濃度の
硝酸（Ｃ′1）中で沸騰下で、弗化物イオン（ＮＨ4Ｆ、
ＨＦ）の存在下で溶解させる。この定量的溶解は、好適
には固体１ｋｇ当たり５０〜７５リットルの硝酸量で行
われる。アクチニド類、核分裂生成物およびランタニド
類を含有するこの溶解溶液は既知の方法で処理すること
ができる（Ｄ′1）。
硝酸（Ｃ′1）中で沸騰下で、弗化物イオン（ＮＨ4Ｆ、
ＨＦ）の存在下で溶解させる。この定量的溶解は、好適
には固体１ｋｇ当たり５０〜７５リットルの硝酸量で行
われる。アクチニド類、核分裂生成物およびランタニド
類を含有するこの溶解溶液は既知の方法で処理すること
ができる（Ｄ′1）。
【００３４】コア／液体分離後に得られる液相（Ｂ1）
を、次に段階Ｃ1、Ｄ1、Ｅ1、Ｆ1における溶解の場合の
ようにして処理する。得られる生成物は、酸化アルミニ
ウム類および活性化生成物である。得られる酸化物混合
物Ｆ1は中活性廃棄物であり、それは次にガラス化する
ことができる（Ｉ1）。
を、次に段階Ｃ1、Ｄ1、Ｅ1、Ｆ1における溶解の場合の
ようにして処理する。得られる生成物は、酸化アルミニ
ウム類および活性化生成物である。得られる酸化物混合
物Ｆ1は中活性廃棄物であり、それは次にガラス化する
ことができる（Ｉ1）。
【００３５】説明用でありそして非限定的な方法で示さ
れている下記の実施例は、本発明の方法を行うことによ
り得られる結果を示している。 （実施例１）７１ｍｍの概略長さ、１５ｍｍの幅および
１.４ｍｍの厚さを有する非放射ＵＡＬ組み立て板部分
の溶解を、４.３ｇの重量だけ行う。最初にこれらの板
の中に存在するアルミニウムおよびウランのモル数は、
それぞれ１．５×１０-1および１．５×１０-3モルに等
しい。これらの板を温度計、気体（空気）捕獲システム
および水循環コンデンサーを備えた三首フラスコ中に入
れた。フラスコに次にＴＭＡＯＨ水溶液を充填し、そし
て還流させた。温度の関数として、溶解時間、すなわち
溶解させようとする板の消失に必要な時間、の試験を行
った。溶解結果は表１に示されている。
れている下記の実施例は、本発明の方法を行うことによ
り得られる結果を示している。 （実施例１）７１ｍｍの概略長さ、１５ｍｍの幅および
１.４ｍｍの厚さを有する非放射ＵＡＬ組み立て板部分
の溶解を、４.３ｇの重量だけ行う。最初にこれらの板
の中に存在するアルミニウムおよびウランのモル数は、
それぞれ１．５×１０-1および１．５×１０-3モルに等
しい。これらの板を温度計、気体（空気）捕獲システム
および水循環コンデンサーを備えた三首フラスコ中に入
れた。フラスコに次にＴＭＡＯＨ水溶液を充填し、そし
て還流させた。温度の関数として、溶解時間、すなわち
溶解させようとする板の消失に必要な時間、の試験を行
った。溶解結果は表１に示されている。
【００３６】
【表１】
【００３７】この表は、溶解温度が上昇するにつれてア
ルミニウムによる固相の汚染およびウランによる液相の
汚染が減少することを示している。比較的高いＴＭＡＯ
Ｈ濃度を用いて行われた試験は、溶液中の最初のＴＭＡ
ＯＨ濃度が上昇するにつれて、アルミニウムによる固相
の汚染およびウランによる液相の汚染が減少することを
示している。同じように、溶解速度は温度および使用し
た溶液中のＴＭＡＯＨの濃度の関数である。
ルミニウムによる固相の汚染およびウランによる液相の
汚染が減少することを示している。比較的高いＴＭＡＯ
Ｈ濃度を用いて行われた試験は、溶液中の最初のＴＭＡ
ＯＨ濃度が上昇するにつれて、アルミニウムによる固相
の汚染およびウランによる液相の汚染が減少することを
示している。同じように、溶解速度は温度および使用し
た溶液中のＴＭＡＯＨの濃度の関数である。
【００３８】（実施例２）４６０ｇのアルミニウムおよ
び４０ｇの燃料物質を含有する燃料板の溶解を異なる溶
液、すなわち全溶解工程の枠内では硝酸溶液（８ＮＨＮ
Ｏ3）を用いて、デキャンニング工程および全溶解工程
の枠内ではナトリウム溶解（５ＮＮａＯＨ）を用いて、
そして最後に４ＮＴＭＡＯＨ溶解およびデキャンニング
工程を用いて行った。結果は表２に示されており、そし
て本発明に従う方法の利点を明らかに示している。
び４０ｇの燃料物質を含有する燃料板の溶解を異なる溶
液、すなわち全溶解工程の枠内では硝酸溶液（８ＮＨＮ
Ｏ3）を用いて、デキャンニング工程および全溶解工程
の枠内ではナトリウム溶解（５ＮＮａＯＨ）を用いて、
そして最後に４ＮＴＭＡＯＨ溶解およびデキャンニング
工程を用いて行った。結果は表２に示されており、そし
て本発明に従う方法の利点を明らかに示している。
【００３９】
【表２】
【００４０】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の処
理において、燃料の溶解が容易であり、溶解反応があ
まり発熱性でなく、しかも例えばフォームの過剰発生の
如き問題を引き起こさず、溶解反応速度も速く、使用
する試薬は経済的で且つ供給が容易であり。溶液中への
アクチニド類の移入を最少限に抑えることができ、しか
も溶解中に生成する生成物を容易に分離でき、製造さ
れる流出液がナトリウムを含有しないため、その後に容
易にガラス化することができ、更に高活性流出液の量を
減少させ得る、等々の効果が得られる。
アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の処
理において、燃料の溶解が容易であり、溶解反応があ
まり発熱性でなく、しかも例えばフォームの過剰発生の
如き問題を引き起こさず、溶解反応速度も速く、使用
する試薬は経済的で且つ供給が容易であり。溶液中への
アクチニド類の移入を最少限に抑えることができ、しか
も溶解中に生成する生成物を容易に分離でき、製造さ
れる流出液がナトリウムを含有しないため、その後に容
易にガラス化することができ、更に高活性流出液の量を
減少させ得る、等々の効果が得られる。
【図１】 第一の変法での本発明に従う溶解および処理
方法の段階を表す工程図。
方法の段階を表す工程図。
【図２】 第二の変法での本発明に従うデキャンニング
および処理方法の段階を表す工程図。
および処理方法の段階を表す工程図。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 サージ・カロン フランス国 ポン・サン−エスプリ、ルー ト・ドゥ・カルサン、”ラ・ミラドル" （番地なし)
Claims (17)
- 【請求項１】 金属アルミニウムおよび金属の形の放射
性物質を基にした核標的および／または燃料の処理方法
において、核標的および／または燃料を、水酸化テトラ
メチルアンモニウム（ＴＭＡＯＨ）を含む溶解媒体によ
る少なくとも１回の溶解操作に処することを特徴とする
方法。 - 【請求項２】 核燃料が金属アルミニウム外皮並びにア
ルミニウムと放射性元素との混合物により構成されるコ
アを含むことを特徴とする、請求項１に記載の方法。 - 【請求項３】 溶解操作がＴＭＡＯＨからなる溶解媒体
中での核物質のコアおよび外皮のための単一の全溶解段
階を含むことを特徴とする、請求項２に記載の方法。 - 【請求項４】 溶解操作が、ＴＭＡＯＨからなる溶解媒
体によるデキャンニング処理とその後のコアの硝酸溶解
を含むことを特徴とする、請求項２に記載の方法。 - 【請求項５】 溶解媒体がＴＭＡＯＨ水溶液からなるこ
とを特徴とする、請求項３または４に記載の方法。 - 【請求項６】 ＴＭＡＯＨ溶液が２．５〜４．０Ｍの濃
度を有することを特徴とする、請求項５に記載の方法。 - 【請求項７】 溶解溶液の使用量が、処理される燃料１
ｋｇ当たり５〜４０リットルであることを特徴とする、
請求項５に記載の方法。 - 【請求項８】 溶解が４０〜９５℃の温度において４０
〜８００分間にわたり行われることを特徴とする、請求
項３および５に記載の方法。 - 【請求項９】 デキャンニングが４０〜９５℃の温度に
おいて１０〜５０分間にわたり行われることを特徴とす
る、請求項４および５に記載の方法。 - 【請求項１０】 溶解処理の終わりに得られる生成物を
固体−液体分離にかけ、それにより一方ではアルミン酸
塩ＴＭＡＡｌＯ2の形のアルミニウム並びに塩基性媒体
中に可溶性である核分裂生成物並びに痕跡量のアクチニ
ド類およびランタニド類を含有する塩基性液相が得ら
れ、そして他方では本質的にアクチニド類およびランタ
ニド類並びに塩基性媒体中に不溶性である核分裂生成物
を水酸化物および不溶性酸化物の形で含有する固相が得
られることを特徴とする、請求項３および５に記載の方
法。 - 【請求項１１】 固相を硝酸中に不溶性物質１ｋｇ当た
り１０〜１５リットルの硝酸の割合で溶解させることを
特徴とする、請求項１０に記載の方法。 - 【請求項１２】 デキャンニング処理の終わりに得られ
る燃料のコアを固体−液体分離によりデキャンニング溶
液から分離し、それにより一方ではアルミン酸塩ＴＭＡ
ＡｌＯ2の形のアルミニウム並びに外皮のアルミニウム
合金の中性子活性化から生ずる放射性元素を含有する塩
基性液相が得られ、そして他方では全てのアクチニド
類、核分裂生成物およびアルミニウムを含有する燃料の
コアが得られることを特徴とする、請求項４および５に
記載の方法。 - 【請求項１３】 コアを硝酸中に固体１ｋｇ当たり５０
〜７５リットルの硝酸の割合でそして弗化物イオンの存
在下で溶解させることを特徴とする、請求項１２に記載
の方法。 - 【請求項１４】 固体−液体分離後に得られる液相を、
次に乾燥残渣が得られるまで水を蒸発させることにより
数段階で排水することを特徴とする、請求項１０または
１２に記載の方法。 - 【請求項１５】 得られる乾燥残渣を２００℃に等しい
か、またはそれより上の温度に高めてＴＭＡＡｌＯ2を
本質的に揮発性の分解生成物の形に変性させ、それらを
除去して固体を残すことを特徴とする、請求項１４に記
載の方法。 - 【請求項１６】 得られる固体を５００〜９００℃の温
度においてか焼して酸化アルミニウム並びに核分裂生成
物、ランタニド類およびアクチニド類の酸化物とするこ
とを特徴とする、請求項１５に記載の方法。 - 【請求項１７】 得られる酸化物のか焼された混合物
を、随意にその活性が過剰である場合、浸出による追加
処理を施した後にガラス化により処理することを特徴と
する、請求項１６に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR95-11160 | 1995-09-22 | ||
| FR9511160A FR2739216B1 (fr) | 1995-09-22 | 1995-09-22 | Procede de traitement de combustibles et/ou de cibles nucleaires a base d'aluminium metallique par des solutions d'hydroxyde de tetramethylammonium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09145890A true JPH09145890A (ja) | 1997-06-06 |
| JP3909100B2 JP3909100B2 (ja) | 2007-04-25 |
Family
ID=9482844
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP25189796A Expired - Lifetime JP3909100B2 (ja) | 1995-09-22 | 1996-09-24 | 金属アルミニウムを基にした核標的および／または燃料の水酸化テトラメチルアンモニウム溶液による処理方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5686052A (ja) |
| JP (1) | JP3909100B2 (ja) |
| FR (1) | FR2739216B1 (ja) |
| GB (1) | GB2305538B (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2018520972A (ja) * | 2015-05-12 | 2018-08-02 | スニール ナヴニトダス パレーク | 水銀ベース化合物を作製する方法、水銀ベース化合物、水銀ベース化合物を使用する方法および水銀ベース化合物の使用 |
| JP2018119787A (ja) * | 2016-12-09 | 2018-08-02 | 明正 宝来 | 原子炉の廃炉方法 |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB9616264D0 (en) * | 1996-08-02 | 1996-09-11 | British Nuclear Fuels Plc | Reprocessing irradiated fuel |
| US9799415B2 (en) | 2015-05-28 | 2017-10-24 | Savannah River Nuclear Solutions, Llc | Method for controlling aluminum dissolution |
| FR3047421B1 (fr) * | 2016-02-10 | 2020-08-21 | Commissariat Energie Atomique | Procede pour ralentir la dissolution d'un compose utilisant un agent anti-mousse |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3282655A (en) * | 1966-11-01 | Production of | ||
| US2901343A (en) * | 1944-08-25 | 1959-08-25 | James H Peterson | Dissolution of aluminum jackets from uranium cores by nitric acid containing mercuric nitrate |
| US2893863A (en) * | 1949-05-13 | 1959-07-07 | Flox Jack | Process for removing aluminum coatings |
| US2891840A (en) * | 1956-02-28 | 1959-06-23 | Martin H Curtis | Method of processing neutronic reactor fuel elements |
| US3022160A (en) * | 1956-12-05 | 1962-02-20 | Herman L Brandt | Reconditioning fuel elements |
| US3273973A (en) * | 1964-03-31 | 1966-09-20 | Jr Roy E Thoma | Method for processing aluminumcontaining nuclear fuels |
| US3251645A (en) * | 1964-03-31 | 1966-05-17 | Charles E Guthrie | Method for processing aluminumcontaining nuclear fuels |
| US3222125A (en) * | 1964-09-17 | 1965-12-07 | Wallace W Schulz | Dissolution of nuclear aluminum-base fuel |
| US3409413A (en) * | 1967-08-11 | 1968-11-05 | Atomic Energy Commission Usa | Method of dissolving aluminum-clad thoria target elements |
| US4162230A (en) * | 1977-12-28 | 1979-07-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste |
| JPS54132170A (en) * | 1978-04-05 | 1979-10-13 | Fuji Electric Co Ltd | Photoetching method for semiconductor device |
| JPS6075590A (ja) * | 1983-09-30 | 1985-04-27 | Hitachi Ltd | アルミニウム被膜のエツチング法 |
| JPS6114705A (ja) * | 1984-06-29 | 1986-01-22 | Konishiroku Photo Ind Co Ltd | 表面処理強磁性金属粉末及び磁気記録媒体の製造法 |
| US5116877A (en) * | 1989-02-02 | 1992-05-26 | Taisho Pharmaceutical Co., Ltd. | Pharmaceutical use for cinnamamide derivatives |
| JPH0450699A (ja) * | 1990-06-12 | 1992-02-19 | Hitachi Ltd | 放射性固体汚染物質の除染方法及びシステム |
-
1995
- 1995-09-22 FR FR9511160A patent/FR2739216B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1996
- 1996-09-12 GB GB9619080A patent/GB2305538B/en not_active Expired - Lifetime
- 1996-09-17 US US08/715,092 patent/US5686052A/en not_active Expired - Lifetime
- 1996-09-24 JP JP25189796A patent/JP3909100B2/ja not_active Expired - Lifetime
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|---|---|---|---|---|
| JP2018520972A (ja) * | 2015-05-12 | 2018-08-02 | スニール ナヴニトダス パレーク | 水銀ベース化合物を作製する方法、水銀ベース化合物、水銀ベース化合物を使用する方法および水銀ベース化合物の使用 |
| JP2018119787A (ja) * | 2016-12-09 | 2018-08-02 | 明正 宝来 | 原子炉の廃炉方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3909100B2 (ja) | 2007-04-25 |
| GB2305538A (en) | 1997-04-09 |
| GB9619080D0 (en) | 1996-10-23 |
| US5686052A (en) | 1997-11-11 |
| FR2739216A1 (fr) | 1997-03-28 |
| GB2305538B (en) | 1999-06-16 |
| FR2739216B1 (fr) | 1997-10-24 |
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