JPH09264995A - 超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法 - Google Patents
超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 原子力発電炉の使用済核燃料を溶解した硝酸
溶液あるいはピューレックス再処理工程で生じる高レベ
ル放射性廃液を脱硝する方法。 【解決手段】 トリブチルリン酸（ＴＢＰ）を混合した
液化二酸化炭素を、６０〜８０℃、１０〜２０ＭＰａに
加温、加圧することによって超臨界状態の流体とし、こ
の流体を使用済核燃料溶解溶液あるいは高レベル放射性
廃液を通して連続的に流し、溶液中から硝酸（Ｈ＋ＮＯ
３ −）を超臨界二酸化炭素相に抽出して溶液を脱硝する
方法。
溶液あるいはピューレックス再処理工程で生じる高レベ
ル放射性廃液を脱硝する方法。 【解決手段】 トリブチルリン酸（ＴＢＰ）を混合した
液化二酸化炭素を、６０〜８０℃、１０〜２０ＭＰａに
加温、加圧することによって超臨界状態の流体とし、こ
の流体を使用済核燃料溶解溶液あるいは高レベル放射性
廃液を通して連続的に流し、溶液中から硝酸（Ｈ＋ＮＯ
３ −）を超臨界二酸化炭素相に抽出して溶液を脱硝する
方法。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電炉の使
用済核燃料を溶解した硝酸溶液あるいはピューレックス
再処理工程で生じる高レベル放射性廃液を脱硝するため
に用いることができる。
用済核燃料を溶解した硝酸溶液あるいはピューレックス
再処理工程で生じる高レベル放射性廃液を脱硝するため
に用いることができる。
【０００２】
【従来の技術】使用済核燃料中に含まれるウラン及びプ
ルトニウムを核分裂生成物等から分離して回収するいわ
ゆる使用済核燃料の再処理には、ＴＢＰを抽出剤とする
溶媒抽出分離法（ピューレックス法）が用いられる。こ
のピューレックス法では溶液から硝酸を除去する操作は
含まれていないため、２〜３Ｍの高濃度硝酸を含有する
高レベル放射性廃液（ＨＬＬＷ）が発生する。またＨＬ
ＬＷについては、その処分の安全性及び効率性の向上と
有用金属の回収、有効利用を目的として、ＨＬＬＷに含
まれる金属元素を数群に分別回収する群分離法の適用が
提案されている。これまでに開発されている群分離法で
は、群分離操作に先立ってＨＬＬＷを脱硝するが、脱硝
法としてはギ酸処理法、マイクロ波加熱法、中和法、希
釈法などが採用されている。
ルトニウムを核分裂生成物等から分離して回収するいわ
ゆる使用済核燃料の再処理には、ＴＢＰを抽出剤とする
溶媒抽出分離法（ピューレックス法）が用いられる。こ
のピューレックス法では溶液から硝酸を除去する操作は
含まれていないため、２〜３Ｍの高濃度硝酸を含有する
高レベル放射性廃液（ＨＬＬＷ）が発生する。またＨＬ
ＬＷについては、その処分の安全性及び効率性の向上と
有用金属の回収、有効利用を目的として、ＨＬＬＷに含
まれる金属元素を数群に分別回収する群分離法の適用が
提案されている。これまでに開発されている群分離法で
は、群分離操作に先立ってＨＬＬＷを脱硝するが、脱硝
法としてはギ酸処理法、マイクロ波加熱法、中和法、希
釈法などが採用されている。
【０００３】ギ酸脱硝法では、硝酸と当量以上のギ酸を
ＨＬＬＷに添加して数時間、加熱還流し、硝酸を分解す
る。マイクロ波加熱法は、ＨＬＬＷを酸化物などの固体
に変換する目的で用いられ、ＨＬＬＷを直接マイクロ波
加熱することによって、硝酸をＮＯｘに分解して除去す
る。また中和法あるいは希釈法は、ＨＬＬＷにそれぞれ
アルカリ溶液あるいは水を加える手法であり、酸濃度を
低減する目的に用いられる。
ＨＬＬＷに添加して数時間、加熱還流し、硝酸を分解す
る。マイクロ波加熱法は、ＨＬＬＷを酸化物などの固体
に変換する目的で用いられ、ＨＬＬＷを直接マイクロ波
加熱することによって、硝酸をＮＯｘに分解して除去す
る。また中和法あるいは希釈法は、ＨＬＬＷにそれぞれ
アルカリ溶液あるいは水を加える手法であり、酸濃度を
低減する目的に用いられる。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】従来の使用済核燃料の
再処理法では、溶液の脱硝は行われないため、発生する
ＨＬＬＷは高濃度の硝酸溶液である。そのため、ＨＬＬ
Ｗの群分離を行う際には、あらかじめ溶液を脱硝する必
要がある。また脱硝のための従来技術には、長時間の高
温処理が必要（ギ酸処理法、マイクロ波加熱法）、放射
性廃棄物発生量が増加（中和法、希釈法）、などの難点
がある。本発明が解決しようとする課題は、使用済核燃
料溶解溶液を再処理工程中で脱硝することによって、発
生するＨＬＬＷの硝酸濃度を低減させること、及び脱硝
法の簡素化と廃棄物発生量の低減を可能とすること、で
ある。
再処理法では、溶液の脱硝は行われないため、発生する
ＨＬＬＷは高濃度の硝酸溶液である。そのため、ＨＬＬ
Ｗの群分離を行う際には、あらかじめ溶液を脱硝する必
要がある。また脱硝のための従来技術には、長時間の高
温処理が必要（ギ酸処理法、マイクロ波加熱法）、放射
性廃棄物発生量が増加（中和法、希釈法）、などの難点
がある。本発明が解決しようとする課題は、使用済核燃
料溶解溶液を再処理工程中で脱硝することによって、発
生するＨＬＬＷの硝酸濃度を低減させること、及び脱硝
法の簡素化と廃棄物発生量の低減を可能とすること、で
ある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】発明者らは先行の特許出
願（特願平６−２１７１９４号及び特願平７−２８１０
４号）において、ＴＢＰ等の試薬を混合した超臨界二酸
化炭素を媒体として、硝酸溶液中からウラン等の金属元
素を効率良く抽出分離する手法を考案している。この手
法は、有機溶媒起源の放射性廃棄物発生量を低減でき
る、作業の安全性の向上が達成できる、抽出媒体を常
温、常圧で気体に変換することによって簡便に金属元
素、試薬から分離できる、二酸化炭素及び抽出剤をいず
れも回収して再利用できる等の多くの利点を有してい
る。
願（特願平６−２１７１９４号及び特願平７−２８１０
４号）において、ＴＢＰ等の試薬を混合した超臨界二酸
化炭素を媒体として、硝酸溶液中からウラン等の金属元
素を効率良く抽出分離する手法を考案している。この手
法は、有機溶媒起源の放射性廃棄物発生量を低減でき
る、作業の安全性の向上が達成できる、抽出媒体を常
温、常圧で気体に変換することによって簡便に金属元
素、試薬から分離できる、二酸化炭素及び抽出剤をいず
れも回収して再利用できる等の多くの利点を有してい
る。
【０００６】本発明は、ＴＢＰを混合した超臨界二酸化
炭素中に溶液中の硝酸（Ｈ＋ＮＯ３ −）が効果的に抽出
されることを利用する、使用済核燃料溶解溶液、及びＨ
ＬＬＷの新規な脱硝法に関するものであり、超臨界流体
抽出法が有する上記のような特長によつて当該脱硝法に
係る課題を解決するものである。
炭素中に溶液中の硝酸（Ｈ＋ＮＯ３ −）が効果的に抽出
されることを利用する、使用済核燃料溶解溶液、及びＨ
ＬＬＷの新規な脱硝法に関するものであり、超臨界流体
抽出法が有する上記のような特長によつて当該脱硝法に
係る課題を解決するものである。
【０００７】使用済核燃料溶解溶液を対象とする場合に
は、ＴＢＰを混合した超臨界二酸化炭素流体を溶液中を
通して連続的に流し、初期段階でウラン等の被抽出性の
金属元素を分離回収した後、引続いて同超臨界二酸化炭
素流体を流して硝酸を抽出分離することによって、ＨＬ
ＬＷの硝酸濃度の低減化を可能にする。またＨＬＬＷを
対象とする場合には、同超臨界二酸化炭素流体をＨＬＬ
Ｗを通して連続的に流して、少量の被抽出性金属元素と
ともに、硝酸を抽出分離することによって、簡便でかつ
廃棄物発生量の少ない脱硝を可能とする。
は、ＴＢＰを混合した超臨界二酸化炭素流体を溶液中を
通して連続的に流し、初期段階でウラン等の被抽出性の
金属元素を分離回収した後、引続いて同超臨界二酸化炭
素流体を流して硝酸を抽出分離することによって、ＨＬ
ＬＷの硝酸濃度の低減化を可能にする。またＨＬＬＷを
対象とする場合には、同超臨界二酸化炭素流体をＨＬＬ
Ｗを通して連続的に流して、少量の被抽出性金属元素と
ともに、硝酸を抽出分離することによって、簡便でかつ
廃棄物発生量の少ない脱硝を可能とする。
【０００８】なお本発明の脱硝法は、上述した先行特許
が有する利点と同様に、工程の短縮化及び作業の安全性
向上が可能、抽出媒体の簡便な完全分離が可能、二酸化
炭素、抽出剤、硝酸の回収、再利用が可能、等の利点を
有している。
が有する利点と同様に、工程の短縮化及び作業の安全性
向上が可能、抽出媒体の簡便な完全分離が可能、二酸化
炭素、抽出剤、硝酸の回収、再利用が可能、等の利点を
有している。
【０００９】
【本発明の実施の形態】ＴＢＰを混合した超臨界二酸化
炭素流体を用いる、ウラン等の被抽出性の金属元素を含
有した硝酸溶液の脱硝法において用られる装置が図１に
示される。本発明の方法を図１にしたがって説明する
と、抽出容器１に一定量の硝酸溶液を採取する。シリン
ジポンプ２にボンベ３から液化二酸化炭素を採取し、こ
れを同ポンプを用いて所定の圧力で抽出容器中に流す。
この流体に、プランジャーポンプ４の流量を調節して混
合比が所定の値となるように、ＴＢＰ収容容器５からＴ
ＢＰを注入する。抽出部は、予備加熱コイル６、抽出容
器１、フィルター７、リストリクター８から構成され、
二酸化炭素の臨界温度以上の６０℃に保った恒温槽９内
に設置されている。予備加熱コイルは抽出容器に注入す
る二酸化炭素流体の温度を臨界温度以上に保つために用
いられる。抽出容器内に採取した溶液を通して流れ出る
超臨界二酸化炭素流体を、リストリクターを介して圧力
を常圧に戻したのち、捕集容器１０に導く。抽出の初期
段階で分離するウラン等の金属元素を捕集容器中に回収
したのち、さらに超臨界二酸化炭素流体を流し続けて試
料溶液中の硝酸を抽出し（脱硝反応）、これを別の捕集
容器に回収する。常温、常圧の捕集容器内で二酸化炭素
は気化して系外に排出されるので、硝酸−ＴＢＰ化合物
及び過剰のＴＢＰは抽出媒体から瞬時にかつ完全に分離
され、捕集容器内に残る。この抽出操作を一定時間行う
ことによって、硝酸溶液の脱硝が可能になる。
炭素流体を用いる、ウラン等の被抽出性の金属元素を含
有した硝酸溶液の脱硝法において用られる装置が図１に
示される。本発明の方法を図１にしたがって説明する
と、抽出容器１に一定量の硝酸溶液を採取する。シリン
ジポンプ２にボンベ３から液化二酸化炭素を採取し、こ
れを同ポンプを用いて所定の圧力で抽出容器中に流す。
この流体に、プランジャーポンプ４の流量を調節して混
合比が所定の値となるように、ＴＢＰ収容容器５からＴ
ＢＰを注入する。抽出部は、予備加熱コイル６、抽出容
器１、フィルター７、リストリクター８から構成され、
二酸化炭素の臨界温度以上の６０℃に保った恒温槽９内
に設置されている。予備加熱コイルは抽出容器に注入す
る二酸化炭素流体の温度を臨界温度以上に保つために用
いられる。抽出容器内に採取した溶液を通して流れ出る
超臨界二酸化炭素流体を、リストリクターを介して圧力
を常圧に戻したのち、捕集容器１０に導く。抽出の初期
段階で分離するウラン等の金属元素を捕集容器中に回収
したのち、さらに超臨界二酸化炭素流体を流し続けて試
料溶液中の硝酸を抽出し（脱硝反応）、これを別の捕集
容器に回収する。常温、常圧の捕集容器内で二酸化炭素
は気化して系外に排出されるので、硝酸−ＴＢＰ化合物
及び過剰のＴＢＰは抽出媒体から瞬時にかつ完全に分離
され、捕集容器内に残る。この抽出操作を一定時間行う
ことによって、硝酸溶液の脱硝が可能になる。
【００１０】なお、リストリクターとは、高圧ガスを極
めて細い長管（リストリクターと呼ぶ）に通して大気圧
中に放出させることによって減圧処理を行う際に使用さ
れる減圧用細管のことである。
めて細い長管（リストリクターと呼ぶ）に通して大気圧
中に放出させることによって減圧処理を行う際に使用さ
れる減圧用細管のことである。
【００１１】本発明によって、使用済核燃料溶解溶液あ
るいはＨＬＬＷの脱硝が可能になる。この方法を使用済
核燃料溶解溶液に適用した場合に、その工程で発生する
ＨＬＬＷは、従来の再処理工程で発生するＨＬＬＷより
も低濃度の硝酸を含む溶液である。これによって、ＨＬ
ＬＷの保管、処分等の安全性、効率性の向上が図れる。
この脱硝操作は、ウラン等の金属元素の分離回収に引続
いて、同一の工程を用いて同一の操作法によって行える
ので脱硝のための別工程を必要とせず、全体の工程の短
縮化が図れる。また本発明の脱硝法をＨＬＬＷの群分離
に適用する場合にも、従来技術と比べて大幅な工程の短
縮化が可能である。さらに、脱硝操作で発生する放射性
廃棄物量を極力低減できること、回収したＴＢＰ、硝
酸、二酸化炭素は再利用可能であり、この点からも廃棄
物発生量の低減化が見込める、など多くの利点を有す
る。
るいはＨＬＬＷの脱硝が可能になる。この方法を使用済
核燃料溶解溶液に適用した場合に、その工程で発生する
ＨＬＬＷは、従来の再処理工程で発生するＨＬＬＷより
も低濃度の硝酸を含む溶液である。これによって、ＨＬ
ＬＷの保管、処分等の安全性、効率性の向上が図れる。
この脱硝操作は、ウラン等の金属元素の分離回収に引続
いて、同一の工程を用いて同一の操作法によって行える
ので脱硝のための別工程を必要とせず、全体の工程の短
縮化が図れる。また本発明の脱硝法をＨＬＬＷの群分離
に適用する場合にも、従来技術と比べて大幅な工程の短
縮化が可能である。さらに、脱硝操作で発生する放射性
廃棄物量を極力低減できること、回収したＴＢＰ、硝
酸、二酸化炭素は再利用可能であり、この点からも廃棄
物発生量の低減化が見込める、など多くの利点を有す
る。
【００１２】
【実施例】図１に示す抽出装置を用いて、少量のＵ（V
I）イオンを含む硝酸溶液を脱硝する本発明の方法を実
施した。まず、２×１０−４ｍｏｌ／ｌ（Ｍ）の濃度の
Ｕ（VI）イオンを含む３Ｍ ＨＮＯ３と３Ｍ ＬｉＮＯ
３の混合水溶液を試料水溶液として５ｍｌを抽出容器１
に採取した。
I）イオンを含む硝酸溶液を脱硝する本発明の方法を実
施した。まず、２×１０−４ｍｏｌ／ｌ（Ｍ）の濃度の
Ｕ（VI）イオンを含む３Ｍ ＨＮＯ３と３Ｍ ＬｉＮＯ
３の混合水溶液を試料水溶液として５ｍｌを抽出容器１
に採取した。
【００１３】次にＴＢＰと二酸化炭素を、ＴＢＰ濃度が
容積比３ｖｏｌ％となるようにシリンジポンプ２とプラ
ンジャーポンプ４を通して混合し、予備加熱コイル６を
用いて６０℃、１５ＭＰａの超臨界流体とした後、抽出
容器１内の試料溶液中に約１．１ ｍｌ／ｍｉｎの一定
流速で流入させた。そして抽出容器１からの流出流体を
フィルター７及びリストリクター８を通した後、捕集容
器１０に導入してＵ（VI）及び硝酸を捕集した。本発明
の方法を用いて抽出した結果を図２に示す。
容積比３ｖｏｌ％となるようにシリンジポンプ２とプラ
ンジャーポンプ４を通して混合し、予備加熱コイル６を
用いて６０℃、１５ＭＰａの超臨界流体とした後、抽出
容器１内の試料溶液中に約１．１ ｍｌ／ｍｉｎの一定
流速で流入させた。そして抽出容器１からの流出流体を
フィルター７及びリストリクター８を通した後、捕集容
器１０に導入してＵ（VI）及び硝酸を捕集した。本発明
の方法を用いて抽出した結果を図２に示す。
【００１４】図２（１）及び（２）は、抽出時間と溶液
中に残存するＵ（VI）イオンの濃度及び硝酸の濃度を示
す。図２（１）のように、抽出の初期段階すなわち３０
分間の抽出で９８％以上のＵ（VI）イオンが効率良く抽
出され、さらに抽出操作を続けることによって、図２
（２）のように硝酸が抽出除去されることが分る。抽出
操作を３００分間行うことによって、初期に３Ｍであっ
た溶液中の硝酸の濃度が０．０１６Ｍ（ｐＨ＝約１．８
に相当）に減少した。とくに硝酸濃度が３Ｍから約０．
８Ｍまでの領域では、硝酸（Ｈ＋ＮＯ3 -）とＴＢＰの結
合比はほぼ１：１であり、きわめて効果的に硝酸の抽出
反応が進行することが分った。硝酸濃度が約０．８Ｍ以
下になると、抽出効率が僅かずつ低下するため、時間と
ともに溶液中の硝酸が除去される割合が減少する。
中に残存するＵ（VI）イオンの濃度及び硝酸の濃度を示
す。図２（１）のように、抽出の初期段階すなわち３０
分間の抽出で９８％以上のＵ（VI）イオンが効率良く抽
出され、さらに抽出操作を続けることによって、図２
（２）のように硝酸が抽出除去されることが分る。抽出
操作を３００分間行うことによって、初期に３Ｍであっ
た溶液中の硝酸の濃度が０．０１６Ｍ（ｐＨ＝約１．８
に相当）に減少した。とくに硝酸濃度が３Ｍから約０．
８Ｍまでの領域では、硝酸（Ｈ＋ＮＯ3 -）とＴＢＰの結
合比はほぼ１：１であり、きわめて効果的に硝酸の抽出
反応が進行することが分った。硝酸濃度が約０．８Ｍ以
下になると、抽出効率が僅かずつ低下するため、時間と
ともに溶液中の硝酸が除去される割合が減少する。
【００１５】表１には、図２に示した実施例と同様にし
て、各種組成の硝酸溶液を試料溶液とし、各種濃度のＴ
ＢＰを含む超臨界二酸化炭素を用いて脱硝操作を行った
のち、抽出容器中の試料溶液中の硝酸濃度を測定した結
果を掲げた。そこでは抽出時間；３００分、抽出温度；
６０℃、抽出圧力；１５ＭＰａとした。
て、各種組成の硝酸溶液を試料溶液とし、各種濃度のＴ
ＢＰを含む超臨界二酸化炭素を用いて脱硝操作を行った
のち、抽出容器中の試料溶液中の硝酸濃度を測定した結
果を掲げた。そこでは抽出時間；３００分、抽出温度；
６０℃、抽出圧力；１５ＭＰａとした。
【００１６】
【表１】
【００１７】３Ｍ ＬｉＮ０３を含まない３Ｍ ＨＮＯ
３の脱硝効率は、３Ｍ ＬｉＮ０３＋３Ｍ ＨＮＯ３混
合溶液のそれより低い。超臨界流体に添加するＴＢＰ濃
度を増すことによって３Ｍ ＨＮＯ３溶液についても効
率良く脱硝できることがわかる。
３の脱硝効率は、３Ｍ ＬｉＮ０３＋３Ｍ ＨＮＯ３混
合溶液のそれより低い。超臨界流体に添加するＴＢＰ濃
度を増すことによって３Ｍ ＨＮＯ３溶液についても効
率良く脱硝できることがわかる。
【００１８】
【発明の効果】ＴＢＰを混合した超臨界二酸化炭素を用
いて、使用済核燃料溶解溶液、あるいは高レベル放射性
廃液の脱硝が可能となる。ＴＢＰと硝酸とはほぼ当量的
に結合しているので、超臨界二酸化炭素に混合するＴＢ
Ｐの濃度を増すことによって、より迅速で高効率な脱硝
が可能である。回収したＴＢＰは簡便な方法で洗浄する
ことによって再利用できることを確かめた。
いて、使用済核燃料溶解溶液、あるいは高レベル放射性
廃液の脱硝が可能となる。ＴＢＰと硝酸とはほぼ当量的
に結合しているので、超臨界二酸化炭素に混合するＴＢ
Ｐの濃度を増すことによって、より迅速で高効率な脱硝
が可能である。回収したＴＢＰは簡便な方法で洗浄する
ことによって再利用できることを確かめた。
【図１】 超臨界二酸化炭素流体を使用した抽出装置の
構造図である。
構造図である。
【図２】 抽出時間と硝酸及びＵ（VI）イオンの抽出率
の関係を示す図であり、図２（１）は抽出後に抽出容器
に残存するＵ（VI）イオンの濃度を示す図であり、図
（２）は抽出後に抽出容器に残存する硝酸の濃度を示す
図である。 〔試料溶液；２×１０−４ Ｍ Ｕ（VI）イオンを含む
３Ｍ ＨＮＯ３＋３ＭＬｉＮ０３ 混合水溶液（５ｍ
ｌ） 超臨界二酸化炭素流体；３ｖｏｌ％ＴＢＰを含む超臨界
二酸化炭素流体（流速；約１．１ｍｌ／ｍｉｎ） 抽出温度及び圧力；６０℃、１５ＭＰａ〕
の関係を示す図であり、図２（１）は抽出後に抽出容器
に残存するＵ（VI）イオンの濃度を示す図であり、図
（２）は抽出後に抽出容器に残存する硝酸の濃度を示す
図である。 〔試料溶液；２×１０−４ Ｍ Ｕ（VI）イオンを含む
３Ｍ ＨＮＯ３＋３ＭＬｉＮ０３ 混合水溶液（５ｍ
ｌ） 超臨界二酸化炭素流体；３ｖｏｌ％ＴＢＰを含む超臨界
二酸化炭素流体（流速；約１．１ｍｌ／ｍｉｎ） 抽出温度及び圧力；６０℃、１５ＭＰａ〕
１；抽出容器 ２；シリンジポンプ ３；二酸化炭
素ボンベ ４；フランジャーポンプ ５；ＴＢＰ収容容器
６；予備加熱コイル ７；フィルター ８；リストリクター ９；恒温槽
１０；捕集容器
素ボンベ ４；フランジャーポンプ ５；ＴＢＰ収容容器
６；予備加熱コイル ７；フィルター ８；リストリクター ９；恒温槽
１０；捕集容器
Claims (2)
- 【請求項１】 トリブチルリン酸（ＴＢＰ）を混合した
液化二酸化炭素を、６０〜８０℃、１０〜２０ＭＰａに
加温、加圧することによって超臨界状態の流体とし、こ
の流体を使用済核燃料溶解溶液あるいは高レベル放射性
廃液を通して連続的に流し、溶液中から硝酸（Ｈ＋ＮＯ
３ −）を超臨界二酸化炭素相に抽出して溶液を脱硝する
方法。 - 【請求項２】 ＴＢＰを混合した超臨界二酸化炭素流体
を、使用済核燃料溶解溶液を通して連続的に流し、初期
段階で溶液中のウラン等を分離回収したのち、引続いて
同流体を同溶液中に導入することによって溶液を脱硝す
る方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7366796A JP2904739B2 (ja) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | 超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7366796A JP2904739B2 (ja) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | 超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09264995A true JPH09264995A (ja) | 1997-10-07 |
| JP2904739B2 JP2904739B2 (ja) | 1999-06-14 |
Family
ID=13524838
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7366796A Expired - Fee Related JP2904739B2 (ja) | 1996-03-28 | 1996-03-28 | 超臨界二酸化炭素抽出法による使用済核燃料溶解溶液および高レベル放射性廃液の脱硝法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2904739B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11174194A (ja) * | 1997-12-12 | 1999-07-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子燃料の再処理方法 |
| JP2008116275A (ja) * | 2006-11-02 | 2008-05-22 | Kobe Steel Ltd | ウラン化合物の抽出分離方法 |
| CN106356110A (zh) * | 2016-09-13 | 2017-01-25 | 中国核电工程有限公司 | 一种连续蒸发‑脱硝工艺 |
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1996
- 1996-03-28 JP JP7366796A patent/JP2904739B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH11174194A (ja) * | 1997-12-12 | 1999-07-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子燃料の再処理方法 |
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| JP4534002B2 (ja) * | 2006-11-02 | 2010-09-01 | 株式会社神戸製鋼所 | ウラン化合物の抽出分離方法 |
| CN106356110A (zh) * | 2016-09-13 | 2017-01-25 | 中国核电工程有限公司 | 一种连续蒸发‑脱硝工艺 |
| CN106356110B (zh) * | 2016-09-13 | 2022-01-18 | 中国核电工程有限公司 | 一种连续蒸发-脱硝工艺 |
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| JP2904739B2 (ja) | 1999-06-14 |
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