JPH10282293A - 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法 - Google Patents
使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法Info
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- JPH10282293A JPH10282293A JP8646397A JP8646397A JPH10282293A JP H10282293 A JPH10282293 A JP H10282293A JP 8646397 A JP8646397 A JP 8646397A JP 8646397 A JP8646397 A JP 8646397A JP H10282293 A JPH10282293 A JP H10282293A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 超ウラン元素の回収工程を簡略化し、廃溶
媒、廃棄物の削減する。 【解決手段】 使用済核燃料を硝酸に溶解させ（Ｓ１０
０）、この溶解液を電解酸化し、Ｃｅを酸化触媒として
Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価に酸化させ、更に冷却して
VI価の硝酸塩を晶析させ、母液と分離させる（Ｓ１０
４）。上記母液は加熱・濃縮する（Ｓ１１４）。晶析分
離された混合析出物は、一旦硝酸に溶解され（Ｓ１０
６）、冷却することにより（Ｓ１０８）、硝酸ウラニル
のみ析出し、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合液と晶析分離さ
れる（Ｓ１１０）。上記硝酸ウラニルを硝酸に溶解させ
（Ｓ１１２）、この硝酸溶液に、加熱・濃縮された母液
を添加し、混合溶液を調製する。上記混合溶液を電解酸
化することにより、回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI
価の原子価に酸化し冷却して、硝酸ウラニルによって回
収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍを共沈させ、高レベル放射
線廃液と晶析分離する（Ｓ１１８）。
媒、廃棄物の削減する。 【解決手段】 使用済核燃料を硝酸に溶解させ（Ｓ１０
０）、この溶解液を電解酸化し、Ｃｅを酸化触媒として
Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価に酸化させ、更に冷却して
VI価の硝酸塩を晶析させ、母液と分離させる（Ｓ１０
４）。上記母液は加熱・濃縮する（Ｓ１１４）。晶析分
離された混合析出物は、一旦硝酸に溶解され（Ｓ１０
６）、冷却することにより（Ｓ１０８）、硝酸ウラニル
のみ析出し、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合液と晶析分離さ
れる（Ｓ１１０）。上記硝酸ウラニルを硝酸に溶解させ
（Ｓ１１２）、この硝酸溶液に、加熱・濃縮された母液
を添加し、混合溶液を調製する。上記混合溶液を電解酸
化することにより、回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI
価の原子価に酸化し冷却して、硝酸ウラニルによって回
収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍを共沈させ、高レベル放射
線廃液と晶析分離する（Ｓ１１８）。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は使用済核燃料からの
超ウラン元素の回収方法、特に超ウラン元素を析出可能
となる原子価に酸化し、他の元素と固液分離して、超ウ
ラン元素を回収する方法に関する。
超ウラン元素の回収方法、特に超ウラン元素を析出可能
となる原子価に酸化し、他の元素と固液分離して、超ウ
ラン元素を回収する方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】核燃料再処理において、使用済核燃料中
のネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）等の超
ウラン元素は、従来高レベルの放射性廃棄物としてガラ
ス固化処理して放射能（性物質）隔離し、いわゆる地層
処分を行うことが考えられてきた。この地層処分におい
て、超ウラン元素の持つリスクを天然ウランレベルにま
で低減させるためには、数百万年を要する。このため、
近年これらの超ウラン元素を廃棄物中へ移行させずに回
収し、再度核燃料として利用することが切望されてい
る。
のネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）等の超
ウラン元素は、従来高レベルの放射性廃棄物としてガラ
ス固化処理して放射能（性物質）隔離し、いわゆる地層
処分を行うことが考えられてきた。この地層処分におい
て、超ウラン元素の持つリスクを天然ウランレベルにま
で低減させるためには、数百万年を要する。このため、
近年これらの超ウラン元素を廃棄物中へ移行させずに回
収し、再度核燃料として利用することが切望されてい
る。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、超ウラ
ン元素のＮｐは、原子価がIV，Ｖ，VI価に複雑に変化す
るため、溶媒抽出方法によりＮｐを分離回収するために
は、原子価調整試薬を多種に使用する必要があった。し
かしながら、上記溶媒抽出方法では、分離回収工程数が
増大し、プロセスが複雑化してしまうという問題があっ
た、また、上記溶媒抽出方法で用いられる例えばトリブ
チルリン酸（ＴＢＰ）は、使用済核燃料を溶解させる硝
酸や放射線や崩壊熱等により分解することが知られてい
る。抽出効率の低下や火災の原因物質となるおそれがあ
った。更に、各分離回収工程において廃棄物が発生する
ため、廃棄物発生量が増大するという問題があった。
ン元素のＮｐは、原子価がIV，Ｖ，VI価に複雑に変化す
るため、溶媒抽出方法によりＮｐを分離回収するために
は、原子価調整試薬を多種に使用する必要があった。し
かしながら、上記溶媒抽出方法では、分離回収工程数が
増大し、プロセスが複雑化してしまうという問題があっ
た、また、上記溶媒抽出方法で用いられる例えばトリブ
チルリン酸（ＴＢＰ）は、使用済核燃料を溶解させる硝
酸や放射線や崩壊熱等により分解することが知られてい
る。抽出効率の低下や火災の原因物質となるおそれがあ
った。更に、各分離回収工程において廃棄物が発生する
ため、廃棄物発生量が増大するという問題があった。
【０００４】また、Ａｍは、硝酸溶液中でIII 価で安定
であるため、ＴＢＰでは抽出できない。このため、ＴＢ
Ｐを用いて使用済核燃料の中からウラン（Ｕ）やプルト
ニウム（Ｐｕ）を回収した後、リン酸二座配位型抽出剤
（ＣＭＰＯ等）により使用済核燃料の母液からＡｍを抽
出分離する方法はあるが、Ａｍの回収プロセスが煩雑と
なり、上述のＮｐ同様に、廃液、廃溶媒、廃棄物が増大
するという問題があった。
であるため、ＴＢＰでは抽出できない。このため、ＴＢ
Ｐを用いて使用済核燃料の中からウラン（Ｕ）やプルト
ニウム（Ｐｕ）を回収した後、リン酸二座配位型抽出剤
（ＣＭＰＯ等）により使用済核燃料の母液からＡｍを抽
出分離する方法はあるが、Ａｍの回収プロセスが煩雑と
なり、上述のＮｐ同様に、廃液、廃溶媒、廃棄物が増大
するという問題があった。
【０００５】本発明は上記従来の課題に鑑みたものであ
り、その目的は、超ウラン元素の回収工程を簡略化させ
ると共に、廃液、廃溶媒、廃棄物の増大を抑制した使用
済核燃料からの超ウラン元素の回収方法を提供すること
である。
り、その目的は、超ウラン元素の回収工程を簡略化させ
ると共に、廃液、廃溶媒、廃棄物の増大を抑制した使用
済核燃料からの超ウラン元素の回収方法を提供すること
である。
【０００６】
【課題を解決するための手段】以上のような課題を解決
するために、本発明に係る使用済み核燃料の超ウラン元
素の回収方法は、以下の特徴を有する。
するために、本発明に係る使用済み核燃料の超ウラン元
素の回収方法は、以下の特徴を有する。
【０００７】（１）使用済核燃料から核燃料として使用
可能な超ウラン元素を回収する方法において、前記使用
済核燃料を硝酸に溶解し、得られた溶解液を電解酸化
し、電解酸化後前記溶解液を冷却し、前記溶解液から超
ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に共沈さ
せ回収する。
可能な超ウラン元素を回収する方法において、前記使用
済核燃料を硝酸に溶解し、得られた溶解液を電解酸化
し、電解酸化後前記溶解液を冷却し、前記溶解液から超
ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に共沈さ
せ回収する。
【０００８】従って、酸化触媒により超ウラン元素を該
硝酸塩が析出可能となる原子価に酸化し、更に冷却して
ウラン元素の硝酸塩と共に超ウラン元素の硝酸塩を共沈
させるので、超ウラン元素を回収する際に従来のように
溶媒を用いる必要がなくなる。このため、廃溶媒が発生
することがないので、環境に配慮された回収方法とな
る。更に、従来の溶媒抽出方法のように、複数回の溶媒
抽出を行う必要がないので、超ウラン元素の回収工程を
簡略化させることができる。
硝酸塩が析出可能となる原子価に酸化し、更に冷却して
ウラン元素の硝酸塩と共に超ウラン元素の硝酸塩を共沈
させるので、超ウラン元素を回収する際に従来のように
溶媒を用いる必要がなくなる。このため、廃溶媒が発生
することがないので、環境に配慮された回収方法とな
る。更に、従来の溶媒抽出方法のように、複数回の溶媒
抽出を行う必要がないので、超ウラン元素の回収工程を
簡略化させることができる。
【０００９】（２）上記（１）の使用済核燃料からの超
ウラン元素の回収方法において、前記共沈回収したウラ
ン元素の硝酸塩及び超ウラン元素の硝酸塩を再度硝酸に
溶解し、得られた混合溶解液を冷却し、選択的にウラン
元素の硝酸塩のみを沈殿させ、前記ウラン元素の硝酸塩
のみを濾過回収し、前記濾過回収したウラン元素の硝酸
塩を再度硝酸に溶解し、ウラン元素溶解液を調製し、前
記（１）記載の共沈回収後の母液と前記ウラン元素溶解
液とを混合し、得られた混合液を電解酸化し、電解酸化
後前記混合液を冷却し、前記混合液から超ウラン元素の
硝酸塩を前記ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させ回収す
る。
ウラン元素の回収方法において、前記共沈回収したウラ
ン元素の硝酸塩及び超ウラン元素の硝酸塩を再度硝酸に
溶解し、得られた混合溶解液を冷却し、選択的にウラン
元素の硝酸塩のみを沈殿させ、前記ウラン元素の硝酸塩
のみを濾過回収し、前記濾過回収したウラン元素の硝酸
塩を再度硝酸に溶解し、ウラン元素溶解液を調製し、前
記（１）記載の共沈回収後の母液と前記ウラン元素溶解
液とを混合し、得られた混合液を電解酸化し、電解酸化
後前記混合液を冷却し、前記混合液から超ウラン元素の
硝酸塩を前記ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させ回収す
る。
【００１０】前記（１）記載の共沈回収後の母液と、選
択的に沈殿濾過回収したウラン元素の溶解液とを混合す
ることにより、前記母液中に残存した超ウラン元素の硝
酸塩をウラン元素の硝酸と共に共沈させ、回収すること
ができる。これにより、高レベル放射性廃棄物中に超ウ
ラン元素を含まないのでその処理・処分（地層処分を含
む）において、超ウラン元素の持つリスクを天然レベル
まで低減することができる。
択的に沈殿濾過回収したウラン元素の溶解液とを混合す
ることにより、前記母液中に残存した超ウラン元素の硝
酸塩をウラン元素の硝酸と共に共沈させ、回収すること
ができる。これにより、高レベル放射性廃棄物中に超ウ
ラン元素を含まないのでその処理・処分（地層処分を含
む）において、超ウラン元素の持つリスクを天然レベル
まで低減することができる。
【００１１】尚、上記（２）の回収方法では、前記ウラ
ン元素溶解液と前記母液とを混合し得られた混合液を電
解酸化したが、これに限るものではなく、前記母液を電
解酸化し、前記母液中の残留超ウラン元素を酸化してか
ら、前記ウラン元素溶解液を滴下し冷却して前記ウラン
元素の硝酸塩を用いて選択的に超ウラン元素の硝酸塩を
ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させて回収してもよい。
ン元素溶解液と前記母液とを混合し得られた混合液を電
解酸化したが、これに限るものではなく、前記母液を電
解酸化し、前記母液中の残留超ウラン元素を酸化してか
ら、前記ウラン元素溶解液を滴下し冷却して前記ウラン
元素の硝酸塩を用いて選択的に超ウラン元素の硝酸塩を
ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させて回収してもよい。
【００１２】（３）上記（１）又は（２）に記載の超ウ
ラン元素の回収方法において、前記使用済み核燃料を硝
酸に溶解する際、又は前記請求項１記載の共沈回収後の
母液と前記ウラン元素溶解液とを混合する際に、酸化触
媒を添加して電解酸化を行い、超ウラン元素の硝酸塩を
ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させ回収する。
ラン元素の回収方法において、前記使用済み核燃料を硝
酸に溶解する際、又は前記請求項１記載の共沈回収後の
母液と前記ウラン元素溶解液とを混合する際に、酸化触
媒を添加して電解酸化を行い、超ウラン元素の硝酸塩を
ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させ回収する。
【００１３】硝酸に使用済核燃料と酸化触媒とを添加し
電解酸化することにより、使用済核燃料を硝酸に溶解し
ながら同時に、超ウラン元素を該硝酸塩が析出可能な原
子価に酸化させることができる。これにより、更に超ウ
ラン元素の回収工程を短縮させることができる。
電解酸化することにより、使用済核燃料を硝酸に溶解し
ながら同時に、超ウラン元素を該硝酸塩が析出可能な原
子価に酸化させることができる。これにより、更に超ウ
ラン元素の回収工程を短縮させることができる。
【００１４】（４）上記（３）に記載の超ウラン元素の
回収方法において、前記酸化触媒は、セリウム（Ｃ
ｅ）、銀（Ａｇ）、コバルト（Ｃｏ）の少なくとも１種
である。
回収方法において、前記酸化触媒は、セリウム（Ｃ
ｅ）、銀（Ａｇ）、コバルト（Ｃｏ）の少なくとも１種
である。
【００１５】例えば、Ｃｅ（III)は、電解酸化によりＣ
ｅ（IV）に酸化される。この酸化されたＣｅ（IV）は、
溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価に酸化させ、自身は
Ｃｅ（III)に還元される。同様に、Ａｇ（I)，Ｃｏ（I
I）は、例えば電解酸化により自身が酸化され、酸化さ
れたＡｇ，Ｃｏが溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍをほぼ全
てVI価に酸化させる。特に、Ｃｅ及びＡｇは、使用済核
燃料中の核分裂生成物（ＦＰ）に含まれているため、強
いて溶解液中に添加しなくとも、酸化触媒として機能
し、超ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に
共沈させることができる。
ｅ（IV）に酸化される。この酸化されたＣｅ（IV）は、
溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価に酸化させ、自身は
Ｃｅ（III)に還元される。同様に、Ａｇ（I)，Ｃｏ（I
I）は、例えば電解酸化により自身が酸化され、酸化さ
れたＡｇ，Ｃｏが溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍをほぼ全
てVI価に酸化させる。特に、Ｃｅ及びＡｇは、使用済核
燃料中の核分裂生成物（ＦＰ）に含まれているため、強
いて溶解液中に添加しなくとも、酸化触媒として機能
し、超ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に
共沈させることができる。
【００１６】また、上記（１）から（３）に記載の超ウ
ラン元素の回収方法において、前記超ウラン元素は、ウ
ラン（Ｕ）、ネプツニウム（Ｎｐ）、プルトニウム（Ｐ
ｕ）、アメリシウム（Ａｍ）である。
ラン元素の回収方法において、前記超ウラン元素は、ウ
ラン（Ｕ）、ネプツニウム（Ｎｐ）、プルトニウム（Ｐ
ｕ）、アメリシウム（Ａｍ）である。
【００１７】上記Ｎｐ，Ａｍは、従来は高レベル放射性
廃棄物としてその処理・処分に苦慮していたが、上記
Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍは、例えば「もんじゅ」のような
高速炉の核燃料として使用することができる。これによ
り、高レベル放射性廃棄物発生を低減することができ
る。
廃棄物としてその処理・処分に苦慮していたが、上記
Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍは、例えば「もんじゅ」のような
高速炉の核燃料として使用することができる。これによ
り、高レベル放射性廃棄物発生を低減することができ
る。
【００１８】
【発明の実施の形態】以下、本発明の好適な一実施の形
態を説明する。
態を説明する。
【００１９】図１を用いて、本実施形態の使用済核燃料
からの超ウラン元素の回収方法について、説明する。
からの超ウラン元素の回収方法について、説明する。
【００２０】使用済核燃料には、ウラン（Ｕ），ネプツ
ニウム（Ｎｐ），プルトニウム（Ｐｕ），アメリシウム
（Ａｍ），セリウム（Ｃｅ），他の核分裂生成物（以
下、核分裂生成物を「ＦＰ」という）が含まれている。
そして、この使用済核燃料の内、ほとんどがＵである。
ニウム（Ｎｐ），プルトニウム（Ｐｕ），アメリシウム
（Ａｍ），セリウム（Ｃｅ），他の核分裂生成物（以
下、核分裂生成物を「ＦＰ」という）が含まれている。
そして、この使用済核燃料の内、ほとんどがＵである。
【００２１】後述する電解酸化容器内で、上記使用済核
燃料を硝酸（例えば、２〜４Ｎ）に例えば室温で溶解さ
せ（ステップ１００、以下ステップを「Ｓ」と略す）、
溶解液を調製する。この溶解液中に、ウラン（Ｕ）はVI
価で、超ウラン元素の１種であるネプツニウム（Ｎｐ）
はIV，Ｖ，VI価で、更に超ウラン元素の１種であるプル
トニウム（Ｐｕ）はIV価で、アメリシウム（Ａｍ）は I
II価の原子価で存在しており、その他セリウム（Ｃｅ）
等のＦＰが溶解している。
燃料を硝酸（例えば、２〜４Ｎ）に例えば室温で溶解さ
せ（ステップ１００、以下ステップを「Ｓ」と略す）、
溶解液を調製する。この溶解液中に、ウラン（Ｕ）はVI
価で、超ウラン元素の１種であるネプツニウム（Ｎｐ）
はIV，Ｖ，VI価で、更に超ウラン元素の１種であるプル
トニウム（Ｐｕ）はIV価で、アメリシウム（Ａｍ）は I
II価の原子価で存在しており、その他セリウム（Ｃｅ）
等のＦＰが溶解している。
【００２２】この溶解液中のＣｅ（III)は、電解酸化
（Ｓ１０２）によりＣｅ（IV）に酸化される。この酸化
されたＣｅ（IV）は、溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI
価に酸化させ、自身はＣｅ（III)に還元される。連続的
な電解酸化（Ｓ１０２）によりＣｅは酸化触媒として機
能する。
（Ｓ１０２）によりＣｅ（IV）に酸化される。この酸化
されたＣｅ（IV）は、溶解液中のＮｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI
価に酸化させ、自身はＣｅ（III)に還元される。連続的
な電解酸化（Ｓ１０２）によりＣｅは酸化触媒として機
能する。
【００２３】これにより、Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍは、Ｕの硝
酸塩と同様に溶解度が低いVI価のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍの硝
酸塩となり、Ｕの硝酸塩と共にＮｐ，Ｐｕ，Ａｍの硝酸
塩が共沈回収される。
酸塩と同様に溶解度が低いVI価のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍの硝
酸塩となり、Ｕの硝酸塩と共にＮｐ，Ｐｕ，Ａｍの硝酸
塩が共沈回収される。
【００２４】尚、本実施形態では、酸化触媒として使用
済核燃料中のＣｅを用いたが、電解酸化時に新たにＣｅ
を添加してもよい。また、酸化触媒として、Ｃｅの替わ
りに銀（Ａｇ），コバルトＣｏを用いてもよい。Ａｇ，
Ｃｏは、Ｃｅと同様電解酸化により自身が酸化され、酸
化されたＡｇ（II），Ｃｏ（III)が溶解液中のＮｐ，Ｐ
ｕ，Ａｍをほぼ全てVI価に酸化させる。また、Ａｇは、
Ｃｅと同様にＦＰに含まれている。
済核燃料中のＣｅを用いたが、電解酸化時に新たにＣｅ
を添加してもよい。また、酸化触媒として、Ｃｅの替わ
りに銀（Ａｇ），コバルトＣｏを用いてもよい。Ａｇ，
Ｃｏは、Ｃｅと同様電解酸化により自身が酸化され、酸
化されたＡｇ（II），Ｃｏ（III)が溶解液中のＮｐ，Ｐ
ｕ，Ａｍをほぼ全てVI価に酸化させる。また、Ａｇは、
Ｃｅと同様にＦＰに含まれている。
【００２５】更に、電解酸化容器を冷却して上記溶解液
を冷却して、ウラニル、ネプチニル、プルトニル、アメ
リシルの硝酸塩を析出させ、混合析出物（ＵＯ2 （ＮＯ
3 ）2 ，ＮｐＯ2 （ＮＯ3 ）2 ，ＰｕＯ2 （Ｎ
Ｏ3 ）2 ，ＡｍＯ2 （ＮＯ3 ）2 ）を晶析分離する（Ｓ
１０４）。これにより、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍが共回収
される。ここで、冷却温度は、−２０℃〜−４０℃が好
ましい。
を冷却して、ウラニル、ネプチニル、プルトニル、アメ
リシルの硝酸塩を析出させ、混合析出物（ＵＯ2 （ＮＯ
3 ）2 ，ＮｐＯ2 （ＮＯ3 ）2 ，ＰｕＯ2 （Ｎ
Ｏ3 ）2 ，ＡｍＯ2 （ＮＯ3 ）2 ）を晶析分離する（Ｓ
１０４）。これにより、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍが共回収
される。ここで、冷却温度は、−２０℃〜−４０℃が好
ましい。
【００２６】尚、本実施形態では、使用済核燃料を硝酸
に溶解した後、電解酸化を行って、次いで冷却を行った
が、これに限るものではない。電解酸化しながら硝酸に
使用済核燃料を溶解させ、同時に冷却しながら電解酸化
を行ってもよい。かかる場合には、酸化物が硝酸塩に転
換しながら晶析分離工程（共沈回収工程）まで連続的に
行うことができ、更に超ウラン元素の回収工程を短縮さ
せることができる。また、上記冷却温度では、Ｃｅの硝
酸塩は析出しない。
に溶解した後、電解酸化を行って、次いで冷却を行った
が、これに限るものではない。電解酸化しながら硝酸に
使用済核燃料を溶解させ、同時に冷却しながら電解酸化
を行ってもよい。かかる場合には、酸化物が硝酸塩に転
換しながら晶析分離工程（共沈回収工程）まで連続的に
行うことができ、更に超ウラン元素の回収工程を短縮さ
せることができる。また、上記冷却温度では、Ｃｅの硝
酸塩は析出しない。
【００２７】晶析分離（Ｓ１０４）の際の母液には、Ｃ
ｅを含むＦＰと少量のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍが残留す
る。この母液に残留したＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍを更に析
出させ回収するために、上記母液をまず加熱・濃縮する
（Ｓ１１４）。
ｅを含むＦＰと少量のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍが残留す
る。この母液に残留したＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍを更に析
出させ回収するために、上記母液をまず加熱・濃縮する
（Ｓ１１４）。
【００２８】一方、Ｓ１０４で晶析分離された混合析出
物は、一旦希硝酸（例えば、１〜２Ｎ）に溶解される
（Ｓ１０６）。希硝酸中では、VI価のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍ
は不均化により、ＮｐはIV，Ｖ価に、ＰｕはIV価に、Ａ
ｍは III価に還元される。希硝酸溶液を冷却することに
より（Ｓ１０８）、Ｕの一部のみを硝酸ウラニルとして
析出させ、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合液と晶析分離する
（Ｓ１１０）。
物は、一旦希硝酸（例えば、１〜２Ｎ）に溶解される
（Ｓ１０６）。希硝酸中では、VI価のＮｐ，Ｐｕ，Ａｍ
は不均化により、ＮｐはIV，Ｖ価に、ＰｕはIV価に、Ａ
ｍは III価に還元される。希硝酸溶液を冷却することに
より（Ｓ１０８）、Ｕの一部のみを硝酸ウラニルとして
析出させ、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合液と晶析分離する
（Ｓ１１０）。
【００２９】析出した硝酸ウラニルは、硝酸（例えば、
１〜２Ｎ）に溶解され（Ｓ１１２）、硝酸溶液が調製さ
れる。この硝酸溶液は、加熱・濃縮された母液に添加さ
れ、混合溶液が調製される。母液中には、回収残のＵ，
Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍの他にＣｅも存在するため、混合溶液
中にＣｅが存在することとなる。このＣｅを酸化触媒と
して、上記混合溶液を上記同様電解酸化することによ
り、回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸
化する。そして、冷却することにより、硝酸ウラニルを
スキャベンジャとして、回収残の硝酸ウラニル、硝酸ネ
プツニル、硝酸プルトニル、硝酸アメリシルの析出を促
進させる（共沈させる）（Ｓ１１６）。
１〜２Ｎ）に溶解され（Ｓ１１２）、硝酸溶液が調製さ
れる。この硝酸溶液は、加熱・濃縮された母液に添加さ
れ、混合溶液が調製される。母液中には、回収残のＵ，
Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍの他にＣｅも存在するため、混合溶液
中にＣｅが存在することとなる。このＣｅを酸化触媒と
して、上記混合溶液を上記同様電解酸化することによ
り、回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸
化する。そして、冷却することにより、硝酸ウラニルを
スキャベンジャとして、回収残の硝酸ウラニル、硝酸ネ
プツニル、硝酸プルトニル、硝酸アメリシルの析出を促
進させる（共沈させる）（Ｓ１１６）。
【００３０】尚、上記Ｓ１１６では、Ｓ１１２で調製し
た硝酸溶液を母液に添加し混合液を調製してから、この
混合液を電解酸化したが、これに限るものではなく、母
液を母液中の酸化触媒を用いて電解酸化し、前記母液中
の回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸化
してから、上記硝酸ウラニル含有の硝酸溶液を滴下し冷
却して、後添加の硝酸ウラニルをスカベンジャとして、
回収残の硝酸ウラニル、硝酸ネプツニル、硝酸プルトニ
ル、硝酸アメリシルの析出を促進させてもよい。
た硝酸溶液を母液に添加し混合液を調製してから、この
混合液を電解酸化したが、これに限るものではなく、母
液を母液中の酸化触媒を用いて電解酸化し、前記母液中
の回収残のＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸化
してから、上記硝酸ウラニル含有の硝酸溶液を滴下し冷
却して、後添加の硝酸ウラニルをスカベンジャとして、
回収残の硝酸ウラニル、硝酸ネプツニル、硝酸プルトニ
ル、硝酸アメリシルの析出を促進させてもよい。
【００３１】そして、混合析出物（ＵＯ2 （Ｎ
Ｏ3 ）2 ，ＮｐＯ2 （ＮＯ3 ）2 ，ＰｕＯ2（ＮＯ3 ）
2 ，ＡｍＯ2 （ＮＯ3 ）2 ）と、Ｃｅ等を含むＦＰを含
む高レベル放射性廃液とを晶析分離する（Ｓ１１８）。
Ｏ3 ）2 ，ＮｐＯ2 （ＮＯ3 ）2 ，ＰｕＯ2（ＮＯ3 ）
2 ，ＡｍＯ2 （ＮＯ3 ）2 ）と、Ｃｅ等を含むＦＰを含
む高レベル放射性廃液とを晶析分離する（Ｓ１１８）。
【００３２】混合溶解液３０と混合析出物４０は、次行
程で脱硝・酸化等され、最終的に核燃料となりリサイク
ルされる。
程で脱硝・酸化等され、最終的に核燃料となりリサイク
ルされる。
【００３３】次に、本実施形態の使用済核燃料からの超
ウラン元素の回収方法に用いる電解酸化容器について、
図２を用いて説明する。
ウラン元素の回収方法に用いる電解酸化容器について、
図２を用いて説明する。
【００３４】図２に示すように、使用済核燃料を硝酸
（例えば、２〜４Ｎ）に溶解させた使用済核燃料溶解液
を陽極槽１０に入れる。陽極槽１０の外壁には、冷却ジ
ャケット１２が周設され、この冷却ジャケット１２に
は、陽極槽１０が−２０℃〜−４０℃に保温されるよう
に、冷却撹拌ガスが吹き込まれる。一方、陰極槽１４に
は、通電可能な濃度の硝酸が入っている。
（例えば、２〜４Ｎ）に溶解させた使用済核燃料溶解液
を陽極槽１０に入れる。陽極槽１０の外壁には、冷却ジ
ャケット１２が周設され、この冷却ジャケット１２に
は、陽極槽１０が−２０℃〜−４０℃に保温されるよう
に、冷却撹拌ガスが吹き込まれる。一方、陰極槽１４に
は、通電可能な濃度の硝酸が入っている。
【００３５】また、陽極槽１０及び陰極槽１４内には、
それぞれ白金メッシュ電極１８が配設され、この２つの
白金メッシュ電極１８は、それぞれ直流定電流発生器２
２に電気的に接続されている。更に、陽極槽１０と陰極
槽１４のそれぞれの溶液に通電可能にテフロンシーフ白
金線２０が設けられている。
それぞれ白金メッシュ電極１８が配設され、この２つの
白金メッシュ電極１８は、それぞれ直流定電流発生器２
２に電気的に接続されている。更に、陽極槽１０と陰極
槽１４のそれぞれの溶液に通電可能にテフロンシーフ白
金線２０が設けられている。
【００３６】また、陽極槽１０の底面には、フィルタ２
４が設けられている。従って、図２に示す電解酸化試験
容器を用いて超ウラン元素をVI価の原子価に電解酸化
し、冷却することにより析出したウラニル、ネプチニ
ル、プルトニル、アメリシルの硝酸塩をフィルタ２４に
より晶析分離させることができる。また、母液ドレイン
を介して母液は、次行程の加熱・濃縮工程に移送され
る。
４が設けられている。従って、図２に示す電解酸化試験
容器を用いて超ウラン元素をVI価の原子価に電解酸化
し、冷却することにより析出したウラニル、ネプチニ
ル、プルトニル、アメリシルの硝酸塩をフィルタ２４に
より晶析分離させることができる。また、母液ドレイン
を介して母液は、次行程の加熱・濃縮工程に移送され
る。
【００３７】従って、本実施形態の使用済核燃料からの
超ウラン元素の回収方法によれば、例えばＦＰ中のＣｅ
を酸化触媒として電解酸化により、超ウラン元素の硝酸
塩を硝酸溶液に対して低溶解度となる原子価（すなわ
ち、VI価）に酸化され、電解酸化後、又は電解酸化と同
時に冷却をすることにより、超ウラン元素の硝酸塩が選
択的に晶析する。このため、超ウラン元素を回収する際
に従来のように溶媒を用いる必要がなくなる。これによ
り、廃溶媒が発生することがないので、環境に配慮され
た回収方法となる。更に、従来の溶媒抽出方法のよう
に、複数の溶媒を用いて溶媒抽出を行う必要がないの
で、超ウラン元素の回収工程を簡略化させることができ
る。
超ウラン元素の回収方法によれば、例えばＦＰ中のＣｅ
を酸化触媒として電解酸化により、超ウラン元素の硝酸
塩を硝酸溶液に対して低溶解度となる原子価（すなわ
ち、VI価）に酸化され、電解酸化後、又は電解酸化と同
時に冷却をすることにより、超ウラン元素の硝酸塩が選
択的に晶析する。このため、超ウラン元素を回収する際
に従来のように溶媒を用いる必要がなくなる。これによ
り、廃溶媒が発生することがないので、環境に配慮され
た回収方法となる。更に、従来の溶媒抽出方法のよう
に、複数の溶媒を用いて溶媒抽出を行う必要がないの
で、超ウラン元素の回収工程を簡略化させることができ
る。
【００３８】
【実施例】次に、実施例を挙げて本発明を具体的に説明
する。
する。
【００３９】図２に示す電解酸化試験容器の陽極槽１０
に、使用済核燃料組成（Ｕ ９６％，Ｎｐ ０．０７５
％，Ｐｕ ０．９１％，Ａｍ ０．０１４％，Ｃｅ
０．２５％，Ａｇ ０．００４％，その他ＦＰ（重量
％）、ＰＷＲ燃料、平均出力３０ＭＷ／Ｍｇ、冷却１５
０日）の使用済み核燃料と３Ｎ硝酸を入れ、０．５Ａ
（陽極電流密度８２．４ｍＡ／ｃｍ2 ）の条件で通電
し、室温にて硝酸に使用済み核燃料を溶解させた。
に、使用済核燃料組成（Ｕ ９６％，Ｎｐ ０．０７５
％，Ｐｕ ０．９１％，Ａｍ ０．０１４％，Ｃｅ
０．２５％，Ａｇ ０．００４％，その他ＦＰ（重量
％）、ＰＷＲ燃料、平均出力３０ＭＷ／Ｍｇ、冷却１５
０日）の使用済み核燃料と３Ｎ硝酸を入れ、０．５Ａ
（陽極電流密度８２．４ｍＡ／ｃｍ2 ）の条件で通電
し、室温にて硝酸に使用済み核燃料を溶解させた。
【００４０】その後、Ｃｅ触媒とＡｇ触媒を添加し、ま
た上記硝酸溶液の硝酸濃度がほぼ２Ｎになるように調製
した後、白金電極に直流０．５Ａ，７Ｖを通電し室温で
１時間電解酸化を行った。また、電解酸化と同時に冷却
ジャケット１２に冷却撹拌ガスを注入し、陽極槽１０を
−２０℃に冷却した。この時、硝酸溶液中のＣｅ（III)
とＡｇ（I)は、それぞれＣｅ（IV）とＡｇ（II）に酸化
し、このＣｅ（IV）とＡｇ（II）がＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａ
ｍをそれぞれVI価の原子価に酸化し、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，
Ａｍの各VI価の硝酸塩を陽極槽１０に晶析させた。
た上記硝酸溶液の硝酸濃度がほぼ２Ｎになるように調製
した後、白金電極に直流０．５Ａ，７Ｖを通電し室温で
１時間電解酸化を行った。また、電解酸化と同時に冷却
ジャケット１２に冷却撹拌ガスを注入し、陽極槽１０を
−２０℃に冷却した。この時、硝酸溶液中のＣｅ（III)
とＡｇ（I)は、それぞれＣｅ（IV）とＡｇ（II）に酸化
し、このＣｅ（IV）とＡｇ（II）がＵ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａ
ｍをそれぞれVI価の原子価に酸化し、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，
Ａｍの各VI価の硝酸塩を陽極槽１０に晶析させた。
【００４１】次いで、白金電極に対しての通電を停止さ
せ、母液ドレインを開け、フィルタによって上記Ｕ，Ｎ
ｐ，Ｐｕ，Ａｍの各VI価の硝酸塩からなる晶析物を母液
と濾別した。その後、−２０℃に冷却した硝酸によっ
て、上記晶析物を洗浄した。
せ、母液ドレインを開け、フィルタによって上記Ｕ，Ｎ
ｐ，Ｐｕ，Ａｍの各VI価の硝酸塩からなる晶析物を母液
と濾別した。その後、−２０℃に冷却した硝酸によっ
て、上記晶析物を洗浄した。
【００４２】各晶析物の収率は、秤取により硝酸ウラニ
ルが７０〜８０％、硝酸ネプチニルが７０〜８０％、硝
酸プルトニルが４０〜５０％、硝酸アメリシルが４０〜
５０％であった。
ルが７０〜８０％、硝酸ネプチニルが７０〜８０％、硝
酸プルトニルが４０〜５０％、硝酸アメリシルが４０〜
５０％であった。
【００４３】次に、上記晶析物を２Ｎ硝酸に溶解させ、
この溶解液を再度−４０℃に冷却して、硝酸ウラニル塩
を晶析分離し、Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合硝酸溶液と分離し
た。次に、上記母液を加熱濃縮したものに、上記硝酸ウ
ラニル塩を添加し、２Ｎの硝酸容器を調製した。そし
て、上述同様の条件で電解酸化を行い、母液中のＵ，Ｎ
ｐ，Ｐｕ，Ａｍイオン（各VI価）を、添加した硝酸ウラ
ニル・スキャベンジャと共に硝酸塩として晶析させた。
更に、再度晶析させた混合晶析物と、高レベル放射性廃
液とを濾別した。
この溶解液を再度−４０℃に冷却して、硝酸ウラニル塩
を晶析分離し、Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍ混合硝酸溶液と分離し
た。次に、上記母液を加熱濃縮したものに、上記硝酸ウ
ラニル塩を添加し、２Ｎの硝酸容器を調製した。そし
て、上述同様の条件で電解酸化を行い、母液中のＵ，Ｎ
ｐ，Ｐｕ，Ａｍイオン（各VI価）を、添加した硝酸ウラ
ニル・スキャベンジャと共に硝酸塩として晶析させた。
更に、再度晶析させた混合晶析物と、高レベル放射性廃
液とを濾別した。
【００４４】尚、本実施例では、母液に硝酸ウラニルを
添加した後、電解酸化を行ったが、これに限るものでは
なく、濃縮した母液を母液中のＣｅ酸化触媒及びＡｇ酸
化触媒を用いて電解酸化し、前記母液中の回収残のＵ，
Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸化してから、上記
硝酸ウラニル含有の硝酸溶液を滴下し冷却して、後添加
の硝酸ウラニルをスカベンジャとして、回収残の硝酸ウ
ラニル、硝酸ネプツニル、硝酸プルトニル、硝酸アメリ
シルを晶析させてもよい。
添加した後、電解酸化を行ったが、これに限るものでは
なく、濃縮した母液を母液中のＣｅ酸化触媒及びＡｇ酸
化触媒を用いて電解酸化し、前記母液中の回収残のＵ，
Ｎｐ，Ｐｕ，ＡｍをVI価の原子価に酸化してから、上記
硝酸ウラニル含有の硝酸溶液を滴下し冷却して、後添加
の硝酸ウラニルをスカベンジャとして、回収残の硝酸ウ
ラニル、硝酸ネプツニル、硝酸プルトニル、硝酸アメリ
シルを晶析させてもよい。
【００４５】混合晶析物と高レベル放射性廃液とを濾別
した時点での各晶析物の収率は、秤取により硝酸ウラニ
ルが９１〜９６％、硝酸ネプチニルが９１〜９６％、硝
酸プルトニルが６４〜７５％、硝酸アメリシルが６４〜
７５％であった。
した時点での各晶析物の収率は、秤取により硝酸ウラニ
ルが９１〜９６％、硝酸ネプチニルが９１〜９６％、硝
酸プルトニルが６４〜７５％、硝酸アメリシルが６４〜
７５％であった。
【００４６】更に、高レベル放射性廃液を濃縮し、硝酸
濃度を６Ｎに調製した。この濃縮した高レベル放射性廃
液にＣｅ等の電解触媒を添加して電解酸化を行うことに
より、高レベル放射性廃液残留硝酸ウラニルを晶析回収
した。
濃度を６Ｎに調製した。この濃縮した高レベル放射性廃
液にＣｅ等の電解触媒を添加して電解酸化を行うことに
より、高レベル放射性廃液残留硝酸ウラニルを晶析回収
した。
【００４７】従って、最終的に高レベル放射性廃液中に
は、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍイオンはほとんど存在せず、
上記回収方法により超ウラン元素をほぼ回収することが
できた。
は、Ｕ，Ｎｐ，Ｐｕ，Ａｍイオンはほとんど存在せず、
上記回収方法により超ウラン元素をほぼ回収することが
できた。
【００４８】尚、図３によれば、硝酸濃度が高い程、硝
酸溶液中の硝酸ウラニルの溶解度が小さく、より晶析率
が向上するが、電解酸化において、例えばＡｍ（III)を
Ａｍ（VI）に酸化する場合、酸濃度が１Ｎでは６５％、
２Ｎで５０％、３Ｎでは酸化されないことから、本実施
例では、溶解時及び電解酸化時の硝酸濃度を２Ｎとし
た。
酸溶液中の硝酸ウラニルの溶解度が小さく、より晶析率
が向上するが、電解酸化において、例えばＡｍ（III)を
Ａｍ（VI）に酸化する場合、酸濃度が１Ｎでは６５％、
２Ｎで５０％、３Ｎでは酸化されないことから、本実施
例では、溶解時及び電解酸化時の硝酸濃度を２Ｎとし
た。
【００４９】
【発明の効果】以上のように、本発明に係る使用済核燃
料からの超ウラン元素の回収方法によれば、従来のよう
に溶媒を用いないため、工程数、廃液・廃溶媒の発生量
を削減する事ができる。また、高レベル放射性廃棄物中
へのＰｕ，Ｎｐ，Ａｍの混入がなくなり、廃棄物発生量
も低減でき、その処分管理が軽減される。更に、従来の
軽水炉体系では、核燃料としてＵ，Ｐｕがリサイクルさ
れて用いられてきたが、高速炉体系（例えば「もんじ
ゅ」）における核燃料のリサイクルのＮｐ，Ａｍ回収方
法に利用できる。
料からの超ウラン元素の回収方法によれば、従来のよう
に溶媒を用いないため、工程数、廃液・廃溶媒の発生量
を削減する事ができる。また、高レベル放射性廃棄物中
へのＰｕ，Ｎｐ，Ａｍの混入がなくなり、廃棄物発生量
も低減でき、その処分管理が軽減される。更に、従来の
軽水炉体系では、核燃料としてＵ，Ｐｕがリサイクルさ
れて用いられてきたが、高速炉体系（例えば「もんじ
ゅ」）における核燃料のリサイクルのＮｐ，Ａｍ回収方
法に利用できる。
【図１】 本発明の使用済核燃料からの超ウラン元素の
回収方法のフロー図である。
回収方法のフロー図である。
【図２】 本発明の使用済核燃料からの超ウラン元素の
回収方法に用いる電解酸化試験容器の一例の概要を示す
図である。
回収方法に用いる電解酸化試験容器の一例の概要を示す
図である。
【図３】 硝酸ウラニルの溶解度（文献値）を示す図で
ある。
ある。
１０ 陽極槽、１２，１６ 冷却ジャケット、１４ 陰
極槽、１８ 白金メッシュ電極、２０ テフロンシーフ
白金線、２２ 直流定電流発生器、２４ フィルタ。
極槽、１８ 白金メッシュ電極、２０ テフロンシーフ
白金線、２２ 直流定電流発生器、２４ フィルタ。
Claims (4)
- 【請求項１】 使用済核燃料から核燃料として使用可能
な超ウラン元素を回収する方法において、 前記使用済核燃料を硝酸に溶解し、得られた溶解液を電
解酸化し、電解酸化後前記溶解液を冷却し、前記溶解液
から超ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に
共沈させ回収することを特徴とする使用済核燃料からの
超ウラン元素の回収方法。 - 【請求項２】 前記共沈回収したウラン元素の硝酸塩及
び超ウラン元素の硝酸塩を再度硝酸に溶解し、得られた
混合溶解液を冷却し、選択的にウラン元素の硝酸塩のみ
を沈殿させ、前記ウラン元素の硝酸塩のみを濾過回収
し、 前記濾過回収したウラン元素の硝酸塩を再度硝酸に溶解
し、ウラン元素溶解液を調製し、 前記請求項１記載の共沈回収後の母液と前記ウラン元素
溶解液とを混合し、得られた混合液を電解酸化し、電解
酸化後前記混合液を冷却し、前記混合液から超ウラン元
素の硝酸塩を前記ウラン元素の硝酸塩と共に共沈させ回
収することを特徴とする請求項１に記載の使用済核燃料
からの超ウラン元素の回収方法。 - 【請求項３】 請求項１又は請求項２に記載の超ウラン
元素の回収方法において、 前記使用済み核燃料を硝酸に溶解する際、又は前記請求
項１記載の共沈回収後の母液と前記ウラン元素溶解液と
を混合する際に、酸化触媒を添加して電解酸化を行い、
超ウラン元素の硝酸塩をウラン元素の硝酸塩と共に共沈
させ回収することを特徴とする使用済核燃料からの超ウ
ラン元素の回収方法。 - 【請求項４】 請求項３に記載の超ウラン元素の回収方
法において、 前記酸化触媒は、セリウム、銀、コバルトの少なくとも
１種であることを特徴とする使用済核燃料からの超ウラ
ン元素の回収方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8646397A JP2948166B2 (ja) | 1997-04-04 | 1997-04-04 | 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法 |
| US09/048,342 US6033636A (en) | 1997-04-04 | 1998-03-26 | Method of recovering uranium and transuranic elements from spent nuclear fuel |
| GB9806813A GB2323854B (en) | 1997-04-04 | 1998-03-30 | Method of recovering uranium and transuranic elements from spent nuclear fuel |
| FR9804159A FR2761804B1 (fr) | 1997-04-04 | 1998-04-03 | Procede de recuperation d'uranium et d'elements transuraniens dans du combustible nucleaire use |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8646397A JP2948166B2 (ja) | 1997-04-04 | 1997-04-04 | 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10282293A true JPH10282293A (ja) | 1998-10-23 |
| JP2948166B2 JP2948166B2 (ja) | 1999-09-13 |
Family
ID=13887658
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8646397A Expired - Fee Related JP2948166B2 (ja) | 1997-04-04 | 1997-04-04 | 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6033636A (ja) |
| JP (1) | JP2948166B2 (ja) |
| FR (1) | FR2761804B1 (ja) |
| GB (1) | GB2323854B (ja) |
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|---|---|---|---|---|
| JP2000144274A (ja) * | 1998-11-19 | 2000-05-26 | Toshiba Corp | ジルコニウム廃棄物の電解処理方法及びその装置 |
| JP2003215287A (ja) * | 2002-01-17 | 2003-07-30 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 共晶析現象を利用した使用済核燃料の再処理方法 |
| JP5193687B2 (ja) * | 2008-05-30 | 2013-05-08 | 株式会社東芝 | 使用済み燃料再処理方法 |
| US8574523B2 (en) | 2010-04-09 | 2013-11-05 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| US9767933B2 (en) | 2010-05-25 | 2017-09-19 | Terrapower, Llc | Liquid fuel nuclear fission reactor |
| US10141078B2 (en) | 2010-05-25 | 2018-11-27 | Terrapower, Llc | Liquid fuel nuclear fission reactor fuel pin |
| KR101967485B1 (ko) * | 2010-05-25 | 2019-04-09 | 테라파워, 엘엘씨 | 액체 연료 핵분열 원자로 |
| US9183953B2 (en) | 2010-05-25 | 2015-11-10 | Terrapower, Llc | Liquid fuel nuclear fission reactor |
| RU2456244C2 (ru) * | 2010-08-30 | 2012-07-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Способ переработки отработанных стекловолокнистых аэрозольных фильтров |
| CN107068209B (zh) | 2010-09-03 | 2020-09-15 | 加拿大原子能有限公司 | 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆 |
| CN103299372B (zh) | 2010-11-15 | 2016-10-12 | 加拿大原子能有限公司 | 含回收铀和贫化铀的核燃料以及包含该核燃料的核燃料棒束和核反应堆 |
| KR20170052701A (ko) | 2010-11-15 | 2017-05-12 | 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 | 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료 |
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| US9842664B2 (en) | 2013-09-26 | 2017-12-12 | Los Alamos National Security, Llc | Recovering and recycling uranium used for production of molybdenum-99 |
| CN112071444B (zh) * | 2020-08-07 | 2023-10-27 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种二氧化铀单晶/纳米金刚石复合燃料及其制备方法 |
Family Cites Families (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE633313A (ja) * | 1962-06-06 | 1900-01-01 | ||
| GB1206449A (en) * | 1967-12-19 | 1970-09-23 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to the processing of irradiated nuclear fuels |
| US3762848A (en) * | 1971-07-06 | 1973-10-02 | Astron Dental Corp | Equipment for molding dentures |
| DE2137769C3 (de) * | 1971-07-28 | 1980-09-18 | Hahn-Meitner-Institut Fuer Kernforschung Berlin Gmbh, 1000 Berlin | Verfahren zur Abtrennung von Plutonium von Uran oder einem Transuran |
| DE2154655C3 (de) * | 1971-11-03 | 1979-07-26 | Hahn-Meitner-Institut Fuer Kernforschung Berlin Gmbh, 1000 Berlin | Verfahren zur Auftrennung von Uran, Transurane und die als Spaltprodukte von Kernbrennstoffen auftretenden Elemente enthaltenden Gemischen durch Gegen- oder Querstromelektrolyse |
| US3741685A (en) * | 1971-11-15 | 1973-06-26 | Ford Motor Co | Fluid or fuel injection pump assembly |
| ZA782979B (en) * | 1977-06-01 | 1979-05-30 | Nat Res Dev | Recovery of uranium oxides |
| DE2838007C2 (de) * | 1978-08-31 | 1980-08-21 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Aufarbeitung ammoniumnitrathaltiger Lösungen |
| GB2050039B (en) * | 1979-04-30 | 1983-01-19 | Atomic Energy Authority Uk | Dissolving plutanium containing nuclear fuels |
| DE2929122A1 (de) * | 1979-07-18 | 1981-02-05 | Alkem Gmbh | Verfahren zur elektrochemischen einstellung der pu (vi)-oxidationsstufe |
| US4358426A (en) * | 1980-12-17 | 1982-11-09 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing |
| US4686019A (en) * | 1982-03-11 | 1987-08-11 | Exxon Research And Engineering Company | Dissolution of PuO2 or NpO2 using electrolytically regenerated reagents |
| DE3224803A1 (de) * | 1982-07-02 | 1984-01-05 | Heckmann, Klaus, Prof. Dr., 8400 Regensburg | Verfahren zur selektiven trennung des plutoniums von uran und anderen metallen |
| DE3408029A1 (de) * | 1984-03-05 | 1985-09-12 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur chargenweisen feinreinigung von in einem wiederaufarbeitungsprozess fuer bestrahlte kernbrenn- und/oder brutstoffe rueckzugewinnendem uran oder plutonium |
| FR2619371B1 (fr) * | 1987-08-14 | 1990-11-16 | Commissariat Energie Atomique | Uranate plutonate d'ammonium, son procede de preparation et son utilisation pour l'elaboration d'oxyde mixte (u, pu)o2 |
| DE3813017A1 (de) * | 1988-04-19 | 1989-11-02 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Vorrichtung zur elektrochemischen behandlung von radioaktiven brennstoffloesungen |
| JP2551683B2 (ja) * | 1990-10-01 | 1996-11-06 | 動力炉・核燃料開発事業団 | ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法 |
| US5384104A (en) * | 1992-11-16 | 1995-01-24 | Westinghouse Electric Corporation | Uranium carbonate extraction process |
| FR2731717B1 (fr) * | 1995-03-15 | 1997-04-25 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'oxydation electrochimique de am (vii) en am (vi), utilisable pour separer l'americium des solutions de retraitement de combustibles nucleaires uses |
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