JPH11118995A - 核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理方法及びその装置 - Google Patents

核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理方法及びその装置

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JPH11118995A
JPH11118995A JP27691597A JP27691597A JPH11118995A JP H11118995 A JPH11118995 A JP H11118995A JP 27691597 A JP27691597 A JP 27691597A JP 27691597 A JP27691597 A JP 27691597A JP H11118995 A JPH11118995 A JP H11118995A
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JP
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salt waste
salt
chloride
nuclear fuel
waste
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JP27691597A
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Hiroshi Takazawa
寛 高澤
Takeshi Onoe
毅 尾上
Kazuaki Ota
和明 太田
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Mitsubishi Materials Corp
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    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

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Abstract

(57)【要約】 【課題】塩廃棄物を試薬を使用することなく酸化物とす
る。 【解決手段】使用済核燃料を塩化物溶融塩により電解精
製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物を処理
する方法は、塩廃棄物と水蒸気とを塩廃棄物の溶融温度
以上の温度で反応させて核分裂生成物を酸化物に転換す
る。核分裂生成物から転換した酸化物を塩廃棄物ととも
に回収した後、塩廃棄物を含む酸化物と水蒸気とを塩廃
棄物の溶融温度以上の温度で繰返し反応させることが好
ましく、反応温度は800〜1000℃が好ましい。塩
廃棄物の処理装置は、使用済核燃料を塩化物溶融塩によ
り電解精製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄
物を収容する反応容器と、この反応容器を塩廃棄物の溶
融温度以上の温度に加熱するヒータとを有する反応炉
と、反応容器に水蒸気を供給する水蒸気供給装置とを備
える。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、使用済核燃料の塩
化物溶融塩を使用した乾式再処理方法における電解精製
工程から発生する塩廃棄物の処理方法及びその装置に関
するものである。
【0002】
【従来の技術】従来、使用済核燃料の処理方法として塩
化物溶融塩を使用した乾式再処理方法が知られている。
この乾式再処理では使用済核燃料を塩化物系の溶融塩中
で電解を行うことにより、陰極に核分裂生成物を電解還
元して回収するものである。このような水を用いない乾
式法により使用済核燃料を再処理することにより、再処
理プロセスが簡素化され、水を用いた湿式法により再処
理する場合に比較して再処理費用を低減できることが期
待されている。この乾式再処理に使用する塩化物溶融塩
は数サイクルの電解精製に使用された後は塩廃棄物とし
て排出される。この塩廃棄物には高濃度の核分裂生成物
と微量の超ウラン元素が含まれるため、高レベル放射性
廃棄物としてその後取扱われる。この塩廃棄物の処理に
関しては、軽水炉の再処理において発生する高レベル廃
液の処理法として採用されているガラス固化法により固
化することが考えられる。
【0003】しかし、塩化物溶融塩を使用した乾式再処
理における塩廃棄物はほとんどすべてが塩化物であるた
め、塩化物のガラスへの溶解度が小さいために、この塩
廃棄物をガラスに直接混入させる場合には、ガラス固化
体の発生量が多くなる不具合がある。この点に関して、
特殊ガラス分野において、各種ハライドガラス(ハロゲ
ン化物のガラス)について研究が行なわれているが、ハ
ロゲン化物はガラス化しにくく、作製も乾燥窒素やヘリ
ウムを満たしたグローブボックス内で行なう必要があ
る。また、これらのガラスは一般に耐水性が低く、放射
性廃棄物の固化体としては不適当である。この点を解消
するために、現在、塩廃棄物をゼオライト鉱物と混合し
固形化する方法や、ソーダライト化して安定化させるこ
とが検討されている。また、塩廃棄物を無水ホウ酸と反
応させて酸化物とする使用済み核燃料乾式再処理におけ
る塩廃棄物の処理方法も提案されている(特開平5−8
7985)。この処理方法は、塩廃棄物を高温で無水ホ
ウ酸と反応さることにより、酸化物とした後、この酸化
物をガラス固化させる方法である。この方法により塩廃
棄物を長期にわたり安定な固化体として処分できること
が期待されている。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】しかし、塩廃棄物をゼ
オライト固化体やソーダライト固化体にすることには処
理時間の短縮化などの未だ解決すべき課題が残存してお
り、実用性に欠ける不具合がある。また、塩廃棄物を無
水ホウ酸と反応させて酸化物とする方法にあっては、供
給すべきホウ酸の量が比較的多く、ホウ酸の使用量が増
大することにより塩廃棄物の処理が比較的高価になる問
題点がある。本発明の目的は、核燃料の乾式再処理の電
解精製工程において発生する塩廃棄物を、ホウ酸等の試
薬を使用することなく速やかにガラス固化しやすい酸化
物とし、既存のガラス固化プロセスに導入できる核燃料
乾式再処理における塩廃棄物の処理方法及びその装置を
提供することにある。
【0005】
【課題を解決するための手段】請求項1に係る発明は、
図1に示すように、使用済核燃料を塩化物溶融塩により
電解精製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物
を処理する方法の改良である。その特徴ある構成は、塩
廃棄物と水蒸気とを塩廃棄物の溶融温度以上の温度で反
応させて核分裂生成物を酸化物に転換するところにあ
る。塩廃棄物を水蒸気と反応させることにより塩廃棄物
はガラス固化しやすい酸化物に転換する。
【0006】請求項2に係る発明は、請求項1に係る発
明であって、核分裂生成物から転換した酸化物を塩廃棄
物とともに回収した後、塩廃棄物を含む酸化物と水蒸気
とを塩廃棄物の溶融温度以上の温度で繰返し反応させる
核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理方法である。
核分裂生成物から転換した酸化物を塩廃棄物とともに回
収し、この塩廃棄物を僅かに含む酸化物と水蒸気とを繰
返し反応させることにより、塩化物から酸化物への転換
率が向上する。
【0007】請求項3に係る発明は、請求項1又は2に
係る発明であって、反応温度が800〜1000℃であ
る核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理方法であ
る。反応温度を800〜1000℃にすることにより、
塩化物から酸化物への転換率が向上する。反応温度が8
00℃未満であると転換率が低い不具合があり、反応温
度が1000℃を越えると転換率は殆ど向上せず装置腐
食や未反応の揮発が多くなる不具合がある。
【0008】請求項4に係る発明は、請求項1ないし3
いずれかに係る発明であって、電解精製時の溶融塩とな
る塩化物がアルカリ金属塩化物及びアルカリ土類金属塩
化物のいずれか一方又は双方であって、核分裂生成物が
アルカリ金属元素、アルカリ土類金属元素、遷移金属元
素、ランタノイド元素及びアクチノイド元素からなる群
より選ばれた1種又は2種以上の元素の塩化物である核
燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理方法である。
【0009】電解精製時の溶融塩となる塩化物にアルカ
リ金属塩化物、アルカリ土類金属塩化物を用いる理由
は、U、Pu等の核分裂生成物を構成する金属元素を析
出させるには、UCl3、PuCl3等の塩化物より高い
塩化物生成自由エネルギーを有していることが必要であ
り、アルカリ金属塩化物、アルカリ土類金属塩化物はこ
れらの塩化物より比較的高い塩化物生成自由エネルギー
を有しているからである。この電解精製時に生じる核分
裂生成物は一般的にアルカリ金属元素、アルカリ土類金
属元素、遷移金属元素、ランタノイド元素、アクチノイ
ド元素等の塩化物である。
【0010】請求項5に係る発明は、図2に示すよう
に、使用済核燃料を塩化物溶融塩により電解精製したと
きに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物を収容する反応
容器17とこの反応容器17を塩廃棄物の溶融温度以上
の温度に加熱するヒータ18とを有する反応炉11と、
反応容器17に水蒸気を供給する水蒸気供給装置21と
を備えた核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理装置
である。反応炉11が反応容器17とヒータ18とを有
することにより、塩廃棄物を塩廃棄物の溶融温度以上の
温度にまで加熱して水蒸気と反応させることができ、反
応容器17に水蒸気を供給する水蒸気供給装置21を備
えることにより塩廃棄物と水蒸気との反応を効率よく行
うことができる。
【0011】
【発明の実施の形態】次に本発明の実施の形態を図面に
基づいて詳しく説明する。先ず、本発明における核燃料
乾式再処理における塩廃棄物の処理装置を図2を用いて
説明する。図に示すように、本発明における装置は、反
応炉11と水蒸気供給装置21とを備える。反応炉11
は上蓋12と下蓋13とを有する管状の炉本体14と、
この炉本体14の内部に台座16を介して設置された反
応容器17とを有し、炉本体14の外周にはヒータ18
が巻回される。反応路11内の反応容器17は上蓋12
と下蓋13とにより外気と遮断される。反応容器17は
白金等の耐食性の高い金属等をライニングしたルツボか
らなり、このルツボには使用済核燃料を塩化物溶融塩に
より電解精製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃
棄物を収容する凹部17aと、後述する水蒸気流路とな
る連通孔17bとがそれぞれ形成される。また、反応炉
11の上蓋12には、凹部17aに収容されてヒータ1
8により液化された塩廃棄物の溶融温度を検出する検出
部を下端に有する熱電対19が設けられる。
【0012】水蒸気供給装置21は水を貯留する蓋付の
容器22と、その水を加熱するヒータ23と、容器22
内にガス管24を介して不活性ガスを供給してヒータ2
3の加熱により発生した水蒸気を水蒸気導入管26を介
して反応容器17の連通孔17bに供給するガスタンク
27により構成される。ガスタンク27には高純度のA
rガス、Heガスのような不活性ガスが高圧で貯えら
れ、ガス管24にはバルブ24aが設けられる。水蒸気
導入管26の一端は容器22に接続され、他端は反応炉
11の上蓋12を貫通して反応容器17の連通孔17b
に接続される。ガス管24のバルブ24aが開放される
とガス管24を介して容器22内にガスタンク27内の
不活性ガスが供給され、容器22内に発生した水蒸気を
水蒸気導入管26を介して反応容器17に供給するよう
に構成される。
【0013】次に、このように構成された塩廃棄物の処
理装置を使用した本発明の核燃料乾式再処理における塩
廃棄物の処理方法を図1及び図2を用いて説明する。先
ず、使用済核燃料を塩化物溶融塩により電解精製したと
きに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物は粉末状に粉砕
された後、秤量されて反応容器17の凹部17aに収容
される。この電解の溶融塩として用いた塩化物にはLi
Cl・KClに代表されるアルカリ金属塩化物やアルカ
リ土類金属塩化物が挙げられる。塩廃棄物中の核分裂生
成物は塩化物であり、具体的には、CsCl、RbC
l、NaCl等ののアルカリ金属の塩化物、BaC
2、MgCl2、SrCl2等のアルカリ土類金属の塩
化物、UCl3、PuCl3、NpCl3、AmCl3、C
mCl3のアクチノイド元素の塩化物が挙げられる。ま
たこの他にも、遷移金属元素やランタノイド元素の塩化
物も存在し、いずれも核分裂生成物に由来するものであ
る。
【0014】凹部17aに収容された塩廃棄物はヒータ
18により加熱され、塩廃棄物の溶融温度である500
℃以上の温度まで、例えば800〜1000℃までに加
熱されて液化される。塩廃棄物が液化した後には、水蒸
気供給装置21により水蒸気を塩廃棄物中に供給して塩
廃棄物と水蒸気とを反応させる。水蒸気の供給は、図2
に示すガス管24のバルブ24aを開放することにより
行われ、バルブ24aが開放されることによりガス管2
4を介して容器22内にガスタンク27内の不活性ガス
が供給され、容器22内に発生した約100℃の水蒸気
は水蒸気導入管26を介して不活性ガスとともに反応容
器17に供給される。塩廃棄物はこのようにして供給さ
れた水蒸気と800〜1000℃の温度で反応すること
により酸化物に転換する。例えば、アルカリ金属などの
1価の金属では、下記式(1)に基づいて反応し、B
a、Sr等の2価の金属では、下記式(2)に基づいて
反応する。
【0015】 2MCl+H2O →M2O+2HCl↑ ………(1) (M=K、Na、Li等) MCl2+H2O →MO+2HCl↑ ………(2) (M=Ba、Sr等) なお、Ce等の3価の金属など、多価の金属であっても
式(1)及び(2)に準じた反応式となる。上記反応
は、塩廃棄物に化学量論上必要な量の水蒸気を供給して
800〜1000℃において行われる。なお、図2に示
す装置では、反応により生じた塩化水素ガスはその後排
ガス管28を介して水酸化ナトリウム水溶液29により
中和されて回収管31により回収される。
【0016】このように反応させることにより塩化物は
ガラス固化しやすい酸化物に転換するが、未反応物であ
る塩廃棄物が残存すると固化処理の際あるいは固化体と
したときにガスが発生するなどの不都合が生じたり固化
体の安定性が損われたりするため、核分裂生成物を酸化
物に転換した後にこの酸化物を塩廃棄物とともに回収
し、塩廃棄物を含む酸化物と水蒸気とを塩廃棄物の溶融
温度以上の温度で繰返し反応させることが好ましい。即
ち、図1に示すように、塩廃棄物と水蒸気とを塩廃棄物
の溶融温度以上の温度で反応させた後に溶融状態で浮遊
又は沈殿した酸化物を回収するか、或いは塩廃棄物を一
旦冷却し、固化した状態で酸化物を削り取ることにより
回収する。回収された酸化物には僅かに塩廃棄物が含ま
れるため、この塩廃棄物を僅かに含む酸化物を凹部17
aに入れ、塩廃棄物の溶融温度以上の温度で再度水蒸気
と反応させる。このように反応を繰返すことにより塩化
物の酸化物への転換率を向上させることができる。な
お、酸化物が回収された後の塩化物は塩化物溶融塩とし
て再使用される。
【0017】この反応により得られる酸化物はその後ガ
ラス固化される。ガラス固化するには、ガラス添加剤を
酸化物粉末に混入し、高温で加熱溶融してガラスにすれ
ばよく、溶融固化により安定性のよいガラスが得られ
る。このときのガラス添加剤としてはSiO2、B2
3、Al23、Li2O、Na2O、K2O、CaOおよ
びZnOが挙げられ、場合によってはこれに加えてBa
Oを用いることもある。更には、MgOやTiOを加え
た酸化物のなかから、SiO2、B23およびNa2Oを
必須とし、かつ適宜酸化物を選択して用いることもでき
る。またガラスとしてはホウケイ酸ガラスが耐放射線
性、操作性、取扱い性あるいは耐水性等の点で好まし
い。
【0018】
【実施例】以下に本発明の実施例を示す。 <実施例1>模擬塩化物として支持塩等モルのLiCl
・KClと、模擬核分裂生成物としてSrCl2、Ba
Cl2のアルカリ土類金属の塩化物及びUCl3のアクチ
ノイド元素の塩化物を用意し、表1に示す割合で模擬塩
廃棄物としての試料を調製した。
【0019】
【表1】
【0020】このように調製した試料を図2における反
応容器17の凹部17aに収容した後ヒータ18により
800℃まで加熱した。このヒータ18による加熱によ
り試料は液化し熱電対19が液化した試料の温度が80
0℃であることを検出した後、水蒸気供給装置21にお
けるガス管24のバルブ24aを開放して容器22内の
水蒸気を不活性ガスとともに0.05リットル/分の割
合で反応容器17に供給した。30分間水蒸気を供給し
て試料と水蒸気を反応させた後バルブ24aを閉じて水
蒸気の供給を止めるとともにヒータ18による加熱を停
止して試料を自然空冷して固化させた。なお、反応中反
応容器17から発生した塩化水素ガスは水酸化ナトリウ
ム水溶液29により中和した。
【0021】<実施例2>実施例1と同一原料を同一の
割合で調製した実施例1と同一の試料を用意し、反応温
度を900℃に設定した以外は実施例1と同一条件及び
手順により試料と水蒸気を反応させた。反応後の試料は
自然空冷により固化した。 <実施例3>実施例1と同一原料を同一の割合で調製し
た実施例1と同一の試料を用意し、反応温度を1000
℃に設定した以外は実施例1と同一条件及び手順により
試料と水蒸気を反応させた。反応後の試料は自然空冷に
より固化した。
【0022】<実施例4>実施例3により得られた反応
後の試料から酸化物を塩廃棄物とともに回収し、この回
収した塩廃棄物を僅かに含む酸化物を新たな試料として
水蒸気と繰返して反応させた。反応温度は1000℃に
設定し、実施例1と同一条件及び手順によりこの新たな
試料と水蒸気を再度反応させた。反応後の試料は自然空
冷により再び固化させた。 <比較評価>実施例1〜4にて得られた反応後の固化し
た試料をそれぞれ粉砕混合し、イオンクロマトグラフィ
ーにより試料中のイオン濃度を定量し、塩化物から酸化
物への転換率を算出した。この結果を表2に示す。
【0023】
【表2】
【0024】この表2の結果から、反応温度が高い方が
残留塩素濃度が低いことから塩化水素の発生量が多いこ
とが判る。このため、温度が高い方が脱塩素が進んでお
り、塩化物から酸化物への転換率が高いものと考えられ
る。その一方、反応温度が高い方が揮発性の高い塩化物
が蒸発する傾向が認められる。なお、反応後の固化した
試料のイオン濃度を定量すると同時にこの試料をX線解
析測定した結果、塩化物は酸化物に転換していることが
確認された。また、実施例3及び実施例4における表2
の転換率の差から、核分裂生成物から転換した酸化物を
塩廃棄物とともに回収した後、この塩廃棄物を僅かに含
む酸化物と水蒸気とを塩廃棄物の溶融温度以上の温度で
繰返し反応させることにより、その転換率が向上するこ
とが判る。
【0025】
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、塩
廃棄物と水蒸気とを塩廃棄物の溶融温度以上の温度で反
応させて核分裂生成物を酸化物に転換するので、従来使
用されているホウ酸等の試薬を使用することなく、ガラ
スへの溶解度が小さい塩廃棄物をガラス固化しやすい酸
化物に転換させることができる。この結果、本発明の方
法を既存のガラス固化プロセスに速やかに導入させるこ
とができ、このように塩廃棄物を転換した酸化物をガラ
ス固化することにより長期にわたって安定なガラス固化
体として処理することができる。また、核分裂生成物か
ら転換した酸化物を塩廃棄物とともに回収し、この塩廃
棄物を僅かに含む酸化物と水蒸気とを繰返し反応させれ
ば、塩化物から酸化物への転換率を向上させることがで
き、その反応温度を800〜1000℃にすれば、塩化
物から酸化物への転換率を更に向上させることができ
る。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の処理方法を示す工程図。
【図2】本発明の処理装置の構成図。
【符号の説明】
11 反応炉 17 反応容器 18 ヒータ 21 水蒸気供給装置
フロントページの続き (72)発明者 太田 和明 東京都文京区小石川1丁目3番25号 三菱 マテリアル株式会社システム事業センター 内

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 使用済核燃料を塩化物溶融塩により電解
    精製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物を処
    理する方法において、 前記塩廃棄物と水蒸気とを前記塩廃棄物の溶融温度以上
    の温度で反応させて前記核分裂生成物を酸化物に転換す
    ることを特徴とする核燃料乾式再処理における塩廃棄物
    の処理方法。
  2. 【請求項2】 核分裂生成物から転換した酸化物を塩廃
    棄物とともに回収した後、前記塩廃棄物を含む酸化物と
    水蒸気とを前記塩廃棄物の溶融温度以上の温度で繰返し
    反応させる請求項1記載の核燃料乾式再処理における塩
    廃棄物の処理方法。
  3. 【請求項3】 反応温度が800〜1000℃である請
    求項1又は2記載の核燃料乾式再処理における塩廃棄物
    の処理方法。
  4. 【請求項4】 電解精製時の溶融塩となる塩化物がアル
    カリ金属塩化物及びアルカリ土類金属塩化物のいずれか
    一方又は双方であって、核分裂生成物がアルカリ金属元
    素、アルカリ土類金属元素、遷移金属元素、ランタノイ
    ド元素及びアクチノイド元素からなる群より選ばれた1
    種又は2種以上の元素の塩化物である請求項1ないし3
    いずれか記載の核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処
    理方法。
  5. 【請求項5】 使用済核燃料を塩化物溶融塩により電解
    精製したときに生じる核分裂生成物を含む塩廃棄物を収
    容する反応容器(17)と前記反応容器(17)を前記塩廃棄物
    の溶融温度以上の温度に加熱するヒータ(18)とを有する
    反応炉(11)と、 前記反応容器(17)に水蒸気を供給する水蒸気供給装置(2
    1)とを備えた核燃料乾式再処理における塩廃棄物の処理
    装置。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011179820A (ja) * 2010-02-26 2011-09-15 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd フッ化物廃吸着剤の処理方法
KR20140069029A (ko) * 2011-09-26 2014-06-09 꼼미사리아 아 레네르지 아토미끄 에뜨 옥스 에너지스 앨터네이티브즈 하나 이상의 용융 염을 포함하는 매질로부터 악티나이드(들) 및/또는 란타나이드(들)의 옥시클로라이드 및/또는 산화물의 제조방법

Cited By (3)

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