JPH1183697A - Selective stripping and separating method for neptunium - Google Patents
Selective stripping and separating method for neptuniumInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、使用済核燃料の再
処理工程におけるネプツニウムの分離方法、特に、プル
トニウム、ウラニウムのいずれか若しくはその両方を含
む有機相からのネプツニウムの選択的分離方法に関す
る。The present invention relates to a method for separating neptunium in a process for reprocessing spent nuclear fuel, and more particularly to a method for selectively separating neptunium from an organic phase containing either or both of plutonium and uranium.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子炉の使用済核燃料中には、未反応の
ウラニウムや核反応により生成されたプルトニウムが含
まれており、これらを回収して再度核燃料として使用す
るため、使用済燃料の再処理が行われている。2. Description of the Related Art Spent nuclear fuel of a nuclear reactor contains unreacted uranium and plutonium produced by a nuclear reaction, and these are recovered and reused as nuclear fuel. Processing is taking place.
【０００３】現在、商用規模で再処理を行う技術として
確立しているのは、唯一ピューレックス（ＰＵＲＥＸ）
法のみである。これは、使用済核燃料を硝酸水溶液に溶
解して、水溶液中のウラニウム、プルトニウム、その他
の核分裂生成物（ＦＰ）を溶媒抽出操作によって分離す
るものであり、溶媒抽出剤としては、燐酸トリブチル
（ＴＢＰ）をドデカン等の有機溶媒で希釈したものが用
いられる。At present, the only technology established for reprocessing on a commercial scale is the purex (PUREX).
Only the law. In this method, spent nuclear fuel is dissolved in an aqueous nitric acid solution, and uranium, plutonium, and other fission products (FP) in the aqueous solution are separated by a solvent extraction operation. As a solvent extractant, tributyl phosphate (TBP) is used. ) Is diluted with an organic solvent such as dodecane.
【０００４】図６に、この工程の概略図を示す。共除染
工程では、プルトニウム、ウラニウムをＴＢＰ／有機溶
媒に抽出して、その他のＦＰと分離する。次いで、分配
工程では、プルトニウムを還元してその原子価をIV価か
らIII価にして、ＴＢＰ／有機溶媒に非抽出性とするこ
とにより、水溶液中に抽出してウラニウムと分離する。
ＴＢＰ／有機溶媒と水溶液を混合すると、各イオンは分
配係数に応じてそれぞれの相に分配される。ここで、有
機溶媒非抽出性とは、この分配の際に大部分が水相に分
配される分配係数であることを意味し、有機溶媒抽出性
とは、大部分が有機溶媒側に分配される分配係数である
ことを意味している。この後、それぞれの溶液を濃縮、
精製して、ウラニウムとプルトニウムを得る。このプル
トニウムの還元には、硝酸ウラナスＵ（ＮＯ3）4や硝酸
ヒドロキシルアミンＮＨ2ＯＨ・ＨＮＯ3、ヒドラジンＮ
2Ｈ4、ＮＯxガス等が試薬として用いられている。FIG. 6 shows a schematic diagram of this step. In the co-decontamination step, plutonium and uranium are extracted into TBP / organic solvent and separated from other FP. Next, in the partitioning step, plutonium is reduced to change its valence from IV valence to III valence and made non-extractable in TBP / organic solvent, thereby extracting it into an aqueous solution and separating it from uranium.
When TBP / organic solvent and aqueous solution are mixed, each ion is distributed to each phase according to the distribution coefficient. Here, the organic solvent non-extractability means that the partition coefficient is mostly distributed to the aqueous phase at the time of this distribution, and the organic solvent extractability is mostly distributed to the organic solvent side. Distribution coefficient. After this, each solution was concentrated,
Purification yields uranium and plutonium. For the reduction of plutonium, Uranus nitrate U (NO 3 ) 4 , hydroxylamine nitrate NH 2 OH · HNO 3 , hydrazine N
2 H 4 , NO x gas and the like are used as reagents.
【０００５】[0005]
【発明が解決しようとする課題】しかし、この従来のＰ
ＵＲＥＸ法は、基本的にウラニウム、プルトニウムを分
離回収するための技術であり、他のアクチニド元素の分
離回収は考慮されていなかった。特に、使用済核燃料中
に含まれるその他のアクチニド元素のうち大部分を占め
るネプツニウムは、各種化学操作や工程条件に応じて原
子価が変わりやすく、その試薬による調整が困難なた
め、共除染工程ではプルトニウムやウラニウムと同伴す
るにも関らず、以下の各工程で水溶液、有機溶媒のいず
れにも分配され、最終的に不純物として除去される。こ
の結果、高レベル放射性廃液中にネプツニウムが含まれ
ることになる。ネプツニウム（237Ｎｐ）は半減期が１
０6年オーダーと他のＦＰに比較して極めて長く、その
娘核種の放射能が高いため、放射性廃棄物の管理のうえ
からも放射性廃液と分離する技術が望まれている。However, this conventional P
The UREX method is basically a technique for separating and recovering uranium and plutonium, and does not consider separation and recovery of other actinide elements. In particular, neptunium, which accounts for the majority of other actinide elements contained in spent nuclear fuel, has a valency that is easily changed according to various chemical operations and process conditions, and it is difficult to adjust with the reagents. In this case, despite being accompanied by plutonium and uranium, it is distributed to both aqueous solution and organic solvent in the following steps, and is finally removed as impurities. As a result, neptunium is contained in the high-level radioactive liquid waste. Neptunium ( 237 Np) has a half-life of 1
0 6 years order and very long compared to the other FP, therefore high radioactivity daughter, it has been desired a technique for separating a radioactive liquid waste from top of the management of radioactive waste.
【０００６】また、ネプツニウムは、軽水炉燃料中では
重大な中性子毒となるため、除去する必要があるが、原
子価調製が難しく、プルトニウムとウラニウムとの分離
が困難なために、精製工程を繰り返す必要があった。[0006] Neptunium is a serious neutron poison in LWR fuel and must be removed. However, it is difficult to adjust valence and it is difficult to separate plutonium and uranium. was there.
【０００７】これらの課題を解決する技術の一つとし
て、本願発明者らの「アクチニド元素の光化学分離につ
いての基礎研究（VII）」（日本原子力学会「１９９６
年春の年会」）がある。これは、プルトニウムとネプツ
ニウムを含有する硝酸水溶液中のプルトニウムとネプツ
ニウムを光化学的に分離する技術である。しかし、再処
理工程において、ネプツニウムを他のＦＰ、ウラニウ
ム、プルトニウムから分離するためには、処理対象とな
るネプツニウムの９９％以上を含有する共除染工程後に
得られる有機溶媒中から分離することが最も効果的であ
る。これは、この後の工程では、ウラニウム、プルトニ
ウムを含む硝酸溶液・有機溶媒のそれぞれにネプツニウ
ムが分配されるので、それぞれにネプツニウム分離工程
が必要となるためである。しかしながら、有機溶媒中か
らネプツニウムを分離する手法は確立されていなかっ
た。As one of the techniques for solving these problems, “Basic research on photochemical separation of actinide element (VII)” by the present inventors (Atomic Energy Society of Japan, 1996)
Spring Annual Meeting ”). This is a technique for photochemically separating plutonium and neptunium in a nitric acid aqueous solution containing plutonium and neptunium. However, in order to separate neptunium from other FP, uranium and plutonium in the reprocessing step, it is necessary to separate neptunium from the organic solvent obtained after the co-decontamination step containing 99% or more of the neptunium to be treated. Most effective. This is because in the subsequent steps, neptunium is distributed to each of the nitric acid solution and the organic solvent containing uranium and plutonium, so that a neptunium separation step is required for each. However, a technique for separating neptunium from an organic solvent has not been established.
【０００８】本発明は、上記の問題点に鑑みて、プルト
ニウムやウラニウムを含む有機溶媒中からネプツニウム
のみを選択的に逆抽出分離する方法を確立することを課
題とする。In view of the above problems, an object of the present invention is to establish a method for selectively back-extracting and separating only neptunium from an organic solvent containing plutonium or uranium.
【０００９】[0009]
【課題を解決するための手段】本願発明者等は、上記課
題を解決すべく鋭意研究した結果、ＴＢＰを含有する有
機相中においてVI価のネプツニウムに紫外線を照射する
ことによって、ネプツニウムのみをＶ価に還元できるこ
とを見出し、本発明を完成するに至った。すなわち、本
発明のネプツニウムの選択的逆抽出分離方法は、プルト
ニウム（IV及び／又はVI）及び／又はウラニウム（IV及
び／又はVI）並びにネプツニウム（VI）とＴＢＰを含有
する有機相に硝酸水溶液を混合しながら紫外線を照射す
ることにより、ネプツニウム（VI）をネプツニウム
（Ｖ）に還元して、有機相から硝酸水溶液中に抽出分離
せしめる工程を備えることを特徴とする。Means for Solving the Problems The inventors of the present invention have made intensive studies to solve the above-mentioned problems, and as a result, by irradiating ultraviolet rays to n-valent neptunium in an organic phase containing TBP, only neptunium is converted to V It has been found that the present invention can be reduced to a single value, and the present invention has been completed. That is, the method for selective back-extraction separation of neptunium according to the present invention comprises the step of adding an aqueous nitric acid solution to an organic phase containing plutonium (IV and / or VI) and / or uranium (IV and / or VI) and neptunium (VI) and TBP. The method is characterized by comprising a step of irradiating ultraviolet rays while mixing to reduce neptunium (VI) to neptunium (V) and extract and separate the organic phase from the organic phase into an aqueous nitric acid solution.
【００１０】プルトニウム（IV及び／又はVI）、ウラニ
ウム（IV及び／又はVI）、ネプツニウム（VI）を含む有
機相と硝酸水溶液を混合しても、原子価に変化のない状
態では、これらの元素はいずれも大部分が有機相に存在
し、硝酸水溶液にはあまり移行しない。しかし、混合液
に紫外線を照射すると、ネプツニウム（VI）が光励起し
て還元されやすくなり、又は、有機相が光励起されて還
元作用が発揮され、又はその両方の効果により、ネプツ
ニウム（VI）が還元されて、ネプツニウム（Ｖ）に変化
する。このネプツニウム（Ｖ）は、ネプツニウム（VI）
と異なり、大部分が硝酸水溶液に移行し、有機相にはほ
とんど分配されない。一方、ウラニウム（IV、VI）、プ
ルトニウム（IV、VI）の紫外線照射に伴う酸化、還元反
応のうち、硝酸水溶液に抽出されやすいプルトニウム
（III）への還元反応は起こらず、他の酸化、還元反応
があっても生成物はいずれも硝酸水溶液に移行しにくい
原子価のため、大部分が有機相に残存し続ける。この結
果、有機相中に含まれていたネプツニウム（VI）のみを
選択的に抽出分離することができる。[0010] Even if an organic phase containing plutonium (IV and / or VI), uranium (IV and / or VI), and neptunium (VI) is mixed with an aqueous nitric acid solution, these elements remain in a state where the valence is not changed. Are mostly present in the organic phase and do not migrate very much to the aqueous nitric acid solution. However, when the mixed solution is irradiated with ultraviolet light, neptunium (VI) is photoexcited to be easily reduced, or the organic phase is photoexcited to exhibit a reducing action, or both effects reduce neptunium (VI). Then, it changes to neptunium (V). This neptunium (V) is neptunium (VI)
In contrast, most migrate to the aqueous nitric acid solution and are hardly partitioned into the organic phase. On the other hand, among the oxidation and reduction reactions of uranium (IV, VI) and plutonium (IV, VI) due to ultraviolet irradiation, the reduction reaction to plutonium (III), which is easily extracted into the aqueous nitric acid solution, does not occur. Even if there is a reaction, most of the products remain in the organic phase due to the valency that hardly transfers to the aqueous nitric acid solution. As a result, only neptunium (VI) contained in the organic phase can be selectively extracted and separated.
【００１１】さらに、この抽出分離工程に先立って、
（１）プルトニウム（III、IV及び／又はVI）及び／又
はウラニウム（IV及び／又はVI）とネプツニウム（Ｖ及
び／又はVI）とを含有する硝酸水溶液に紫外線を照射す
ることによって、プルトニウム（III）をプルトニウム
（IV及び／又はVI）に、ウラニウム（IV）をウラニウム
（VI）に、ネプツニウム（Ｖ）をネプツニウム（VI）
に、それぞれ酸化する工程と、（２）酸化工程で処理し
た硝酸水溶液に燐酸トリブチルを含む有機相を添加して
混合することによって、硝酸水溶液中に含まれるプルト
ニウム（IV及び／又はVI）、ウラニウム（IV及び／又は
VI）及びネプツニウム（VI）を有機相に抽出分離せしめ
る工程と、をさらに備えることが好ましい。Further, prior to the extraction / separation step,
(1) By irradiating an aqueous nitric acid solution containing plutonium (III, IV and / or VI) and / or uranium (IV and / or VI) and neptunium (V and / or VI) with ultraviolet light, plutonium (III) ) To plutonium (IV and / or VI), uranium (IV) to uranium (VI), and neptunium (V) to neptunium (VI)
And (2) adding an organic phase containing tributyl phosphate to the aqueous nitric acid solution treated in the oxidizing step and mixing the resulting mixture to obtain plutonium (IV and / or VI) and uranium contained in the aqueous nitric acid solution. (IV and / or
VI) and a step of extracting and separating neptunium (VI) into an organic phase.
【００１２】これら（１）（２）の工程は、前述の共除
染工程以降の溶液中の主な元素がプルトニウム及び／又
はウラニウムとネプツニウムである全ての工程に適用可
能なものであり、溶液状態で様々な原子価をとる各元素
の原子価を全て有機溶媒抽出性に調製するうえで重要で
ある。ここで、プルトニウム（IV）及びウラニウム（V
I）の有機相−水相間の分配係数はそれぞれ約１０、約
２０であるのに対して、プルトニウム（VI）及びウラニ
ウム（IV）の分配係数はそれぞれ約３、約２であり、プ
ルトニウム（IV）及びウラニウム（VI）のほうが分配係
数が大きく、より水溶液よりも有機相へ抽出されやす
い。本前処理工程によれば、（２）の抽出分離工程後の
有機相に含まれるプルトニウム、ウラニウムは、試薬等
を用いた化学的処理と比べて、それぞれIV価、VI価と分
配係数が大きい原子価のものの割合が大きくなり、その
後のネプツニウム逆抽出分離工程においてネプツニウム
とともに水溶液側に抽出される割合が少なく、効果的な
ネプツニウムの選択的逆抽出分離が可能となる。These steps (1) and (2) are applicable to all steps in which the main elements in the solution are plutonium and / or uranium and neptunium after the above-mentioned co-decontamination step. It is important to adjust the valence of each element having various valences in the state to the organic solvent extractability. Where plutonium (IV) and uranium (V
The partition coefficient between the organic phase and the aqueous phase of I) is about 10 and about 20, respectively, while the partition coefficients of plutonium (VI) and uranium (IV) are about 3 and about 2, respectively. ) And uranium (VI) have higher partition coefficients and are more readily extracted into the organic phase than aqueous solutions. According to this pretreatment step, plutonium and uranium contained in the organic phase after the extraction and separation step (2) have larger IV and VI valences and distribution coefficients, respectively, as compared with the chemical treatment using reagents and the like. The proportion of those having a valence becomes large, and the proportion of neptunium extracted into the aqueous solution side in the subsequent neptunium back-extraction separation step is small, so that effective back-extraction separation of neptunium becomes possible.
【００１３】[0013]
【発明の実施の形態】以下、本発明の好適な実施の形態
について詳細に説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Preferred embodiments of the present invention will be described below in detail.
【００１４】まず、本発明のネプツニウム逆抽出分離方
法の好適な実施形態について説明する。First, a preferred embodiment of the neptunium back-extraction separation method of the present invention will be described.
【００１５】一般的な再処理においては、燃料溶解にお
ける加熱硝酸などの酸化雰囲気により、ウラニウム
（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）、ネプツニウム（Ｎｐ）
それぞれの９９％以上が、Ｕは６価、Ｐｕは６価（一部
４価）、Ｎｐは６価になっている。このとき、硝酸水溶
液中の各元素の濃度は、Ｕが約２Ｍ／ｌ、Ｐｕが約２×
１０-2Ｍ／ｌ、Ｎｐが約２×１０-3Ｍ／ｌである。これ
らの原子価状態の各元素は、共除染工程でいずれもＴＢ
Ｐを含む有機相により溶媒抽出され、ＦＰと分離され
る。In general reprocessing, uranium (U), plutonium (Pu), and neptunium (Np) are produced by an oxidizing atmosphere such as heated nitric acid during fuel dissolution.
99% or more of each of them is U-valent, Pu is hexavalent (partly tetravalent), and Np is hexavalent. At this time, the concentration of each element in the aqueous nitric acid solution is such that U is about 2 M / l and Pu is about 2 ×
10 −2 M / l and Np are about 2 × 10 −3 M / l. Each of these elements in the valence state is TB
Solvent extraction with the organic phase containing P separates from FP.
【００１６】このＴＢＰを含む有機相としては、ＴＢＰ
を直鎖炭化水素、例えばｎ−ドデカンで希釈した溶媒を
用いることができ、一般にｎ−ドデカン溶媒中にＴＢＰ
を３０重量％含む有機相が用いられている。The organic phase containing TBP includes TBP
Can be used as a solvent diluted with a linear hydrocarbon, for example, n-dodecane.
An organic phase containing 30% by weight of is used.
【００１７】この抽出された有機溶媒中に含まれるＵ、
Ｐｕ、Ｎｐの合計濃度は、一般的な再処理工程では、約
５×１０-1Ｍ／ｌ程度である。U contained in the extracted organic solvent,
The total concentration of Pu and Np is about 5 × 10 −1 M / l in a general reprocessing step.
【００１８】本発明の実施にあたっては、Ｎｐの光反応
を確実に行い、効果的なＮｐ分離を行うため、光照射に
よって光化学反応する可能性のあるＦＰがほとんど除去
されている必要がある。そして、本発明は、共除染工程
後のいずれの有機相についても適用できるため、Ｐｕと
Ｕのいずれか若しくはその両方とＮｐを含有するＴＢＰ
を含む有機相は、上記の共除染工程において、Ｕ、Ｐｕ
およびＮｐを抽出した有機相のほか、ＵとＰｕを分離し
たあとで調製されたＵとＮｐを含む有機相あるいはＰｕ
とＮｐを含む有機相などがある。なお、このとき、Ｐ
ｕ、Ｕの原子価は逆抽出時の有機溶媒への残存量を増や
すため、Ｐｕが４価、Ｕが６価であることが好ましい。In practicing the present invention, it is necessary that almost all FPs which may undergo a photochemical reaction by light irradiation have been removed in order to surely carry out the photoreaction of Np and effect effective Np separation. And, since the present invention can be applied to any organic phase after the co-decontamination step, TBP containing one or both of Pu and U and Np
Is contained in the above co-decontamination step.
And the organic phase extracted from Np, the organic phase containing U and Np prepared after separating U and Pu, or Pu
And an organic phase containing Np. At this time, P
It is preferable that Pu has four valences and U has six valences in order to increase the valence of u and U in the organic solvent at the time of back extraction.
【００１９】本発明でＮｐの逆抽出分離に用いる硝酸水
溶液には、１Ｍ〜１０Ｍの濃度の硝酸水溶液を用いるこ
とができ、２Ｍ〜４Ｍであれば特に好ましい。特に、再
処理工程で一般に用いられている３Ｍ硝酸水溶液を好適
に利用することができる。比較的高濃度の硝酸水溶液を
用いれば、Ｕ、Ｐｕが水溶液に逆抽出される割合が低下
し、効果的なＮｐの逆抽出分離を行うことができる。In the present invention, an aqueous nitric acid solution having a concentration of 1 M to 10 M can be used as the aqueous nitric acid solution for the back extraction separation of Np, and 2 M to 4 M is particularly preferable. In particular, a 3M nitric acid aqueous solution generally used in the reprocessing step can be suitably used. If a relatively high-concentration nitric acid aqueous solution is used, the rate of U and Pu being back-extracted into the aqueous solution is reduced, and effective back-extraction separation of Np can be performed.
【００２０】また、本発明で紫外線を照射するのに用い
る装置としては、硝酸の吸収波長領域である２５０ｎｍ
〜３５０ｎｍの短波長光を照射できるものであればよ
く、一般的な水銀ランプ等を使用することができる。紫
外線照射の照射強度は、１〜１．５Ｗ／ｃｍ2の比較的
強い照射強度とすることが好ましい。照射時間は、５〜
２０分程度が好ましい。Ｎｐの還元反応は比較的短時間
で進行するのに対し、長時間光を照射すると、還元され
たＮｐ（Ｖ）が再び酸化若しくは不均化反応により、５
価の原子価の割合が減少して、逆に水溶液から有機相中
への移行が起こるためである。The apparatus used for irradiating the ultraviolet rays according to the present invention includes a nitric acid absorption wavelength region of 250 nm.
What is necessary is just to be able to irradiate light having a short wavelength of up to 350 nm, and a general mercury lamp or the like can be used. The irradiation intensity of the ultraviolet irradiation is preferably set to a relatively high irradiation intensity of 1 to 1.5 W / cm 2 . The irradiation time is 5
About 20 minutes is preferable. While the reduction reaction of Np proceeds in a relatively short time, when irradiated with light for a long time, the reduced Np (V) is re-oxidized or disproportionated by 5%.
This is because the ratio of the valence of valence decreases, and conversely, the transfer from the aqueous solution to the organic phase occurs.
【００２１】一方、本発明の抽出分離工程の前処理工程
では、硝酸水溶液の濃度は、前述のネプツニウム逆抽出
分離工程と同程度の濃度が好ましく、特に、再処理工程
で一般に用いられている３Ｍ硝酸水溶液を用いることが
好ましい。なお、硝酸水溶液中には、光照射によって発
生する亜硝酸を除去する尿素を添加することが好まし
い。尿素の添加量は、発生する亜硝酸量の最大値の１０
倍程度が適当である。なお、前述の抽出分離工程では、
必ずしも尿素を添加する必要はないが、溶液中に残存し
ていてもよい。On the other hand, in the pretreatment step of the extraction / separation step of the present invention, the concentration of the nitric acid aqueous solution is preferably about the same as the concentration of the above-mentioned neptunium back-extraction / separation step. It is preferable to use a nitric acid aqueous solution. It is preferable to add urea to the nitric acid aqueous solution to remove nitrous acid generated by light irradiation. The amount of urea added is 10 times the maximum value of the amount of nitrous acid generated.
About twice is appropriate. In the above-mentioned extraction separation step,
It is not always necessary to add urea, but it may remain in the solution.
【００２２】この場合の光照射強度は、前述の抽出分離
工程と同程度の比較的強い照射強度で照射することが好
ましい。ただし、照射時間は、３０分以上とすることが
好ましい。本酸化工程では、光照射により逆の還元反応
が起こることがないためであり、反応を確実に行わせる
ため、充分な反応時間をとる必要があるためである。In this case, it is preferable to irradiate the light at a relatively high irradiation intensity, which is almost the same as that in the extraction and separation step described above. However, the irradiation time is preferably 30 minutes or more. This is because, in the present oxidation step, the reverse reduction reaction does not occur due to light irradiation, and it is necessary to take a sufficient reaction time in order to ensure the reaction.
【００２３】図１は、本発明を利用した再処理工程の概
略図を示したものである。ここでは、使用済核燃料を硝
酸水溶液に溶解する溶解工程１と、この硝酸水溶液中か
らＵ、Ｐｕ、Ｎｐを分離する共除染工程２の後に、本発
明を利用したＮｐ分離工程３を行い、Ｎｐを除去した
Ｕ、Ｐｕを含む有機相を分配工程４に導き、ＵとＰｕを
分離したうえでそれぞれを生成する。これにより、それ
ぞれ高純度のＵ、Ｐｕ、Ｎｐが得られるので、核燃料と
して再使用する際の燃料の調整が容易かつ確実になる。FIG. 1 is a schematic diagram of a reprocessing step utilizing the present invention. Here, after a dissolving step 1 for dissolving spent nuclear fuel in an aqueous nitric acid solution and a co-decontamination step 2 for separating U, Pu, and Np from the aqueous nitric acid solution, an Np separation step 3 utilizing the present invention is performed. The organic phase containing U and Pu from which Np has been removed is led to the partitioning step 4, where U and Pu are separated and formed. As a result, high-purity U, Pu, and Np are obtained, so that the fuel can be easily and reliably adjusted when reused as nuclear fuel.
【００２４】本発明を利用した再処理工程はこれに限ら
れるものではなく、Ｎｐ分離工程３を挿入することな
く、分配工程４の後のＮｐ、Ｕを含む有機相からのＮｐ
分離やＮｐ、Ｐｕを含む水相からのＮｐ分離、図示され
ていないＰｕ精製工程時のＮｐ、Ｐｕを含む有機相から
のＮｐ分離などが含まれる。The reprocessing step utilizing the present invention is not limited to this, and without inserting the Np separation step 3, the Np from the organic phase containing Np and U after the distribution step 4 is removed.
The separation includes Np separation from an aqueous phase containing Np and Pu, and Np separation from an organic phase containing Np and Pu in a Pu purification step (not shown).
【００２５】図２は、本発明の好適な実施形態にかかる
光化学原子価調整装置の構成を示す図である。この光化
学原子価調整装置１１には、光化学ユニット１３が１２
個並べられて作成されている。このユニット１３の各々
の構造を図３に示す。ユニット１３のそれぞれの上部に
は、液体を供給する供給管１４が接続され、それぞれの
下部には、処理液を排出する排出管１５が接続されてい
る。ユニット１３内部には、ドーナツ状のガラスセルか
らなる試料用エキセル１７が配置されており、エキセル
１７の内側及び周囲には、水銀ランプ１８が複数個配置
されている。さらに、エキセル１７内部の処理液及び水
銀ランプ１８の冷却のためにユニット１３下部に冷却フ
ァン１９が配置されている。FIG. 2 is a diagram showing a configuration of a photochemical valence adjusting apparatus according to a preferred embodiment of the present invention. This photochemical valence adjusting device 11 includes 12 photochemical units.
It is created by arranging pieces. FIG. 3 shows the structure of each unit 13. A supply pipe 14 for supplying a liquid is connected to an upper portion of each of the units 13, and a discharge pipe 15 for discharging a processing liquid is connected to a lower portion of each of the units 13. A sample excel 17 made of a donut-shaped glass cell is arranged inside the unit 13, and a plurality of mercury lamps 18 are arranged inside and around the excel 17. Further, a cooling fan 19 is arranged below the unit 13 for cooling the processing liquid inside the excel 17 and the mercury lamp 18.
【００２６】一例を挙げると、エキセル１７の内径は約
３０ｃｍであり、その帯状の部分の幅は３ｃｍ、高さは
１０ｃｍである。水銀ランプ１８は出力３５０Ｗのもの
を中心に１個、周囲に４個の計５個使用している。この
例では、全体で約１５０ｌ／ｈｒの処理液（Ｎｐ含有量
１．０×１０-2Ｍ／ｌ）の処理能力を有する。As an example, the inner diameter of the excel 17 is about 30 cm, and the width of the strip portion is 3 cm and the height is 10 cm. The mercury lamp 18 uses one with a power of 350 W at the center and four at the periphery, for a total of five. In this example, the processing capacity of the processing liquid (Np content: 1.0 × 10 −2 M / l) is about 150 l / hr in total.
【００２７】[0027]
【実施例】以下、本発明の具体的な実施例について説明
する。なお、本発明はこれに限定されるものではない。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, specific embodiments of the present invention will be described. Note that the present invention is not limited to this.
【００２８】最初に、ＮｐとＰｕをそれぞれ１×１０-3
Ｍ／ｌと尿素を１×１０-2Ｍ／ｌ含む３Ｍ硝酸水溶液を
用意した。初期状態では、このＮｐはほぼ１００％Ｎｐ
（Ｖ）であり、Ｐｕはほぼ１００％Ｐｕ（IV）であっ
た。この水溶液３ｍｌに、図４にその波長特性を示す水
銀ランプ（ＷＡＣＯＭ社製ＢＮＯ−２５０ＤＩ）によ
り、照射強度１．３Ｗ／ｃｍ2で光を約２０分間照射し
た。この光照射により、Ｐｕ4+の１７％がＰｕ6+、Ｎｐ
5+の９９％以上がＮｐ6+に光酸化され、有機溶媒抽出性
の原子価に調製された。光照射停止後、この水溶液にＴ
ＢＰを３０重量％含むｎ−ドデカン溶液を３ｍｌ添加し
て、Ｐｕ及びＮｐをこの有機溶媒中に抽出した。First, Np and Pu are each set to 1 × 10 −3.
A 3M nitric acid aqueous solution containing M / l and urea at 1 × 10 -2 M / l was prepared. In the initial state, this Np is almost 100% Np
(V), and Pu was almost 100% Pu (IV). 3 ml of this aqueous solution was irradiated with light at an irradiation intensity of 1.3 W / cm 2 for about 20 minutes using a mercury lamp (BNO-250DI manufactured by WACOM) whose wavelength characteristics are shown in FIG. By this light irradiation, 17% of Pu 4+ becomes Pu 6+ , Np
More than 99% of 5+ was photooxidized to Np 6+ and adjusted to an organic solvent extractable valence. After stopping the light irradiation, T
3 ml of an n-dodecane solution containing 30% by weight of BP was added, and Pu and Np were extracted into this organic solvent.
【００２９】抽出後の溶媒には、Ｐｕが８．９×１０-4
Ｍ／ｌ、Ｎｐが８．８×１０-4Ｍ／ｌ含まれていた。そ
れぞれの元素中の原子価存在比は、ＰｕがＰＵ4+８６
％、Ｐｕ6+１４％、Ｎｐは９９％以上Ｎｐ5+であった。
この抽出後の有機溶媒１ｍｌに新たに３Ｍ硝酸水溶液１
ｍｌを加えて、前述と同一の水銀ランプを用いて同一の
照射強度１．３Ｗ／ｃｍ2でこの混合液に紫外光を照射
した。この時に、水相、有機相に分配されたＮｐ及びＰ
ｕの経時変化を図５(a)及び同図(b)にそれぞれ示す。The solvent after extraction contains Pu at 8.9 × 10 -4.
M / l and Np were contained at 8.8 × 10 −4 M / l. The valence existence ratio of each element is such that Pu is PU 4+ 86
%, Pu 6+ 14%, and Np were 99% or more Np 5+ .
A fresh 3M nitric acid aqueous solution was added to 1 ml of the organic solvent after the extraction.
The mixture was irradiated with ultraviolet light at the same irradiation intensity of 1.3 W / cm 2 using the same mercury lamp as described above. At this time, Np and P distributed to the aqueous phase and the organic phase
The change over time of u is shown in FIGS. 5A and 5B, respectively.
【００３０】光照射により溶媒中のＮｐ6+は速やかにＮ
ｐ5+に還元され、還元されたＮｐ5+は水相中に移行して
約１０分で約９７％のＮｐが水相中へ移行し、水相への
抽出である逆抽出が達成される。なお、光照射を続ける
と、水相中のＮｐ5+がＮｐ6+に酸化されて有機溶媒抽出
性に変化し、再び有機相に移行する。一方、Ｐｕについ
ては、溶媒中での光照射に伴う酸化、還元反応はみられ
ず、分配係数に応じて水相中に約１５％程度が逆抽出さ
れるのにとどまる。By light irradiation, Np 6+ in the solvent quickly becomes N
The reduced Np 5+ is reduced to p 5+, and the reduced Np 5+ is transferred to the aqueous phase, and in about 10 minutes, about 97% of Np is transferred to the aqueous phase, and back extraction, which is extraction into the aqueous phase, is achieved. You. When light irradiation is continued, Np 5+ in the aqueous phase is oxidized to Np 6+ and changes to extract with an organic solvent, and the organic phase is transferred again. On the other hand, with respect to Pu, no oxidation or reduction reaction accompanying light irradiation in the solvent is observed, and only about 15% is back-extracted into the aqueous phase according to the partition coefficient.
【００３１】したがって、この照射強度で紫外光を約１
０分程度照射することにより、Ｎｐの大部分を水相中に
分離することができる。つまり、特別な試薬を用いるこ
となく、短時間で逆抽出分離できることが確認された。Therefore, at this irradiation intensity, about 1
By irradiating for about 0 minutes, most of Np can be separated into the aqueous phase. That is, it was confirmed that back extraction and separation can be performed in a short time without using any special reagent.
【００３２】[0032]
【発明の効果】以上、説明したように本発明によれば、
光照射によりネプツニウムの原子価をＶ価に調整するこ
とができるので、有機相あるいは水相中にウラニウム、
プルトニウムと混在するネプツニウムのみを確実に水相
中に逆抽出することができる。As described above, according to the present invention,
Since the valence of neptunium can be adjusted to V valence by light irradiation, uranium,
Only neptunium mixed with plutonium can be reliably back-extracted into the aqueous phase.
【００３３】この際の光照射は一般的な水銀ランプを用
いることができるので、システムが簡単ですむ。また、
反応も短時間で起こるので、短時間で効率的な分離が行
える。また、原子価の調整に試薬を必要としないので、
余分な放射性廃液が発生することがなく、後処理への影
響も少ない。In this case, since a general mercury lamp can be used for light irradiation, the system can be simplified. Also,
Since the reaction occurs in a short time, efficient separation can be performed in a short time. Also, since no reagent is needed to adjust the valence,
No extra radioactive liquid waste is generated, and there is little effect on post-treatment.
【００３４】さらに、核分裂物質であるネプツニウム、
ウラニウム、プルトニウムを個別に生成できるので、再
使用燃料を製造する際にその混合率の調整を確実に行う
ことができるようになる。Further, neptunium, a fissile material,
Since uranium and plutonium can be produced separately, it is possible to reliably adjust the mixing ratio when producing a reused fuel.
【図１】本発明を利用した再処理工程システムの一例の
概略図である。FIG. 1 is a schematic diagram of an example of a reprocessing process system using the present invention.
【図２】本発明のＮｐ分離工程を行う光化学原子価調整
装置の一例の概略図である。FIG. 2 is a schematic view of an example of a photochemical valence adjusting device for performing an Np separation step of the present invention.
【図３】図２の光化学ユニットの概略図である。FIG. 3 is a schematic diagram of the photochemical unit of FIG. 2;
【図４】本発明の紫外線照射に使用可能な水銀ランプの
波長特性を示す図である。FIG. 4 is a diagram showing wavelength characteristics of a mercury lamp that can be used for ultraviolet irradiation according to the present invention.
【図５】実施例１によるネプツニウム分離の結果を示す
図である。FIG. 5 is a diagram showing the result of neptunium separation according to Example 1.
【図６】従来の再処理工程の概略図である。FIG. 6 is a schematic view of a conventional reprocessing step.
１…溶解工程、２…共除染工程、３…Ｎｐ分離工程、４
…分配工程、１１…光化学原子価調整装置、１３…光化
学ユニット、１４…供給管、１５…排出管、１７…試料
用エキセル、１８…水銀ランプ、１９…冷却ファン。1 ... dissolution step, 2 ... co-decontamination step, 3 ... Np separation step, 4
... Distribution process, 11 ... Photochemical valence adjusting device, 13 ... Photochemical unit, 14 ... Supply tube, 15 ... Exhaust tube, 17 ... Excel for sample, 18 ... Mercury lamp, 19 ... Cooling fan.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 冨安 博 東京都目黒区大岡山２−12−１ 東京工業 大学 原子炉工学研究所内 ──────────────────────────────────────────────────の Continuing on the front page (72) Inventor Hiroshi Tomiyasu 2-12-1 Ookayama, Meguro-ku, Tokyo Tokyo Institute of Technology Reactor Engineering Laboratory
Claims (2)
又はウラニウム（IV及び／又はVI）並びにネプツニウム
（VI）と燐酸トリブチルを含有する有機相に硝酸水溶液
を混合しながら紫外線を照射することにより、前記ネプ
ツニウム（VI）をネプツニウム（Ｖ）に還元して、前記
有機相から前記硝酸水溶液中に抽出分離せしめる工程を
備えることを特徴とするネプツニウムの選択的逆抽出分
離方法。1. Plutonium (IV and / or VI) and / or
Alternatively, the neptunium (VI) is reduced to neptunium (V) by irradiating the organic phase containing uranium (IV and / or VI) and neptunium (VI) and tributyl phosphate with ultraviolet light while mixing the aqueous solution of nitric acid. And selectively extracting and separating neptunium from the organic phase into the aqueous nitric acid solution.
ニウム（IV及び／又はVI）とネプツニウム（Ｖ及び／又
はVI）とを含有する硝酸水溶液に紫外線を照射すること
によって、前記プルトニウム（III）をプルトニウム（I
V及び／又はVI）に、前記ウラニウム（IV）をウラニウ
ム（VI）に、前記ネプツニウム（Ｖ）をネプツニウム
（VI）に、それぞれ酸化する工程と、 前記酸化工程で処理した硝酸水溶液に燐酸トリブチルを
含む有機相を添加して混合することによって、前記硝酸
水溶液中に含まれるプルトニウム（IV及び／又はVI）、
ウラニウム（IV及び／又はVI）及びネプツニウム（VI）
を前記有機相に抽出分離せしめる工程と、 をさらに備えることを特徴とする請求項１記載のネプツ
ニウムの選択的逆抽出分離方法。2. An aqueous nitric acid solution containing plutonium (III, IV and / or VI) and / or uranium (IV and / or VI) and neptunium (V and / or VI) prior to the extraction separation step. The plutonium (III) is converted to plutonium (I
V and / or VI), the uranium (IV) is oxidized to uranium (VI), and the neptunium (V) is oxidized to neptunium (VI). Tributyl phosphate is added to the nitric acid aqueous solution treated in the oxidizing step. By adding and mixing the organic phase containing plutonium (IV and / or VI) contained in the nitric acid aqueous solution,
Uranium (IV and / or VI) and Neptunium (VI)
2. The method for selective back-extraction and separation of neptunium according to claim 1, further comprising: extracting and separating the organic phase into the organic phase.
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