JPS61116697A - 使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法 - Google Patents
使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法Info
- Publication number
- JPS61116697A JPS61116697A JP59236722A JP23672284A JPS61116697A JP S61116697 A JPS61116697 A JP S61116697A JP 59236722 A JP59236722 A JP 59236722A JP 23672284 A JP23672284 A JP 23672284A JP S61116697 A JPS61116697 A JP S61116697A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- iodine
- solution
- radioactive iodine
- gas
- nuclear fuel
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Treating Waste Gases (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性ヨウ素を含有する硝酸溶液からヨウ素を
除去する方法に関する。
除去する方法に関する。
使用済核燃料の再処理の主な工程は、ウラン及びプルト
ニウムを硝酸で溶解し、該溶解液を清澄、調整した後溶
媒抽出により硝酸ウランと硝酸プルトニウムに分離する
工程から成っている。ところでこの使用済核燃料中には
放射性ヨウ素が含有されておシ、該燃料を硝酸で溶解す
る際大部分のヨウ素は溶解オフガス中に放散するが、一
部は溶解液中に残−し、10−5モル/l程度の濃度と
なる。
ニウムを硝酸で溶解し、該溶解液を清澄、調整した後溶
媒抽出により硝酸ウランと硝酸プルトニウムに分離する
工程から成っている。ところでこの使用済核燃料中には
放射性ヨウ素が含有されておシ、該燃料を硝酸で溶解す
る際大部分のヨウ素は溶解オフガス中に放散するが、一
部は溶解液中に残−し、10−5モル/l程度の濃度と
なる。
このような放射性ヨウ素を含有する溶解液を以後の一工
程で処理すると、ヨウ素は各工程で液相及び気相中に拡
散し、除去が困難となる。特にヨウ素が有機溶媒と結合
すると溶媒を劣化することになり、抽出に不都合を生じ
る。このため後工程へ送る前に該溶解液中の放射性ヨウ
素を10 モル/e以下まで減少することが望まし
いとされている。
程で処理すると、ヨウ素は各工程で液相及び気相中に拡
散し、除去が困難となる。特にヨウ素が有機溶媒と結合
すると溶媒を劣化することになり、抽出に不都合を生じ
る。このため後工程へ送る前に該溶解液中の放射性ヨウ
素を10 モル/e以下まで減少することが望まし
いとされている。
上記溶解液中においては、放射性ヨウ素はヨウ素酸イオ
ン(工03″″)のように高度に酸化された形態で存在
すると考えられる。ヨウ素がこのように酸化するのは溶
解液中の硝酸の酸化力によるもので、この硝酸が存在す
る溶液からヨウ素を除去するには特別な工夫が必要であ
る。このような溶解液からヨウ素を除去するため、現在
まで次のような方法が試みられている。その1つは、上
記硝酸溶液を非放射性ヨウ素で同立体希釈し、該溶液に
オゾンを吹き込み、更に硝酸を還元するガスを吹き込み
つつ該溶液からヨウ素を蒸留するものであるC特開昭4
9−89099号公報)。この方法においてオゾンを添
加するのは非放射性ヨウ素の酸化状態を放射性ヨウ素の
酸化状態と等しくし、同位体変換が容易に起るようにす
るためであシ、硝酸を還元するガスを用いるのは酸化状
態のヨウ素を減少させ、ヨウ素除去率を向上せしめるた
めである。又、他の方法は、放射性ヨウ素を含有する溶
解液を非放射性ヨウ素で同位体希釈し、該溶液にNo2
ガスを吹込み、還流下で該液を沸騰させるものである。
ン(工03″″)のように高度に酸化された形態で存在
すると考えられる。ヨウ素がこのように酸化するのは溶
解液中の硝酸の酸化力によるもので、この硝酸が存在す
る溶液からヨウ素を除去するには特別な工夫が必要であ
る。このような溶解液からヨウ素を除去するため、現在
まで次のような方法が試みられている。その1つは、上
記硝酸溶液を非放射性ヨウ素で同立体希釈し、該溶液に
オゾンを吹き込み、更に硝酸を還元するガスを吹き込み
つつ該溶液からヨウ素を蒸留するものであるC特開昭4
9−89099号公報)。この方法においてオゾンを添
加するのは非放射性ヨウ素の酸化状態を放射性ヨウ素の
酸化状態と等しくし、同位体変換が容易に起るようにす
るためであシ、硝酸を還元するガスを用いるのは酸化状
態のヨウ素を減少させ、ヨウ素除去率を向上せしめるた
めである。又、他の方法は、放射性ヨウ素を含有する溶
解液を非放射性ヨウ素で同位体希釈し、該溶液にNo2
ガスを吹込み、還流下で該液を沸騰させるものである。
この方法においてNO2ガスは溶解液中に亜硝酸を生成
せしめて酸化状態のヨウ素を還元する、 上記の方法によれば、溶解液中の放射性ヨウ素を10−
6モル/l以下にすることが可能であるが、何れも非放
射性ヨウ素を添加しており、放散されたヨウ素をオフガ
ス中から固定するのに用いる吸着剤の負荷がこの添加分
だけ大きくなる欠点がある。又、特に前者の方法ではオ
ゾンにより共存する放射性ルテニウムが酸化されて揮発
し、オフガス中に混入するという好ましくない事態を招
く。
せしめて酸化状態のヨウ素を還元する、 上記の方法によれば、溶解液中の放射性ヨウ素を10−
6モル/l以下にすることが可能であるが、何れも非放
射性ヨウ素を添加しており、放散されたヨウ素をオフガ
ス中から固定するのに用いる吸着剤の負荷がこの添加分
だけ大きくなる欠点がある。又、特に前者の方法ではオ
ゾンにより共存する放射性ルテニウムが酸化されて揮発
し、オフガス中に混入するという好ましくない事態を招
く。
本発明の目的は上記の欠点を解消し、非放射性ヨウ素を
添加することなく溶解液中の放射性ヨウ素を除去するこ
とにある。この目的を達成するため本発明者らは充分な
量の亜硝酸を溶解液中に存在せしめれば酸化状態のヨウ
素を殆んど元素状ヨウ素に還元できるのではないかと考
え、種々実験の結果溶解液を60〜90℃の温度に保っ
て高濃度のN01NO2又はこれらの混合ガスと接触せ
しめると酸化状態のヨウ素が殆んど元素状ヨウ素に還元
されること、次いで該溶液を90〜110℃の温度に保
って窒素又は空気と接触せしめると元素状ヨウ素の殆ん
どが除去されることを見出して本発明に到達したもので
ある。
添加することなく溶解液中の放射性ヨウ素を除去するこ
とにある。この目的を達成するため本発明者らは充分な
量の亜硝酸を溶解液中に存在せしめれば酸化状態のヨウ
素を殆んど元素状ヨウ素に還元できるのではないかと考
え、種々実験の結果溶解液を60〜90℃の温度に保っ
て高濃度のN01NO2又はこれらの混合ガスと接触せ
しめると酸化状態のヨウ素が殆んど元素状ヨウ素に還元
されること、次いで該溶液を90〜110℃の温度に保
って窒素又は空気と接触せしめると元素状ヨウ素の殆ん
どが除去されることを見出して本発明に到達したもので
ある。
溶解液中の亜硝酸濃度を高濃度に保つためには液温度が
重要であり、90℃以下にする必要がある。
重要であり、90℃以下にする必要がある。
90°Cを超えると窒素酸化物を補給しても亜硝酸濃度
が分解により低下し、ヨウ素の還元が充分進行しない。
が分解により低下し、ヨウ素の還元が充分進行しない。
又、この温度があまり低いと還元反応の速度が低下する
ので、60℃以上には保つ必要がある。一方亜硝酸濃度
には窒素酸化物の濃度も影響し、できるだけ高濃度の窒
素酸化物を用いるのが望ましい。例えば90℃において
窒素酸化物濃度が12、29.50及び100容量%に
対する生成亜硝酸濃度はそれぞれ4.3 XIo
、 1.2 xlO″″ 、1、7 Xl0−2 及
び3.7 Xl0−2各モル/lとなり、窒素酸化物濃
度が高い程亜硝酸濃度も高くなるので、ヨウ素の還元に
とって好ましい。
ので、60℃以上には保つ必要がある。一方亜硝酸濃度
には窒素酸化物の濃度も影響し、できるだけ高濃度の窒
素酸化物を用いるのが望ましい。例えば90℃において
窒素酸化物濃度が12、29.50及び100容量%に
対する生成亜硝酸濃度はそれぞれ4.3 XIo
、 1.2 xlO″″ 、1、7 Xl0−2 及
び3.7 Xl0−2各モル/lとなり、窒素酸化物濃
度が高い程亜硝酸濃度も高くなるので、ヨウ素の還元に
とって好ましい。
第1工程で溶解液中に生成した元素状ヨウ素はキャリヤ
ガスとの接触により容易に放散する。この第2工程では
温度が高い程放散効率が良く、80℃以上とする必要が
ある。温度が80℃より低いとヨウ素の放散速度が低下
し、能率的でない。又、この温度を溶解液の沸点近くま
で高めると亜硝酸濃度が急激に低下し、元素状ヨウ素が
再酸化するので、沸点以下にするのが望ましい。この工
程においてキャリヤガスとして窒素又は空気が適当であ
るが、窒素がより望ましい。空気を用いる場合は亜硝酸
濃度を低下させないように窒素酸化物を併用すると良い
。
ガスとの接触により容易に放散する。この第2工程では
温度が高い程放散効率が良く、80℃以上とする必要が
ある。温度が80℃より低いとヨウ素の放散速度が低下
し、能率的でない。又、この温度を溶解液の沸点近くま
で高めると亜硝酸濃度が急激に低下し、元素状ヨウ素が
再酸化するので、沸点以下にするのが望ましい。この工
程においてキャリヤガスとして窒素又は空気が適当であ
るが、窒素がより望ましい。空気を用いる場合は亜硝酸
濃度を低下させないように窒素酸化物を併用すると良い
。
上記第1工程における溶解液と窒素酸化物の接触及び第
2工程における溶解液と窒素又は空気との接触には充填
塔、泡鐘塔等の通常の気液接触装置が適用できるが、溶
解液に直接ガスを吹き込むようにしても良い。
2工程における溶解液と窒素又は空気との接触には充填
塔、泡鐘塔等の通常の気液接触装置が適用できるが、溶
解液に直接ガスを吹き込むようにしても良い。
実験には非放射性ヨウ素のヨウ素酸を用いたが、化学的
性質は放射性ヨウ素であっても変シはなく、本発明法が
放射性ヨウ素の除去に適用できることは言うまでもない
。
性質は放射性ヨウ素であっても変シはなく、本発明法が
放射性ヨウ素の除去に適用できることは言うまでもない
。
本発明の結果、使用済核燃料の硝酸溶解液中に残留する
10−5モル/l程度の放射性ヨウ素を、非放射性ヨウ
素による同位体希釈をしなくても10−6モル/e程度
まで充分除去できる見通しが得られ、再処理工程におけ
る課題の1つが解消された。
10−5モル/l程度の放射性ヨウ素を、非放射性ヨウ
素による同位体希釈をしなくても10−6モル/e程度
まで充分除去できる見通しが得られ、再処理工程におけ
る課題の1つが解消された。
なお本発明法は第1工程と第2工程を別々の気液接触装
置で行なっても良いし、同一の装置で最初に第1工程を
行ない、次いで第2工程を行なうようにしても良い。
置で行なっても良いし、同一の装置で最初に第1工程を
行ない、次いで第2工程を行なうようにしても良い。
以下に実施例を示す。
実施例
v8インチのデイクンンパッキング(日本特殊金網株式
会社の金網充填物の商品名)を充填した内径3cm、充
填高さ80crILの充填塔を用い、ヨウ素をヨウ素酸
として5刈0−4モル/l含有せしめた硝酸ウラニル水
溶液(ウラン2モル、硝酸3モル含有)3eをポンプで
充填塔に循環させ、液温を匍℃に保ち、窒素酸化物濃度
間容量%、N250容量%のガスを367分導入して気
液流量比G/L−10で気液接触を行なわせる。20分
抜水溶液を分析した結果、亜硝酸濃度は2.4X10”
−’モル/l存在し、ヨウ素酸は殆んど元素状ヨウ素に
還元されていた。次に導入するガスをN2のみとし、ガ
ス量を34/分、G/L−10、液温90℃として気液
接触させた結果、30分抜水溶液中のヨウ素はlXl0
−6モル/e以下に低下していた。
会社の金網充填物の商品名)を充填した内径3cm、充
填高さ80crILの充填塔を用い、ヨウ素をヨウ素酸
として5刈0−4モル/l含有せしめた硝酸ウラニル水
溶液(ウラン2モル、硝酸3モル含有)3eをポンプで
充填塔に循環させ、液温を匍℃に保ち、窒素酸化物濃度
間容量%、N250容量%のガスを367分導入して気
液流量比G/L−10で気液接触を行なわせる。20分
抜水溶液を分析した結果、亜硝酸濃度は2.4X10”
−’モル/l存在し、ヨウ素酸は殆んど元素状ヨウ素に
還元されていた。次に導入するガスをN2のみとし、ガ
ス量を34/分、G/L−10、液温90℃として気液
接触させた結果、30分抜水溶液中のヨウ素はlXl0
−6モル/e以下に低下していた。
特許比a人 44檗才支省η方
Claims (1)
- 放射性ヨウ素を含有する使用済核燃料溶解液を60〜9
0℃の温度範囲に保持して高濃度のNO、NO_2又は
これらの混合ガスと接触せしめる第1工程と、該溶液を
80℃以上の温度範囲に保持して窒素又は空気と接触せ
しめる第2工程とからなることを特徴とする使用済核燃
料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59236722A JPS61116697A (ja) | 1984-11-12 | 1984-11-12 | 使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59236722A JPS61116697A (ja) | 1984-11-12 | 1984-11-12 | 使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61116697A true JPS61116697A (ja) | 1986-06-04 |
JPH036478B2 JPH036478B2 (ja) | 1991-01-30 |
Family
ID=17004809
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59236722A Granted JPS61116697A (ja) | 1984-11-12 | 1984-11-12 | 使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS61116697A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH05126995A (ja) * | 1991-11-05 | 1993-05-25 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 放射性ヨウ素化合物の沈澱分離方法 |
-
1984
- 1984-11-12 JP JP59236722A patent/JPS61116697A/ja active Granted
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH05126995A (ja) * | 1991-11-05 | 1993-05-25 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 放射性ヨウ素化合物の沈澱分離方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH036478B2 (ja) | 1991-01-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2003529517A (ja) | 放射線照射ウラン溶液からモリブデン−99を抽出する無機吸着剤、およびその使用方法 | |
Bell et al. | Efficient extraction of Rh (iii) from nitric acid medium using a hydrophobic ionic liquid | |
US3803295A (en) | Method for removing iodine from nitric acid | |
JP3881515B2 (ja) | 金属部品の放射能レベルの低下方法 | |
JPS61116697A (ja) | 使用済核燃料溶解液から放射性ヨウ素を除去する方法 | |
JPS60161598A (ja) | 放射性ルテニウムを含む放射性廃液の処理方法 | |
Mathur et al. | Separation and recovery of plutonium from oxalate supernatant using CMPO | |
US3852407A (en) | Method for removing alkyl iodides from air by mercuric nitrate solution | |
KR20170140020A (ko) | 비스무트그래핀산화물 제조방법 및 이를 이용한 요오드 흡착방법 | |
JPH07246302A (ja) | ネプツニウムとプルトニウムの分離方法 | |
JP3099019B2 (ja) | ネプツニウムの選択的逆抽出分離方法 | |
JP3113033B2 (ja) | 放射性溶液中のルテニウム及びテクネチウムの分離方法並びにそれを用いた使用済核燃料再処理プロセス | |
US5585043A (en) | Method of coextracting neptunium and plutonium | |
US3351424A (en) | Separation of cerium from other rare earths | |
CA2031749A1 (en) | Method for recovering with the aid of a crown compound plutonium (iv) present in solutions, such as aqueous effluents, concentrated solutions of fission products and concentrated solutions of plutonium | |
US2936213A (en) | Process of reducing plutonium to tetravalent state | |
JP4338899B2 (ja) | 使用済み燃料再処理方法、ピューレックス式再処理方法、Np(VI)をNp(V)に還元する方法、及びPu(IV)をPu(III)に還元する方法 | |
Mahajan et al. | The effect of temperature on the extraction of plutonium (VI) from nitric acid into dodecane by di (2-ethylhexyl) sulphoxide | |
Katal'nikov et al. | Isotope separation by the''nitric acid''method. Phase and isotope equilibrium in a system consisting of nitrogen oxides and nitric acid | |
JPH0742106B2 (ja) | 水溶液中のセシウムの回収方法 | |
JP2020071126A (ja) | マイナーアクチノイドの分離方法 | |
RU2307794C2 (ru) | Способ очистки плутония от урана | |
Veleshko et al. | Effect of solvent on sorption of bivalent f-elements | |
JP2000266891A (ja) | ウラン脱硝工程オフガス中窒素酸化物のリサイクル方法 | |
Liuti et al. | A preliminary study of the exposure of N2-O2-SO2 mixtures to ionizing radiation |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
EXPY | Cancellation because of completion of term |