JPS6141994A - 使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおいて有価物質ウランを回収するための方法 - Google Patents
使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおいて有価物質ウランを回収するための方法Info
- Publication number
- JPS6141994A JPS6141994A JP17130885A JP17130885A JPS6141994A JP S6141994 A JPS6141994 A JP S6141994A JP 17130885 A JP17130885 A JP 17130885A JP 17130885 A JP17130885 A JP 17130885A JP S6141994 A JPS6141994 A JP S6141994A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- uranium
- concentration
- aqueous solution
- nuclear fuel
- solution
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (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】
本発明は使用ずみ核燃料のだめの抽出再処理プロセスに
おいて有価物質ウランを回収するだめの方法に関する。
おいて有価物質ウランを回収するだめの方法に関する。
従来技術
従来、原子炉燃料体を使用ずみ核燃料のリサイクルのた
めに硝酸中に溶かし、ウランを液／液抽出法、例えばブ
レックス法により又はアミン抽出法によシ又はカラムク
ロマトグラフィー分離処理により分離し、かつ硝酸酸性
媒体中で処理した。
めに硝酸中に溶かし、ウランを液／液抽出法、例えばブ
レックス法により又はアミン抽出法によシ又はカラムク
ロマトグラフィー分離処理により分離し、かつ硝酸酸性
媒体中で処理した。
主成分がふつうＵｏ２↑ある核燃料の硝酸酸性リサイク
ル、特にブレックス法は最も長く公知であり、かつ重要
な方法である。所定の作動時間もしくは所望の燃焼度が
達せられた後、交換すべき燃料体を原子炉から取り出し
、例えば短寿命の核分裂生成物の減少のために１〜３年
間貯蔵する。この貯蔵期間の後はじめて、再処理装置に
この燃料体を搬送し、そこで比較的小さな破片に分割し
、これから残留核燃料及び生じた核分裂生成物等を強硝
酸１溶出させる。ここで生じた溶解液をその後希釈し、
プロセスの第１抽出サイクル中で第１の塔中に導入し、
ここでは核燃料ウラン及びプルトニウム並びに少量の他
のアクチノイド及び少量の核分裂生成物を取り込むだめ
の有機抽出溶剤を水性溶解液に向流で流す。抽出塔から
の非常に僅かな量のウラン及びプルトニウムを含有する
硝酸酸性水性排出液は核分裂生成物、腐蝕生成物等の主
要量を含有していて、高放射性の廃棄溶液を形成する。
ル、特にブレックス法は最も長く公知であり、かつ重要
な方法である。所定の作動時間もしくは所望の燃焼度が
達せられた後、交換すべき燃料体を原子炉から取り出し
、例えば短寿命の核分裂生成物の減少のために１〜３年
間貯蔵する。この貯蔵期間の後はじめて、再処理装置に
この燃料体を搬送し、そこで比較的小さな破片に分割し
、これから残留核燃料及び生じた核分裂生成物等を強硝
酸１溶出させる。ここで生じた溶解液をその後希釈し、
プロセスの第１抽出サイクル中で第１の塔中に導入し、
ここでは核燃料ウラン及びプルトニウム並びに少量の他
のアクチノイド及び少量の核分裂生成物を取り込むだめ
の有機抽出溶剤を水性溶解液に向流で流す。抽出塔から
の非常に僅かな量のウラン及びプルトニウムを含有する
硝酸酸性水性排出液は核分裂生成物、腐蝕生成物等の主
要量を含有していて、高放射性の廃棄溶液を形成する。
有機相を希硝酸受洗浄した後、プルトニウムは水性逆抽
出溶液フ、プルトニウムの酸化状態が同時に還元される
と共に選択的に・有機相から水相中に行く。その後、ま
だ有機相に残っているウラン（核燃料の主要な量）を同
様に逆抽出水溶液中に導入する。ウラン及びプルトニウ
ムの水溶液を別々に、例えば、更にそれぞれ２つの精製
サイクルによシ処理し、十分に核分裂生成物を除去する
。
出溶液フ、プルトニウムの酸化状態が同時に還元される
と共に選択的に・有機相から水相中に行く。その後、ま
だ有機相に残っているウラン（核燃料の主要な量）を同
様に逆抽出水溶液中に導入する。ウラン及びプルトニウ
ムの水溶液を別々に、例えば、更にそれぞれ２つの精製
サイクルによシ処理し、十分に核分裂生成物を除去する
。
発明が解決しようとする問題点
前記方法は長時間放射し、かつ比較的長時間冷却した燃
料体に関しては制御可能であり、かつ好適な方法条件に
おいては安全に作業を実施することが１きるが、この方
法はいくつかの欠点を示す。例えば、第１の抽出塔から
の高放射性廃棄溶液の他にも、多くの場所で付加的に放
射性核分裂生成物等を含有する廃棄水流が生じる。この
廃棄流を濃縮し、かつ更に処理又は固形化しなければな
らない。更に、抽出剤の減成生成物（Ｄｅｇｒａｄａｔ
ｉｏｎｓ ｐｒｏｄｕｋｔ ） カ形成し、この際該減
成生成物は少量の核燃料としっかりと結合し、水性廃棄
流中に達することにより、プロセスの生成物流から僅か
な量の燃料損失が生じることがある。
料体に関しては制御可能であり、かつ好適な方法条件に
おいては安全に作業を実施することが１きるが、この方
法はいくつかの欠点を示す。例えば、第１の抽出塔から
の高放射性廃棄溶液の他にも、多くの場所で付加的に放
射性核分裂生成物等を含有する廃棄水流が生じる。この
廃棄流を濃縮し、かつ更に処理又は固形化しなければな
らない。更に、抽出剤の減成生成物（Ｄｅｇｒａｄａｔ
ｉｏｎｓ ｐｒｏｄｕｋｔ ） カ形成し、この際該減
成生成物は少量の核燃料としっかりと結合し、水性廃棄
流中に達することにより、プロセスの生成物流から僅か
な量の燃料損失が生じることがある。
本発明の課題は使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロ
セスにおいて、核燃料を溶解した後であり、プロセスの
いずれか好適な位置の工程で、有価物質ウランを該ウラ
ン、ゲルトニウム及び核分裂生成物及び腐蝕生成物を含
有する有機抽出溶剤溶液から水相中に取り出し、同時に
ゾル）＝ラムから、かつ核分裂生成物及び腐蝕生成物か
ら比較的高い汚染除去度１分離することができる方法を
達成することである。本発明による方法はプレックス法
中で、かつ第１抽出サイクルにおいても又ウラン精製サ
イクルにおいても使用可能であるのが良い。更に、本発
明による方法は有価物質ウランを回収する、他の抽出法
においても使用することが１きるのが良い０ 本発明の課題は、 ａ）核燃料ウラン及びプルトニウム並びに核分裂生成物
及び腐蝕生成物の部分量（Ａ）を含有する、プロセスの
第１抽出工程からの有機抽出剤溶液を、炭酸イオンを含
有する塩基性水溶液で処理し、この際核燃料及び少なく
ともＡの１部を水相中に逆抽出し、 ｂ） ２つの相を相互に分離し、 Ｃ）水相からプルトニウムを公知法フ除去し、ｄ）残っ
た、ウラン・カーゼネート錯化合物及び核分裂生成物の
わずかな残量Ｃを含有する水溶液をウラニルイオン濃度
対炭酸イオンもしくはＣｏ３−／ＨＣＯ３−濃度を１（
ＵＯ２＋＋）対４．５（ＣＯ３−もしくはＣＯ３−／Ｈ
ＣＯ３−）に、又はその上にＵの最高濃度が６０ ｇ／
ｌを上まわらないように調節し、 ｅ）該調節した溶液を、核分裂生成物イオンもしくは核
分裂生成物を含有するイオンを吸着するために、圧倒的
な部分第３級アミノ基及び僅かな部分第４級アミノ基を
有するポリアルケン・マトリックスからなる塩基性アニ
オン交換体を介して導通し、吸着されないウラニル・カ
ーゼネート錯化合物を、イオン交換体からウラン含有残
留溶液を分離することによシ十分に核分裂生成物を有さ
ず回収もしくは汚染除去することによシ解決する。
セスにおいて、核燃料を溶解した後であり、プロセスの
いずれか好適な位置の工程で、有価物質ウランを該ウラ
ン、ゲルトニウム及び核分裂生成物及び腐蝕生成物を含
有する有機抽出溶剤溶液から水相中に取り出し、同時に
ゾル）＝ラムから、かつ核分裂生成物及び腐蝕生成物か
ら比較的高い汚染除去度１分離することができる方法を
達成することである。本発明による方法はプレックス法
中で、かつ第１抽出サイクルにおいても又ウラン精製サ
イクルにおいても使用可能であるのが良い。更に、本発
明による方法は有価物質ウランを回収する、他の抽出法
においても使用することが１きるのが良い０ 本発明の課題は、 ａ）核燃料ウラン及びプルトニウム並びに核分裂生成物
及び腐蝕生成物の部分量（Ａ）を含有する、プロセスの
第１抽出工程からの有機抽出剤溶液を、炭酸イオンを含
有する塩基性水溶液で処理し、この際核燃料及び少なく
ともＡの１部を水相中に逆抽出し、 ｂ） ２つの相を相互に分離し、 Ｃ）水相からプルトニウムを公知法フ除去し、ｄ）残っ
た、ウラン・カーゼネート錯化合物及び核分裂生成物の
わずかな残量Ｃを含有する水溶液をウラニルイオン濃度
対炭酸イオンもしくはＣｏ３−／ＨＣＯ３−濃度を１（
ＵＯ２＋＋）対４．５（ＣＯ３−もしくはＣＯ３−／Ｈ
ＣＯ３−）に、又はその上にＵの最高濃度が６０ ｇ／
ｌを上まわらないように調節し、 ｅ）該調節した溶液を、核分裂生成物イオンもしくは核
分裂生成物を含有するイオンを吸着するために、圧倒的
な部分第３級アミノ基及び僅かな部分第４級アミノ基を
有するポリアルケン・マトリックスからなる塩基性アニ
オン交換体を介して導通し、吸着されないウラニル・カ
ーゼネート錯化合物を、イオン交換体からウラン含有残
留溶液を分離することによシ十分に核分裂生成物を有さ
ず回収もしくは汚染除去することによシ解決する。
ａ）工程で有機抽出剤溶液が処理される塩基性炭酸イオ
ン含有水溶液はＣＯ３−イオンに関して最高２．５モル
溶液であってよい。しかし、該溶液はＣＯ３−イオンと
共に１付加的にＨＣＯ３−イオンを、最高約１モル／ｌ
含有していてよい。使用可能なこの種の逆抽出溶液はｐ
Ｈ５〜１１を示す。
ン含有水溶液はＣＯ３−イオンに関して最高２．５モル
溶液であってよい。しかし、該溶液はＣＯ３−イオンと
共に１付加的にＨＣＯ３−イオンを、最高約１モル／ｌ
含有していてよい。使用可能なこの種の逆抽出溶液はｐ
Ｈ５〜１１を示す。
プルトニウムの分離は、例えば該溶液の放置又は加熱に
よυ、この際酸化プルトニウム・水和物及び核分裂生成
物等の部分量Ｂ （Ｂ（Ａ ）が析出し、かつ引き続き
濾過又は遠心分離を行なう。
よυ、この際酸化プルトニウム・水和物及び核分裂生成
物等の部分量Ｂ （Ｂ（Ａ ）が析出し、かつ引き続き
濾過又は遠心分離を行なう。
原子炉中でのウランの放射の際に生じるネグッニウムは
本発明による方法においてウランの道に行く。
本発明による方法においてウランの道に行く。
本発明による方法の特別な構成において、工程Ｃ）から
の水溶液をｌ；５〜１：８のウラニルイオン濃度対炭酸
イオン／炭酸水素イオン濃度に調節する。工程Ｃ）から
の水溶液を６０ ｇ／ｌの’） ラフ 濃Ｉｆ Ｋ オ
イテＵＯ２＋＋濃ｉ対ＧＯ３−／ＨＣＯ３−濃度の比１
：５に調節する。塩基性アニオン交換体としては化学構
造Ｒ−Ｎ”（ＣＨ３）２（Ｊ−及一びｒ：＜ −Ｎ＋（
ｃ＋−＋３）、（ｃ２＋４ｏ＋）ｃｌ−の第３及び第４
アミノ基〔ここでＲはアミン基を有さない分子を表わす
〕を有するポリアルケン・エボキンポリアミンを使用す
る。
の水溶液をｌ；５〜１：８のウラニルイオン濃度対炭酸
イオン／炭酸水素イオン濃度に調節する。工程Ｃ）から
の水溶液を６０ ｇ／ｌの’） ラフ 濃Ｉｆ Ｋ オ
イテＵＯ２＋＋濃ｉ対ＧＯ３−／ＨＣＯ３−濃度の比１
：５に調節する。塩基性アニオン交換体としては化学構
造Ｒ−Ｎ”（ＣＨ３）２（Ｊ−及一びｒ：＜ −Ｎ＋（
ｃ＋−＋３）、（ｃ２＋４ｏ＋）ｃｌ−の第３及び第４
アミノ基〔ここでＲはアミン基を有さない分子を表わす
〕を有するポリアルケン・エボキンポリアミンを使用す
る。
水溶液（工程ｅ）は○〜１モル／ｌの炭酸水素イオン濃
度を示すのが有利である。水溶液（工程ｅ）中ｔｖ Ｃ
Ｏ３−濃度は最高２．５ モル／ ｌ Ｔ ；ｈす、水
溶液（工程ｅ）の声値はｐＨ７〜ｐＨ１１である。
度を示すのが有利である。水溶液（工程ｅ）中ｔｖ Ｃ
Ｏ３−濃度は最高２．５ モル／ ｌ Ｔ ；ｈす、水
溶液（工程ｅ）の声値はｐＨ７〜ｐＨ１１である。
本発明による方法はＨＣＯ３−イオンの不存在下にも実
施可能であるが、水溶液中にＨＣＯ３−イオンが存在す
る時、よシ容易に方法条件を調節可能ｔちる。
施可能であるが、水溶液中にＨＣＯ３−イオンが存在す
る時、よシ容易に方法条件を調節可能ｔちる。
該方法の適用範囲は汚染除去すべきウラン流の大きな濃
度変化範囲を包含する。溶液中のウラン濃度はカーゼネ
ート濃度に対して非常に小さく、こうして例えば遊離Ｃ
Ｏ３−′″／ＨＣＯ３−／ＨＣＯ３−濃度ｌよシ高く、
核分裂生成物保留を最適にするために、大き過ぎるカー
ゼネート過剰は鉱酸、有利にＨＮＯ３の添加により分解
させるか、又は例えばＣａ （ＯＨ） ２の添加により
一定量のカーゼネートイオンをとシ去る。
度変化範囲を包含する。溶液中のウラン濃度はカーゼネ
ート濃度に対して非常に小さく、こうして例えば遊離Ｃ
Ｏ３−′″／ＨＣＯ３−／ＨＣＯ３−濃度ｌよシ高く、
核分裂生成物保留を最適にするために、大き過ぎるカー
ゼネート過剰は鉱酸、有利にＨＮＯ３の添加により分解
させるか、又は例えばＣａ （ＯＨ） ２の添加により
一定量のカーゼネートイオンをとシ去る。
しかしながら、逆の場合、すなわちより高いウラン濃度
である場合、十分量のＣＯ３−−／ＨＣＯ３−イオンを
添加してウラン分配係数を十分に最少にし、核分裂生成
物種がウランによりイオン交換体から押しのけられない
ようＫしなければならない。所望の分離はウラン濃度約
６０ 、！ｉｌ Ｕ／ｌで行なわれる。より高いＵ濃度
の該方法における限定は炭酸／炭酸水素溶液中へのウラ
ン溶解性によシ理由づけされる。
である場合、十分量のＣＯ３−−／ＨＣＯ３−イオンを
添加してウラン分配係数を十分に最少にし、核分裂生成
物種がウランによりイオン交換体から押しのけられない
ようＫしなければならない。所望の分離はウラン濃度約
６０ 、！ｉｌ Ｕ／ｌで行なわれる。より高いＵ濃度
の該方法における限定は炭酸／炭酸水素溶液中へのウラ
ン溶解性によシ理由づけされる。
確かに、西ドイツ国特許公開第３１４４９７十号公報か
ら塩基性カーゼネート含有水溶液からアクチノイドイオ
ンを分離するための方法は公知でアシ、ここｆはアクチ
ノイドイオンはカーゼネート錯化合物として塩基性イオ
ン交換体に吸着され、かつこの負荷したイオン交換体を
出発溶液から分離した後、水溶液を用いて再びイオン交
換体から脱着され、かつ更に処理され、かつ該方法にお
いてはアクチノイドイオンの吸着のために同様に圧倒的
な部分３級アミノ基及びわずかな部分４級アミン基を有
する。ｌ リアルケン・マトリックスを使用しているが
、該方法はカーゼネート含有廃棄溶液又は洗浄溶液等に
のみ有意義に適用可能−１％ある。比較的高いウラニル
イオン含量の相応する溶液にとっては装置にかかる費用
は多すぎるであろうし、かつカーゼネートイオン濃度を
ＵＯ２＋＋濃度対ＣＯ３−濃度１：３〜１．４の範囲に
正確に保持することはいずれにしても問題である。更に
西ドイツ国特許公開第３１４４９７４号公報による方法
は溶液中のより大きなウラン濃度にとって煩雑である。
ら塩基性カーゼネート含有水溶液からアクチノイドイオ
ンを分離するための方法は公知でアシ、ここｆはアクチ
ノイドイオンはカーゼネート錯化合物として塩基性イオ
ン交換体に吸着され、かつこの負荷したイオン交換体を
出発溶液から分離した後、水溶液を用いて再びイオン交
換体から脱着され、かつ更に処理され、かつ該方法にお
いてはアクチノイドイオンの吸着のために同様に圧倒的
な部分３級アミノ基及びわずかな部分４級アミン基を有
する。ｌ リアルケン・マトリックスを使用しているが
、該方法はカーゼネート含有廃棄溶液又は洗浄溶液等に
のみ有意義に適用可能−１％ある。比較的高いウラニル
イオン含量の相応する溶液にとっては装置にかかる費用
は多すぎるであろうし、かつカーゼネートイオン濃度を
ＵＯ２＋＋濃度対ＣＯ３−濃度１：３〜１．４の範囲に
正確に保持することはいずれにしても問題である。更に
西ドイツ国特許公開第３１４４９７４号公報による方法
は溶液中のより大きなウラン濃度にとって煩雑である。
それというのも該ウラニルイオンは本発明による方法と
異なシ、イオン交換体により吸着され、核分裂生成物イ
オンが残った溶液と共にアニオン交換体を通過し、イオ
ン交換体からウランは再び溶離されなければならない。
異なシ、イオン交換体により吸着され、核分裂生成物イ
オンが残った溶液と共にアニオン交換体を通過し、イオ
ン交換体からウランは再び溶離されなければならない。
これに対して本発明による方法においてウラニルイオン
は同じアニオン交換体種に保持されず、存在する核分裂
生成物種のみが保持される。
は同じアニオン交換体種に保持されず、存在する核分裂
生成物種のみが保持される。
本発明による方法の大きな利点は、存在する核分裂生成
物をウランから比較的少量のアニオン交換体で、例えば
比較的小さいイオン交換体カラム中１除去することがで
き、核分裂生成物を負荷するイオン交換体を（カラムと
共に、又はカラムなしで）中間処理なしに直接廃棄物処
理及び廃棄物処分にまわすことが１きるということであ
る。本発明による方法を更に他の小さいアニオン交換体
装填量″１１’１回又は数回繰り返すことによシ回収ウ
ランの高い純度が得られる。
物をウランから比較的少量のアニオン交換体で、例えば
比較的小さいイオン交換体カラム中１除去することがで
き、核分裂生成物を負荷するイオン交換体を（カラムと
共に、又はカラムなしで）中間処理なしに直接廃棄物処
理及び廃棄物処分にまわすことが１きるということであ
る。本発明による方法を更に他の小さいアニオン交換体
装填量″１１’１回又は数回繰り返すことによシ回収ウ
ランの高い純度が得られる。
本発明による方法の迅速碌実施性により、再処理及び核
燃料サイクル中へのウランの回収の際に、抽出法におけ
る抽出剤又は希釈剤の減成生成物の形成という欠点はな
くなる。本発明方法は非常に安全な方法であることにお
いて優れている。例えば、有機アニオン交換体はこの方
法のどの工程においても腐蝕性又は強酸化性媒体と接触
することはない。
燃料サイクル中へのウランの回収の際に、抽出法におけ
る抽出剤又は希釈剤の減成生成物の形成という欠点はな
くなる。本発明方法は非常に安全な方法であることにお
いて優れている。例えば、有機アニオン交換体はこの方
法のどの工程においても腐蝕性又は強酸化性媒体と接触
することはない。
本発明による方法は、揮発性沃素成分に対してできるだ
け高い安全性を提供する塩基性媒体を用いて行なわれる
。最高でＮａ、Ｃｏ３を２．５−モル／ｌまで、及びＮ
ａＨＣＯ３を約１モル／ｌま〒のよシわずかなＣ０３−
ａ変寸含有していてよい、本発明による方法において使
用した溶液は化学的に想像可能な容易に制御可能であり
、放射化学に対して抵抗性がある。腐蝕問題は存在しな
い。
け高い安全性を提供する塩基性媒体を用いて行なわれる
。最高でＮａ、Ｃｏ３を２．５−モル／ｌまで、及びＮ
ａＨＣＯ３を約１モル／ｌま〒のよシわずかなＣ０３−
ａ変寸含有していてよい、本発明による方法において使
用した溶液は化学的に想像可能な容易に制御可能であり
、放射化学に対して抵抗性がある。腐蝕問題は存在しな
い。
更に、本発明方法において化学薬品、装置及び作業時間
に関する経費が非常に低い。
に関する経費が非常に低い。
実施例
次に二つの実施例につき本発明の詳細な説明する。
２つの動力学的塔通適量実験を異なるウラン対炭酸イオ
ン／炭酸水素イオン比において、本発明による方法を調
べた。
ン／炭酸水素イオン比において、本発明による方法を調
べた。
平均した分裂生成物保持量は記載した負荷条件下に塔通
過を行なう場合セリウム、ジルコニウム及びニオブに関
しては９７％より多く、ルテニウムにおいては約８０チ
であった０次に個々の結果を記載する。
過を行なう場合セリウム、ジルコニウム及びニオブに関
しては９７％より多く、ルテニウムにおいては約８０チ
であった０次に個々の結果を記載する。
供給溶液：
容量：１００ｊＬ／
Ｕ−含量：１．１’ｌ１９
ｕ ： ＣＯ、−ｙＨＣＯ； ＝ １： ７ もｔ
、＜ハｌ：６”Ｎａ、Ｃｏ、 ： ３．２４ ｇ中９０
％ もしくは２．７８ 、ＦＮａＨＣＯ，： ０．２
８．Ｆ：１０％ もしくは０．２４．Ｆ塔： 直径： １５■ 高さ：１３Ｃ）ａ＋ 床面積： ２ Ｑ ｙ＋１ 供給速度： ０．５ ｍｌ／ｃｍ” ・秒後洗浄液：
０．２−Ｆ−ルＮａ、Ｃｏ、溶液幻フラクション数：４
Ｘ２０ ｘ） Ｎａ、Ｃｏ３溶液のかわりに他の炭酸アルカリ
金属又は炭酸アンモニウム溶液を使用しても良い。
、＜ハｌ：６”Ｎａ、Ｃｏ、 ： ３．２４ ｇ中９０
％ もしくは２．７８ 、ＦＮａＨＣＯ，： ０．２
８．Ｆ：１０％ もしくは０．２４．Ｆ塔： 直径： １５■ 高さ：１３Ｃ）ａ＋ 床面積： ２ Ｑ ｙ＋１ 供給速度： ０．５ ｍｌ／ｃｍ” ・秒後洗浄液：
０．２−Ｆ−ルＮａ、Ｃｏ、溶液幻フラクション数：４
Ｘ２０ ｘ） Ｎａ、Ｃｏ３溶液のかわりに他の炭酸アルカリ
金属又は炭酸アンモニウム溶液を使用しても良い。
イオン交換体：
第３級及び第４級アミノ基を有するポリアルケン−エポ
キシ−２リアミンからなる適蟲に塩基性のアニオン交換
体〔市販名：ビオ・レックス（Ｂｉｏ −Ｒｅｘ ）
３、ビオ・ラッド・ラゼラトリーズ（Ｂｉｏ −Ｒａｄ
Ｌａｂｏｒａｔｏｒｉｅｓ ）社、ＵＳＡ）。
キシ−２リアミンからなる適蟲に塩基性のアニオン交換
体〔市販名：ビオ・レックス（Ｂｉｏ −Ｒｅｘ ）
３、ビオ・ラッド・ラゼラトリーズ（Ｂｉｏ −Ｒａｄ
Ｌａｂｏｒａｔｏｒｉｅｓ ）社、ＵＳＡ）。
実施例１
通過溶液中の％量
ウラン セリウム ルテニウム ジルコニウム ニオブ
１００ＲＩＤ、Ｌ−８１，７１，６６１３，４３１，３
６１，０６２０！／Ｗ、１ １４８ ０．３２ ４．０
６ ０．２６ ０．１９２ＴｈＷ、２ ２．１ ０
．２７ １．３１ ０．１８ ０．１３２０１１Ａ
ＩＪ、３ ０．８ ０．１４ ０．５５ ０．０９
．０．０６合計： ９９．８ ２．４９ １９．６
＋ １．９６ １．４９実施例２ 通過溶液中のチ量 ウラン セリウム ルテニウム ジルコニウム ニオブ
１００ｊＬ／Ｄ、Ｌ、 ８０．５ １．８４ １３．
５１ １．３８ １．３１２０猫、１ １５．０ ０
．３５ ４．２０ ０．２７ ０．２２２０帽、２
２．６ ０．２５ １．２０ ０．２４ ０．１
６２０１ＬＡ／Ｖ、３ １．０ ０．１５ ０．４
３ ０．０８ ０．０６合計： ９９．７ ２．
６９ １９．６５ ２．０３ １．８０Ｄ、Ｌ−＝
供給溶液ＯＡ過Ｍ （１００ｍｌ ）。
１００ＲＩＤ、Ｌ−８１，７１，６６１３，４３１，３
６１，０６２０！／Ｗ、１ １４８ ０．３２ ４．０
６ ０．２６ ０．１９２ＴｈＷ、２ ２．１ ０
．２７ １．３１ ０．１８ ０．１３２０１１Ａ
ＩＪ、３ ０．８ ０．１４ ０．５５ ０．０９
．０．０６合計： ９９．８ ２．４９ １９．６
＋ １．９６ １．４９実施例２ 通過溶液中のチ量 ウラン セリウム ルテニウム ジルコニウム ニオブ
１００ｊＬ／Ｄ、Ｌ、 ８０．５ １．８４ １３．
５１ １．３８ １．３１２０猫、１ １５．０ ０
．３５ ４．２０ ０．２７ ０．２２２０帽、２
２．６ ０．２５ １．２０ ０．２４ ０．１
６２０１ＬＡ／Ｖ、３ １．０ ０．１５ ０．４
３ ０．０８ ０．０６合計： ９９．７ ２．
６９ １９．６５ ２．０３ １．８０Ｄ、Ｌ−＝
供給溶液ＯＡ過Ｍ （１００ｍｌ ）。
Ｗ、＝洗浄溶液
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおい
て有価物質ウランを回収するために、ａ）核燃料ウラン
及びプルトニウム並びに 核分裂生成物及び腐蝕生成物の部分量（Ａ）を含有する
、プロセスの第１抽出工程からの有機抽出剤溶液を、炭
酸イオンを含有する塩基性水溶液で処理し、この際核燃
料及び少なくともＡの１部を水相中に逆抽出し、 ｂ）２つの相を相互に分離し、 ｃ）水相からプルトニウムを公知法で除去 し、 ｄ）残つた、ウラン・カーボネート錯化合 物及び核分裂生成物のわずかな残量Ｃを含有する水溶液
をウラニルイオン濃度対炭酸イオンもしくはＣＯ＿３＾
−＾−／ＨＣＯ＿３＾−濃度を１（ＵＯ＿２＾＋＾＋）
対４．５（ＣＯ＿３＾−＾−もしくはＣＯ＿３＾−＾−
／ＨＣＯ＿３＾−）に、又はその上にＵの最高濃度が６
０ｇ／ｌをうわまわらないように調節し、 ｅ）該調節した溶液を、核分裂生成物イオ ンもしくは核分裂生成物を含有するイオンを吸着するた
めに、圧倒的な部分第３級アミノ基及び僅かな部分第４
級アミノ基を有するポリアルケン・マトリックスからな
る塩基性アニオン交換体を介して導通し、吸着されない
ウラニル・カーボネート錯化合物を、イオン交換体から
ウラン含有残留溶液を分離することにより、十分に核分
裂生成物を有さず回収もしくは汚染除去することを特徴
とする使用ずみ核燃料のための再処理プロセスにおいて
有価物質ウランを回収するための方法。 ２、工程ｃ）からの水溶液をウラニルイオン濃度対炭酸
イオン／炭酸水素イオン濃度の比１：５〜１：８に調節
する特許請求の範囲第１項記載の方法。 ３、工程ｃ）からの水溶液をＵ濃度６０ｇ／ｌで、ＵＯ
＿２＾＋＾＋濃度対ＣＯ＿３＾−＾−／ＨＣＯ＿３＾−
濃度の比を１：５に調節する特許請求の範囲第１項記載
の方法。 ４、塩基性アニオン交換体として化学構造Ｒ−Ｎ＾＋（
ＣＨ＿３）＿２Ｃｌ＾−及びＲ−Ｎ＾＋（ＣＨ＿３）＿
２（Ｃ＿２Ｈ＿４Ｏ＿Ｈ）Ｃｌ＾−（ここで、Ｒはアミ
ノ基を有さない分子を表わす）の第３級及び第４級アミ
ノ基を有するポリアルケン・エポキシポリアミンからな
るものを使用する特許請求の範囲第１項記載の方法。 ５、工程ｅ）における水溶液が炭酸水素イオン濃度０〜
１０モル／ｌを示す特許請求の範囲第１項記載の方法。 ６、工程ｅ）における水溶液中のＣＯ＿３＾−＾−濃度
が最高２．５モル／ｌである特許請求の範囲第１項記載
の方法。 ７、工程ｅ）における調節した水溶液のｐＨ値がｐＨ７
〜１１の範囲にある特許請求の範囲第１項記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3428878.3 | 1984-08-04 | ||
| DE19843428878 DE3428878A1 (de) | 1984-08-04 | 1984-08-04 | Verfahren zur rueckgewinnung von uran-werten in einem extraktiven wiederaufarbeitungsprozess fuer bestrahlte kernbrennstoffe |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6141994A true JPS6141994A (ja) | 1986-02-28 |
| JPH0631803B2 JPH0631803B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=6242418
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP17130885A Expired - Lifetime JPH0631803B2 (ja) | 1984-08-04 | 1985-08-05 | 使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおいて有価物質ウランを回収するための方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4740359A (ja) |
| EP (1) | EP0170795B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0631803B2 (ja) |
| DE (1) | DE3428878A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9116084B2 (en) | 2004-10-14 | 2015-08-25 | Areva Gmbh | Method and sampling system for taking sample from the atmosphere in the reactor containment of a nuclear plant |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3708751C2 (de) * | 1987-03-18 | 1994-12-15 | Kernforschungsz Karlsruhe | Verfahren zur nassen Auflösung von Uran-Plutonium-Mischoxid-Kernbrennstoffen |
| US7097747B1 (en) | 2003-08-05 | 2006-08-29 | Herceg Joseph E | Continuous process electrorefiner |
| US20090022638A1 (en) * | 2007-07-19 | 2009-01-22 | Duilio Rossoni | Ion exchanger for winning metals of value |
| CA2684774A1 (en) | 2007-12-05 | 2009-06-18 | Alltech Associates, Inc. | Methods and apparatus for analyzing samples and collecting sample fractions |
| US8066861B1 (en) | 2008-02-14 | 2011-11-29 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Method for preparing metal powder, device for preparing metal powder, method for processing spent nuclear fuel |
| US8314934B2 (en) | 2009-09-01 | 2012-11-20 | Alltech Associates, Inc. | Methods and apparatus for analyzing samples and collecting sample fractions |
| CN112403032A (zh) * | 2020-11-18 | 2021-02-26 | 中国核动力研究设计院 | 一种均匀性水溶液核反应堆燃料溶液中99Mo、131I共提取的方法 |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2768871A (en) * | 1945-07-30 | 1956-10-30 | Harrison S Brown | Process using carbonate precipitation |
| US2767044A (en) * | 1947-12-02 | 1956-10-16 | Orville F Hill | Plutonium recovery process |
| US2811412A (en) * | 1952-03-31 | 1957-10-29 | Robert H Poirier | Method of recovering uranium compounds |
| US3155455A (en) * | 1960-12-12 | 1964-11-03 | Phillips Petroleum Co | Removal of vanadium from aqueous solutions |
| US3864667A (en) * | 1970-09-11 | 1975-02-04 | Continental Oil Co | Apparatus for surface wave parameter determination |
| US3835044A (en) * | 1972-10-16 | 1974-09-10 | Atomic Energy Commission | Process for separating neptunium from thorium |
| US3922231A (en) * | 1972-11-24 | 1975-11-25 | Ppg Industries Inc | Process for the recovery of fission products from waste solutions utilizing controlled cathodic potential electrolysis |
| US4280985A (en) * | 1979-03-16 | 1981-07-28 | Mobil Oil Corporation | Process for the elution of ion exchange resins in uranium recovery |
| US4423008A (en) * | 1979-10-01 | 1983-12-27 | Mobil Oil Corporation | Direct acid elution of anionic exchange resins for recovery of uranium |
| DE3144974C2 (de) * | 1981-11-12 | 1986-01-09 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen |
| DE3428877A1 (de) * | 1984-08-04 | 1986-02-13 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur trennung von grossen mengen uran von geringen mengen von radioaktiven spaltprodukten, die in waessrigen basischen, karbonathaltigen loesungen vorliegen |
-
1984
- 1984-08-04 DE DE19843428878 patent/DE3428878A1/de active Granted
-
1985
- 1985-05-13 EP EP19850105862 patent/EP0170795B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1985-08-05 US US06/762,363 patent/US4740359A/en not_active Expired - Lifetime
- 1985-08-05 JP JP17130885A patent/JPH0631803B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9116084B2 (en) | 2004-10-14 | 2015-08-25 | Areva Gmbh | Method and sampling system for taking sample from the atmosphere in the reactor containment of a nuclear plant |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0170795A2 (de) | 1986-02-12 |
| JPH0631803B2 (ja) | 1994-04-27 |
| EP0170795B1 (de) | 1992-09-09 |
| US4740359A (en) | 1988-04-26 |
| DE3428878C2 (ja) | 1993-01-21 |
| EP0170795A3 (en) | 1989-01-04 |
| DE3428878A1 (de) | 1986-02-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5322644A (en) | Process for decontamination of radioactive materials | |
| JP3241475B2 (ja) | 使用済み核燃料再処理から生じた水溶液から或る元素を分離する方法 | |
| US5508010A (en) | Method of separating fission molybdenum | |
| DE1215669B (de) | Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff | |
| US5852786A (en) | Process for decontaminating radioactive materials | |
| DE3144974C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen | |
| JPS6141994A (ja) | 使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおいて有価物質ウランを回収するための方法 | |
| Horwitz et al. | Behavior of Americium in the Strip Stages of the TRUEX Process | |
| US4696768A (en) | Process for the separation of large amounts of uranium from small amounts of radioactive fission products, which are present in basic, aqueous carbonate containing solutions | |
| JP3889322B2 (ja) | アメリシウムおよびキュリウムと重希土類元素との分離方法 | |
| JP3303066B2 (ja) | スカンジウムの精製方法 | |
| US4741857A (en) | Method of purifying neutral organophosphorus extractants | |
| JPH0453277B2 (ja) | ||
| US4394269A (en) | Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing | |
| JPS63198897A (ja) | ジルコニウムとウラン又はプルトニウムのごとき１種類以上の別の金属と共に有機溶媒中に存在するテクネチウムを分離すべく、特に照射済核燃料の再処理に使用し得る方法 | |
| JPH04118593A (ja) | プルトニウムの回収方法 | |
| Faubel et al. | Decontamination of carbonate containing process streams in nuclear fuel reprocessing by ion exchange chromatography | |
| Schulz | MACRORETICULAR ANION EXCHANGE RESIN CLEANUP OF TBP SOLVENTS. | |
| Noronha et al. | Removal of americium from effluent generated during the purification of plutonium by anion exchange | |
| JP2997568B2 (ja) | 放射性液体廃棄物の処理方法 | |
| Jenkins et al. | The extraction of molybdenum from radioactive wastes | |
| Burwell et al. | Recovery of molybdenum and uranium from activated charcoal containing molybdenum and residual uranium | |
| McHenry | FISSION PRODUCTS. Progress Report, October-November 1962 | |
| Faubel | Separation of Am, Eu and Ce from Liquid Wastes with CMPO by Extraction Chromatography | |
| Tallent et al. | Method for cleaning solution used in nuclear-fuel reprocessing.[DOE patent application] |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |