JPS6360108A - ガドリニウムの分離回収方法 - Google Patents

ガドリニウムの分離回収方法

Info

Publication number
JPS6360108A
JPS6360108A JP61204572A JP20457286A JPS6360108A JP S6360108 A JPS6360108 A JP S6360108A JP 61204572 A JP61204572 A JP 61204572A JP 20457286 A JP20457286 A JP 20457286A JP S6360108 A JPS6360108 A JP S6360108A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
gadolinium
precipitate
oxalate
uranium
gd2o3
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
Application number
JP61204572A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0534286B2 (ja
Inventor
Masaharu Kashiwa
柏 政春
Hiroshi Sugai
弘 菅井
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Sumitomo Metal Mining Co Ltd
Original Assignee
Sumitomo Metal Mining Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Sumitomo Metal Mining Co Ltd filed Critical Sumitomo Metal Mining Co Ltd
Priority to JP61204572A priority Critical patent/JPS6360108A/ja
Priority to US06/914,445 priority patent/US4891163A/en
Publication of JPS6360108A publication Critical patent/JPS6360108A/ja
Publication of JPH0534286B2 publication Critical patent/JPH0534286B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0204Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0217Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
    • C22B60/0252Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries
    • C22B60/026Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries liquid-liquid extraction with or without dissolution in organic solvents
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C07ORGANIC CHEMISTRY
    • C07CACYCLIC OR CARBOCYCLIC COMPOUNDS
    • C07C55/00Saturated compounds having more than one carboxyl group bound to acyclic carbon atoms
    • C07C55/02Dicarboxylic acids
    • C07C55/06Oxalic acid
    • C07C55/07Salts thereof
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B3/00Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
    • C22B3/20Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
    • C22B3/26Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds
    • C22B3/32Carboxylic acids
    • C22B3/322Oxalic acids
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B59/00Obtaining rare earth metals
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02PCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P10/00Technologies related to metal processing
    • Y02P10/20Recycling
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Geology (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Geochemistry & Mineralogy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Compounds Of Alkaline-Earth Elements, Aluminum Or Rare-Earth Metals (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、ウラン、トリウム等の放射性元素が微量共存
するがトリニウム含有溶液から比較的純度のよい酸化ガ
F”−IJニウムを得る方法に関するものである。
〔従来の技術〕
軽水炉において、燃料の燃焼度を上げて経済性を向上さ
せるために、酸化ウラン(UO2)燃料としてウラン濃
縮度の高いものを用いるようになってきつつある。この
燃料には燃焼初期の余剰反応を抑え、出力を安定させる
ため、中性子の吸収力の大きい酸化ガドリニウム(Gd
203)を数多含有せしめている。このような核燃料は
、例えばUO3粉末とGd2O3粉末を混合して均質化
した後円柱状に圧縮成形し、焼結して製造されるが、こ
のような成形工程においてスクラップが多少発生するの
が通常である。このようなGd2O3含有核燃料スクラ
ップは従来、ウランとガドリニウムの有効な分離手段が
見付からないため、利用されないまま保管を余儀なくさ
れていだが、本出願人は先に、該スクラップを鉱酸に溶
解し、該溶液からウランを溶媒抽出して有機相に移行せ
しめ、該有機相を水又は鉱酸で且つ水相/有機相の容積
比1/10以下で洗浄した後、該有機相からウランを水
又は希鉱酸で逆抽出すれば、ウランと共に抽出されたガ
ドリニウムの大部分は洗浄液中に移行し、ウランからガ
ドリニウムを効果的に分離できることを見出した(特願
昭60−76212号)。
しかしながら上記方法により回収されるウランはガドリ
ニウムの随伴が極めて僅かであるのに対し、ガドリニウ
ムを多く含む洗浄液中にはウランし微量溶解されており
、この液から直接がトリニウムをンユウ酸塩で沈澱せし
めてもウランも同様にンユウ酸塩を形成して沈澱するた
めこの沈澱物を焼成して得られる酸化ガドリニウム中に
ウランが混入することになり、純度の良い酸化がF−=
 +)ニウムを得ることは困難であった。
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明の目的は、」二記のようなウラン等の放射性元素
が微量共存するがp +)ニウム含有溶液から純度の良
い酸化ガドリニウムを得る方法を提供することにある。
〔問題点を解決するための手段〕
上記目的を達成するため本発明の方法は、ウラン、トリ
ウム等の放射性元素が微量共存するガドリニウム含有酸
性溶液にアンモニアを添加して−5〜7とし、沈澱物を
除去後、゛該溶液の−(を2以下に調整してシュウ酸源
を添加し、沈澱するシュウ酸ガPリニウムを回収する点
に特徴がある。
〔作用〕
ウラン、トリウム等の放射性元素が微量共存するノ!P
リニウム含有酸性溶液とは、」二記のようなGd2O3
含有核燃料スクラップの処理工程における洗浄液や、該
洗浄液を一旦中和処理して得られた沈澱物を鉱酸で溶解
した液などである。このような溶液にアンモニアを添加
するとウランは主として重ウラン酸アンモニウムとなっ
て沈澱し、トリウム、鉄などの不純物は水酸化物となっ
て沈澱する。この場合pHを5〜7とする理由は、Pl
(5未満ではウラン、トリウム等を充分除去できず、又
、−が7を超えると水酸化ガ)l) IJニウムが沈澱
してくるからである。上記アンモニアの代りにNaOH
1KOH等のアルカリを用いても良い。その場合の沈澱
物はNazO(又はに20)・x UO3で表わされる
ウラン酸塩である。ガl、OIJニウム含有溶液中に鉄
やアルミニウムが混入していSとガドリニウムがこれら
の金属の水酸化物と共沈し易くなるので、そのような場
合はpHを上記範囲内で低目にすると良いO 生成沈澱物を除去後、該溶液の−4を2以下に調整して
シュウ酸源を添加するとガドリニウムはシュウ酸塩とな
って沈澱する。pHを2以下とするのは他の金属水酸化
物の共沈を極力避けるためであり、PHI付近が最も望
ましい。シュウ酸源として、/ユウ酸のほか、/ユウ酸
アンモニウム、シュウ酸カリウム等が挙げられる。この
ンユウ酸源の添加量は/ユウ酸がトリニウムの生成に必
要な理論量の1〜2倍程度が良い。
回収されたンユウ酸がトリニウムを8oo℃程度に加熱
すれば分解して酸化ガドリニウムになる。
このようにして得られるGd2O3は放射性元素やその
他の不純物の混入が少なく、中性子吸収材として高濃縮
度ウラン燃料に用いるのに充分な純度となる。
ところでウラン再転換工程におけるウラン原料がUF6
であるため、ガドリニウム含有溶液中にフッ素が混入す
ることがある。このような溶液からフッ素を除去するに
は陰イオン交換樹脂又はキレート性イオン交換樹脂で処
理すると良い。特にキレート性イオン交換樹脂によると
フッ素と共にウラン、トリウム等の放射性元素も除去で
き、純度の良いGd2O3を得るのに極めて好都合であ
る。
〔実施例〕
実施例l Gd6.611重量%Uo、5重量%を含有する中和沈
澱物2000gを硝酸で溶解し、不溶解残置を戸別して
原料溶液とした。該溶液を5等分し、アンモニア水を加
えてpHをそれぞれ4,5,6,7゜8に調整し、沈澱
物を戸別した。次いでこれらのp液に硝酸を添加してp
i(を1とし、50℃に加温し、攪拌しながら試薬1級
のシュウ酸を各々55.6g添加した。シュウ酸添加後
3時間50°Cに保持し、後加温を止めて一夜間攪拌の
み行って7ユウ酸ガドリニウムの熟成を行った。回収し
たシュウ酸ガドリニウムを純水0.41で洗浄した後1
.00℃で乾燥し、次いで800℃で3時間加熱し、G
d2O3を得た。各−条件におけるGd 203回収率
と回収(ト)203の組成を第1表に示す。
第1表 第1表からpH4では回収Gd2o3中のU濃度が高過
ぎること、又pH8ではGd回収率が低過ぎ、何れも不
適当であることが分る。
実施例2 Gd5.78重量%、0012重量%、Fo、05重量
%を含有する中和沈澱物2000 gを硝酸で溶解し、
不溶解残渣を戸別して原料溶液とした。該溶液にアンモ
ニア水を添加してpH6,4とし、沈澱物を戸別した。
次いでろ液に硝酸を添加してpH3,0に調整した後、
キレート性イオン交換樹脂20M1を充填したカラムに
通液してイオン交換処理し、更に硝酸を添加してPH1
に調整した後50℃に加温し、攪拌しながら試薬1級の
シュウ酸を2781添加した。ンユウ酸添加後3時間5
0℃に保持し、後加温を止めて一夜間攪拌のみ行ってシ
ュウ酸ガドリニウムの熟成を行なった。回収したシュウ
酸ガPリニウムを純水21で洗浄した後100℃で乾燥
し、次いで800℃で3時間加熱し、Gd203135
Iを得た。このGd2O3は純度99.9%、U 10
 ppm以下、F’ 40 ppm以下であった。
〔発明の効果〕
本発明法により放射□性元素が共存するガドリニウム含
有溶液から純度の良い酸化ガドリニウムを得ることが可
能となり、これにより…203含有核燃料スクラップか
らウランとガドリニウムを分離回収する技術がほぼ確立
できた。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)ウラン、トリウム等の放射性元素が微量共存する
    ガドリニウム含有酸性溶液にアルカリを添加してpH5
    〜7とし、沈澱物を除去後、該溶液のpHを2以下に調
    整してシユウ酸源を添加し、沈澱するシュウ酸ガドリニ
    ウムを回収することを特徴とする、ガドリニウムの分離
    回収方法。
JP61204572A 1986-08-29 1986-08-29 ガドリニウムの分離回収方法 Granted JPS6360108A (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61204572A JPS6360108A (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ガドリニウムの分離回収方法
US06/914,445 US4891163A (en) 1986-08-29 1986-10-01 Method of processing nuclear fuel scraps

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61204572A JPS6360108A (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ガドリニウムの分離回収方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6360108A true JPS6360108A (ja) 1988-03-16
JPH0534286B2 JPH0534286B2 (ja) 1993-05-21

Family

ID=16492691

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61204572A Granted JPS6360108A (ja) 1986-08-29 1986-08-29 ガドリニウムの分離回収方法

Country Status (2)

Country Link
US (1) US4891163A (ja)
JP (1) JPS6360108A (ja)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02102118A (ja) * 1988-10-11 1990-04-13 Nuclear Fuel Ind Ltd ウランとランタニド元素との分離精製方法
JPH04164810A (ja) * 1990-10-26 1992-06-10 Shin Etsu Chem Co Ltd 希土類酸化物の製造方法
JP2007231382A (ja) * 2006-03-01 2007-09-13 Mitsui Mining & Smelting Co Ltd 希土類元素の回収方法
CN106745174A (zh) * 2017-02-21 2017-05-31 广州建丰五矿稀土有限公司 一种稀土氧化物比表面积控制的制备工艺
RU2768010C1 (ru) * 2021-06-09 2022-03-23 Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ очистки концентратов урана от гадолиния

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2661674B1 (fr) * 1990-05-04 1994-04-08 Rhone Poulenc Chimie Procede de fabrication d'oxalates doubles de terres rares, et d'ammonium et leurs utilisations pour la fabrication d'oxydes de terres rares, oxalates doubles et oxydes obtenus.
US6544442B1 (en) * 1999-09-22 2003-04-08 Ut-Battelle, Llc Method of loading organic materials with group III plus lanthanide and actinide elements
CN117259318B (zh) * 2023-11-17 2024-02-23 中国核电工程有限公司 污溶剂处理方法、清洗循环方法、处理装置及系统

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1330535A (en) * 1970-07-07 1973-09-19 Atomic Energy Authority Uk Processing of irradiated nuclear reactor fuel
US4162230A (en) * 1977-12-28 1979-07-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste
FR2515630B1 (fr) * 1981-10-30 1985-10-04 Rhone Poulenc Spec Chim Procede d'extraction et de separation de l'uranium, du thorium et des terres rares par traitement de solutions aqueuses de chlorures de ces elements
FR2535217B1 (fr) * 1982-10-29 1989-08-18 Ceca Sa Procede de recuperation de metaux lourds a partir de solutions acides
US4574072A (en) * 1983-07-26 1986-03-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for extracting lanthanides and actinides from acid solutions by modification of purex solvent
US4595529A (en) * 1984-03-13 1986-06-17 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Solvent wash solution

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02102118A (ja) * 1988-10-11 1990-04-13 Nuclear Fuel Ind Ltd ウランとランタニド元素との分離精製方法
JPH04164810A (ja) * 1990-10-26 1992-06-10 Shin Etsu Chem Co Ltd 希土類酸化物の製造方法
JP2007231382A (ja) * 2006-03-01 2007-09-13 Mitsui Mining & Smelting Co Ltd 希土類元素の回収方法
CN106745174A (zh) * 2017-02-21 2017-05-31 广州建丰五矿稀土有限公司 一种稀土氧化物比表面积控制的制备工艺
RU2768010C1 (ru) * 2021-06-09 2022-03-23 Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ очистки концентратов урана от гадолиния

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0534286B2 (ja) 1993-05-21
US4891163A (en) 1990-01-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3222124A (en) Irradiated fuel reprocessing
JPH037608B2 (ja)
JPS6360108A (ja) ガドリニウムの分離回収方法
CN106629807B (zh) 从草酸钍中提纯制备核纯四氟化钍的方法
US3359078A (en) Irradaiated nuclear fuel recovery
US3981960A (en) Reprocessing method of caramic nuclear fuels in low-melting nitrate molten salts
US3154379A (en) Plutonium separation from uranium and lanthanides by precipitation from molten chloride solutions
US2924506A (en) Solvent extraction process for plutonium
US3276850A (en) Method of selectively reducing plutonium values
GB978615A (en) Improvements in or relating to the production of fuel materials for nuclear reactors
US3030176A (en) Uranium separation process
US2899452A (en) Thorium oxalate-uranyl acetate cou-
US2823978A (en) Precipitation method of separating plutonium from contaminating elements
GB1108042A (en) Process for reprocessing nuclear fuels
US3000695A (en) Compounds and compositions containing plutonium
US3879520A (en) Method for dissolving ceramic beryllia
US2891841A (en) Recovery of plutonium values from dilute solution by partial precipitation of carrier compounds
US3218123A (en) Recovery of strontium values from sulfate-containing waste solutions
Lloyd An Anion Exchange Process for Americium–Curium Recovery from Plutonium Process Waste
RU2598943C1 (ru) Способ получения твёрдого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана
US4187280A (en) Process for recovering useable products from by-product ammonium nitrate formed in the manufacture of nuclear reactor fuels or breeder materials
Delegard et al. Precipitation and crystallization processes in reprocessing, plutonium separation, purification, and finishing, chemical recovery, and waste treatment
EP0180424B1 (en) recovery of uranium from solutions
US2833800A (en) Process for purifying plutonium
JPH0319169B2 (ja)

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees