KR19990082526A - 핵연료의 재처리 방법 - Google Patents

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Abstract

소비후 연료의 재처리 방법은 적어도 수용액의 형성단계와 적어도 하나의 용매 추출 단계를 포함한다. 포르모히드록사믹 애시드는 Np(Ⅵ)를 Np(Ⅴ)로 환원시키기 위해 및/또는 Np(Ⅳ)와 착물을 형성하기 위해 사용된다. 결국, 실질적으로 모든 존재하는 넵투늄은 용매 추출 동안 수성 상에 유지된다.

Description

핵연료의 재처리 방법
이하, 어드밴스드 리프로세싱 플랜트(Advanced Reprocessing Plant, ARP)에서 퓨렉스 프로세스(Purex Process)중 본 발명의 사용에 관하여 언급하고자 한다. 그러나, 본 발명은 사용후 연료의 재처리를 위한 다른 공정에도 응용될 수 있다.
퓨렉스 재처리 방법에서, 넵투늄의 원자가 조절이 심각한 문제일 수 있다. 넵투늄은 퓨렉스 공정에서 3개의 다른 원자가 상태, 즉 Np(Ⅳ), (Ⅴ) 및 (Ⅵ)의 혼합물로서 존재한다. Np(Ⅳ) 및 (Ⅵ)은 모두 용매상(예를들면, 오돌리스 케로신(odourless kerosene, OK)과 같은 불활성 탄화수소중 희석된 트리부틸 포스페이트(TBP))으로 추출할 수 있는 반면, Np(Ⅴ)는 이 용매 상으로 추출할 수 없다. Np를 라피네이트(raffinate) 스트림으로 향하게 하기 위해서, Np는 (Ⅴ)산화 상태에서 안정화되어야만 한다. 이것은 착물 물질인데, 이것은 3개의 산화 상태 중에서 중간 산화 상태일 뿐만 아니라 Np(Ⅴ)는 Np(Ⅳ) 및 (Ⅵ)로 불균형화 같은 경쟁적인 반응을 수행하기 때문이고, 질산에 의해 Np(Ⅵ)로 산화된다. 따라서 넵투늄 조절이 어려우며, 효과적인 넵투늄 조절이 향상된 재처리 프로그램의 주목적이다.
연료의 분해 후에, Np는 3개 산화 상태 모두의 혼합물로서 존재하기 쉽다. Np(V)는 조기 단계에서 수성 상과 분리될 것이다. Np(IV) 및 (VI)는 용매(우라늄 및 플루토늄을 함유함)를 따라 소위 U/Pu 스플릿(split)으로 갈 것이다. U/Pu 스플릿에서, Np는 U(IV)에 의해 Np(IV)로 환원되고, 이것은 우라늄 스트림을 따라 용매 생성물 쪽으로 간다. 이어서 Np는 우라늄 정화 클라이드(clyde) 동안 우라늄으로부터 분리된다. Np(IV)는 고온에서 조절기(conditioner) 중 수성상에서 가열에 의해 Np(V) 및 Np(VI)로 전환된다. 조절된 액체는 추출 및 스크럽(scrub) 혼합 침강기로 공급되고 여기서 Np(IV)는 수성 라피네이트로 버려진다. 수성 공급물에 존재하는 어떠한 Np(VI)도 히드록시 아민에 의해 Np(V)로 환원되고, 이것은 접촉기의 스크럽 부분으로 공급된다. 전형적인 처리과정에서, 둘 또는 세 개의 혼합 침강기가 Np로부터 우라늄 생성물을 정화시키기 위해 요구된다.
본 발명은 핵연료의 재처리 방법에 관한 것으로, 특히 사용후 연료의 재처리 방법에 있어서 넵투늄의 조절에 관한 것이다.
놀랍게도 포르모히드록사믹 애시드(FHA)가 사용후 연료의 재처리 과정에서 넵투늄을 조절하는데 사용될 수 있다는 것이 밝혀졌다. 본 발명에 따라서, 최소한 수용액의 형성 및 최소한 하나의 용매 추출 단계를 포함하면서, 포르모히드록사믹 애시드가 모든 Np(VI)를 Np(V)로 환원시키기 위해 및/또는 Np(IV)와 착물을 형성하기 위해 사용되고, 이에 의해 실질적으로 모든 존재하는 넵투늄이 용매 추출 동안 수성 상에 유지되는 것을 특징으로 하는 사용후 연료의 재처리 방법이 제공된다.
본 발명의 문맥에서 FHA의 특히 유용한 특성은 산 가수분해에 의해 포름산 및 히드록시 아민으로 또는 질산에 의해 성분 가스들로 쉽게 파괴된다는 것이다. 따라서 Np는 FHA 용액으로부터 회수될 수 있고, FHA의 파괴는 방사성 액체 폐기물의 부피를 감소시킬 것이다.
FHA의 가수분해의 반응과정이 측정되었다. HNO3에서 반응의 속도는 다음과 같다.
윗식에서, k＝2.54×10-4dm3mol-1s-1이고,
활성화 에너지 EACT는 77.3±1.6kJ/mol이다.
FHA의 가수분해는 혼합 침강기 또는 맥동탑(pulsed column)과 같은 긴 잔류시간을 갖는 용매 추출 접촉기에서 퍼텐셜 문제이다. 그러나 FHA를 사용하기 위해 고안된 어드밴스드 리프로세싱 플랜트는 그 자체로 맥동탑, 혼합 침강기 및 다른 용매 추출 접촉기 보다 현저한 이점을 제공하는 원심 접촉기를 사용하였을 것이다. 이들 원심 접촉기는 매우 짧은 잔류 시간을 갖는다. FHA 가수분해의 반응과정은 가수분해가 원심 접촉기를 사용하는 장치에서의 문제가 아닐 것이라는 것을 증명하고 이런 FHA의 용이한 분해는 다양한 현저한 이점을 제공한다.
FHA의 농도를 최대화하여 가장 효과적인 작업 계통도(flowsheet) 작동을 하도록하기 위해서, 결정상태의 FHA는 FHA가 물속에서 효과적으로 안정화됨에 따라 초기에 오로지 물속에서만 용해되어야 한다. FHA를 함유한 스트립(strip) 용액이 FHA 뿐만 아니라 질산을 함유할 필요가 있다면, 중성 FHA 용액 및 산성 용액은 접촉기에 주입되기에 앞서 즉시 혼합되어야하고, 이에 의해 FHA의 산 가수분해를 최소화한다.
본 발명의 한 구현예에서, Np는 U/Pu 스플릿에서 Pu 생성물과 함께 가게 된다. 상기 구현예에서, Np(V)는 수성 상에 남아있다. 존재하는 모든 Np(VI)는 FHA에 의해 Np(V)로 환원되고, 또한 Pu 생성물로 가게 된다. FHA를 사용하여, 존재하는 Np(IV)가 수성상에 남아서 Pu 생성물 스트림으로 가도록 하기 위해 Np(IV)-FHA 착물의 형성에 의해서 추출할 수 없게 될 수 있다. Pu(IV)로서 Pu도 또한 FHA에 의해 착물화되고 따라서 FHA는 우라늄으로부터 Pu 및 Np를 완전히 분리하는 단일 시약으로서 사용될 수 있다.
본 발명에 따른 두 번째 구현예에서, Np는 Np(IV)를 위한 착물제 및 Np(VI)를 위한 환원제로서 FHA를 사용한 "넵트늄 연마(Neptunium Polish)" 접촉기에서 우라늄 생성물 용액 스트림으로부터 제거된다. 이것은 요구되는 경우 독립적으로 제거될 수 있는 상대적으로 순수한 Np-237 스트림을 제공한다. 이 접촉기에서 모든 잔류 Pu(IV)는 FHA와 착물화함에 의해 제거될 것이다. 첨부 도면의 도 1은 본 발명의 이러한 구현예를 위한 작업 계통도이다. 첨부 도면의 도 2는 Np 연마 접촉기를 매우 상세히 설명한다. 상기 도면에서 n은 원심 접촉기 단계의 개수이다. 용매 흐름 및 시약 농도는 특정화되지 않는다. 일반적으로, 접촉기는 FHA 가수분해를 최소화하기 위해 실온에서 작동되지만 이것이 반드시 요구되는 것은 아니다.
상기 언급한 구현예 중 어느 것에서도, Np 및 FHA를 함유한 수성 스트림은 강한 질산에서 끓임에 의해 또는 아질산을 첨가함에 의해 FHA 및 Np-FHA 착물을 분해하여 매우 쉽게 부피가 감소될 수 있다.
따라서, 총 넵투늄 조절은 오로지 단일 시약을 사용한 본 발명의 방법에 의해 수행될 수 있다. 본 발명에 따른 공정의 특별한 이점은 다음과 같다.
1) 단일 용매 추출 순환은 분리된 U, Np 및 Pu 생성물을 생산하기에 충분하다. 이것은 일반적으로 3개의 용매 추출 싸이클을 사용하는 현재 재처리 장치보다 가장 이로운 점이다.
2) 우라늄 정화 용매 추출 순환(또는 조절)은 요구되지 않고, 단지 단일 스트립 (넵투늄 연마) 접촉기가 요구된다.
3) 넵투늄 연마 접촉기의 사용은 단일 순환 과정을 유지하면서 고순도의 독립된 생성물을 생산한다.
4) 넵투늄은 단일 스트림으로 보내wu 폐기물을 더 쉽게 제거할 수 있다.
5) FHA는 원심 접촉기에서의 잔류 시간이 짧기 때문에 FHA의 가수분해가 발생함에도 불구하고 원심 접촉기와 더불어 사용될 수 있다.
6) FHA로부터 넵투늄(또는 플루토늄)의 분리가 필요 없는데, 이것은 FHA가 가스로 쉽게 분해되기 때문이다.
7) 단일 시약은 FHA의 착물제 특성 및 그의 환원 특성 모두를 사용하여 Np(IV) 및 Np(VI) 모두를 효과적으로 다루는데 사용된다.
8) FHA는 HNO2와 빨리 반응하여 공정에서 HNO2를 청소하는데 사용될 수 있다. 이것은 HNO2가 악티니드의 HNO3산화 반응에 촉매작용을 하기 때문에 중요하고 특히 히드라진과 같은 안티니트라이트는 현재 공정에서 종종 요구된다. 첨부 도면의 도 3은 상기 반응이 매우 낮은 산성도에서 조차도 빠르다는 것을 보여준다. 본 공정에서 사용되는 전형적인 산성도(즉, 1M HNO3)에서 상기 반응의 시간규모는 원심 접촉기의 잔류시간과 양립할 수 있다.
실험은 분광기술 및 방사기술을 사용하여 FHA에 의해 Np(VI)의 환원 및 Np(IV)의 착물화를 검사하기 위해 수행된다. 첨부 도면중 도 4는 1.7M의 질산 중에 FHA를 첨가하기 전후에 920 및 1280nm 사이의 흡수 스펙트럼을 나타낸다. 약 0.004M의 Np(VI)(1223nm에서 흡수 피크를 나타냄에 의해 확인됨)가 Np(V)(980nm 피크)로 완전히 환원됨이 명백하다. 완전한 환원은 신속하고 실온에서 원심 접촉기 단계 및 1 내지 2M의 질산중 혼합 회수와 유사한 순서일 것으로 추측되고, 다시 말하면 약 10초 미만의 시간이다. 첨부 도면중 도 5는 과량의 FHA 첨가 후에 시간에 따라 Np(VI)의 농도가 감소됨을 보여준다. 1.78M HNO3에서 두 개의 동일한 반응의 결과가 주어진다. Np(VI)의 완전한 환원은 약 4초안에 얻어진다. 0.5 내지 3M의 HNO3사이의 다양한 산성도에서 유사한 결과가 얻어진다. 따라서 FHA는 강화된 원심 접촉기에 사용하기 적당한 Np(VI)를 위한 매우 빠르고 신규한 염이 없는 선택적인 환원제이고, 이에 의해 통상적인 공정보다 두드러지게 이점을 제공한다.
실험은 가수분해에 의한 FHA 파괴 속도가 Np(V) 환원 속도보다 빠르기 때문에 Np(V)의 Np(IV)로 환원이 효과적으로 발생하지 않는다는 것을 추가로 확인시켜준다. 첨부 도면의 도 6은 1.7M HNO3및 0.333M FHA를 함유한 용액중 실온에서 Np(V)와 FHA사이의 반응을 도식적으로 설명한다. 그래프는 980nm([Np(V)]에 정비례)에서 시간에 대하여 보정된 흡광도를 표시하고 있다. 실온에서 10시간 동안은 Np(V) 농도에 아무런 변화가 없다.
FHA의 가수분해 생성물은 Np(V)의 매우 느린 환원제인 히드록시 아민이고, 이 반응의 속도 상수 t(K)는 92℃에서 K=4.54 × 10-2M-2.65분-1이다 (VS Koltnov 및 M F Tikhonov, Radiokhimiya 19(5), 620-625, 1977). 따라서, Np(V)는 원심 접촉기에서 그 짧은 잔류시간 때문에 효과적으로 안정하다.
실험은 U 존재하에 유사한 반응이 발생하지만 U(VI)를 환원시키지 않는다는 것을 추가로 보여준다. 100배 과량의 U 존재하에 1.9M 질산에서 스코핑(scoping) 실험은 Np(VI)가 전처럼 Np(V)로 환원됨을 보여준다. 30% TBP/OK(15분 동안 1:1 비율)로 용매 추출에 이어서, 각 상에서 Np 및 U의 총 농도의 분석은 U(VI) 및 Np(V)에 기대된 바와 마찬가지로 분포 값이 U은 3.26 및 Np은 0.035이라는 것을 보여주었고, 따라서 분광 결과를 확인시켜주었다.
또한 Np(VI) 및 U(VI)의 용매 상 용액이 1.9M 질산에서 과량의 환원제와 접촉하는 경우, Np는 추출할 수 없는 Np(V)로 환원되어 수성 상에서 빠져나간다는 것을 보여준다. U은 용매 상에 남아있었다. 양쪽 상에서 Np 및 U 농도는 방사적으로 측정되고 분포 값은 Np가 0.042 및 U이 4.26으로 계산된다. 분포 값은 수성상만 존재하는 경우의 값과 유사하고 Np(V) 및 U(VI)의 문헌 자료와 일치하고, 따라서 수성 상 환원제는 용매 상으로부터 Np(V)로서 수성 라피네이트로 Np(VI)를 빼내고 U(VI)는 용매 생성물 중에 남아있게 된다는 것을 알려준다.
FHA에 의한 Np(IV)의 착물화는 근적외선 분광기에 의해 조사된다. FHA는 묽은 질산에서 넵투늄을 착물화시키고, 0.1M 질산에서 Np(IV)FHA 착물 및 Np(IV)의 근적외선 스펙트럼을 보여주는 714 및 732nm(첨부 도면중 도7 참고)에서 최대 피크를 갖는 분별적인 '지문(핑거프린트, finger print)' 스펙트럼을 나타낸다. 이들 특유의 스펙트럼은 FHA-Np(IV) 착물에서 질산의 효과를 기록하는데 사용되어 왔다. 기대된 바와 마찬가지로, 착물 형성은 증가된 질산의 농도에 의해 저해되고 착물화 과정은 농축된 질산의 첨가에 의해 역으로 될 수 있다. 근적외선 분광기는 또한 30% TBP/OK로부터 FHA의 질산 용액으로 Np(IV)의 스트리핑(stripping)을 기록하는데 사용되어 왔다.
실험적 데이터 및 예측 컴퓨터 모델링은 포르모히드록사믹 애시드의 스트리핑 가능성에 접근하는데 사용되어왔다. 결과는 Np(IV)-포르모히드록사메이트 착물이 30% TBP/OK로 추출할 수 없고 분포 값은 낮은 산성도 및 높은 리간드 농도에서 현저하게 감소한다는 것을 보여준다. 첨부 도면중 도 8은 1M HNO3중 Np(IV) 분포 값에서 FHA 농도를 증가시키는 효과를 나타내고, 총 Np 농도는 약 0.005M이다.

Claims (6)

  1. 적어도 수용액의 형성 및 적어도 하나의 용매 추출 단계를 포함하는 사용후 연료의 재처리 방법에 있어서, 포르모히드록사믹 애시드가 모든 Np(VI)를 Np(V)로 환원시키기 위해 및/또는 Np(IV)와 착물을 형성하기 위해 사용되고, 이에 의해 실질적으로 모든 존재하는 넵투늄이 용매 추출 동안 수성 상에 유지되는 것을 특징으로 하는 사용후 연료의 재처리 방법.
  2. 제 1항에 있어서, 사용후 연료는 우라늄 및 플라토늄 모두를 함유하고, 우라늄은 용매 상으로 추출되는 것인 사용후 연료의 재처리 방법.
  3. 제 1항 또는 2항에 있어서, 넵투늄은 우라늄이 플루토늄으로부터 분리되는 것과 동일한 단계에서 우라늄으로부터 분리되는 것인 사용후 연료의 재처리 방법.
  4. 제 1항 또는 2항에 있어서, 플루토늄은 우선 우라늄으로부터 분리되고, 넵투늄은 그 다음 단계에서 우라늄으로부터 분리되는 것인 사용후 연료의 재처리 방법.
  5. 제 1항 내지 4항 중 어느 한항에 있어서, 포르모히드록사믹 애시드는 강한 질산에서 끓임에 의해 또는 아질산을 첨가함에 의해서 제거되는 것인 사용후 연료의 재처리 방법.
  6. 제 1항 내지 5항 중 어느 한항에 있어서, 적어도 하나의 원심력 접촉기가 사용되는 사용후 연료의 재처리 방법.
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Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB9722930D0 (en) * 1997-10-31 1998-01-07 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing
GB9722927D0 (en) * 1997-10-31 1998-01-07 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing
WO2000013187A1 (en) * 1998-08-28 2000-03-09 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing including reduction of np(vi) to np(v) with an oxime
EP1105884A1 (en) * 1998-08-28 2001-06-13 British Nuclear Fuels PLC Nuclear fuel processing including reduction of np(vi) to np(v) with a hydrophilic substitituted hydroxylamine
GB0125951D0 (en) * 2001-10-30 2001-12-19 British Nuclear Fuels Plc Process for controlling valence states
FR2862804B1 (fr) * 2003-11-20 2006-01-13 Commissariat Energie Atomique Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi)et ses utilisations
US20080224106A1 (en) * 2006-09-08 2008-09-18 Michael Ernest Johnson Process for treating compositions containing uranium and plutonium
US7854907B2 (en) * 2008-11-19 2010-12-21 The Board of Regents of the Nevada System of Higher Education of the University of Nevada, Las Vegas Process for the extraction of technetium from uranium
US8270554B2 (en) * 2009-05-19 2012-09-18 The United States Of America, As Represented By The United States Department Of Energy Methods of producing cesium-131
FR2947663B1 (fr) * 2009-07-02 2011-07-29 Areva Nc Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
CN103105344A (zh) * 2011-11-11 2013-05-15 中核四0四有限公司 在脉冲状态下测量脉冲萃取柱介质参数的测量装置
CN105734310B (zh) * 2016-03-02 2018-03-09 中国原子能科学研究院 一种以二肟亚酰胺为还原反萃剂的钚纯化浓缩方法
FR3068257B1 (fr) * 2017-06-29 2022-01-14 Commissariat Energie Atomique Carbamides pour la separation de l'uranium(vi) et du plutonium(iv) sans reduction du plutonium(iv)
CN108519374A (zh) * 2018-01-24 2018-09-11 中国原子能科学研究院 核燃料后处理流程中氨基羟基脲的分析方法
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US422941A (en) * 1890-03-11 Separating-machine
FR2128426B1 (ko) * 1971-03-02 1980-03-07 Cnen
DE2838541A1 (de) * 1977-09-16 1979-04-05 British Nuclear Fuels Ltd Verfahren zur reinigung einer plutonium enthaltenden phase
DE3332954A1 (de) * 1983-09-13 1985-03-28 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur abtrennung von neptunium aus einer organischen phase bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe
CN87105352B (zh) * 1987-08-07 1988-11-02 中国建筑科学研究院地基基础研究所 混凝土灌注桩成桩设备

Also Published As

Publication number Publication date
WO1997030456A1 (en) 1997-08-21
CN1123013C (zh) 2003-10-01
EP0885444B1 (en) 2002-05-02
US6093375A (en) 2000-07-25
CA2243455C (en) 2007-11-06
JP3927602B2 (ja) 2007-06-13
EP0885444A1 (en) 1998-12-23
GB9603059D0 (en) 1996-08-28
RU2182379C2 (ru) 2002-05-10
CN1210612A (zh) 1999-03-10
JP2000504837A (ja) 2000-04-18
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