KR20190105445A - Method for reducing rare earth element content in uranium, transuranium and rare earth element solid - Google Patents

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Abstract

The present invention relates to a method for reducing rare earth element content in uranium, transuranium and rare earth element solids, comprising the steps of: (a) filling molten salts into a reactor; and (b) inserting uranium, transuranium and rare earth element solids into the molten salts, injecting chloride into the molten salts to oxidize the rare earth elements, and reacting the same.

Description

우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법{METHOD FOR REDUCING RARE EARTH ELEMENT CONTENT IN URANIUM, TRANSURANIUM AND RARE EARTH ELEMENT SOLID}METHODS FOR REDUCING RARE EARTH ELEMENT CONTENT IN URANIUM, TRANSURANIUM AND RARE EARTH ELEMENT SOLID}

본 발명은 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.

사용후핵연료 처리공정의 하나인 파이로프로세싱은 고온 용융염 전해조에서 전기화학반응을 이용하는 공정으로서, 전해정련공정에서는 고체음극을 사용하여 U를 회수하고, 전해제련공정에서는 액체카드뮴 음극을 사용하여 U를 포함한 TRU 원소를 회수한다. 전해제련공정은 U/TRU 회수공정이라 할 수 있으며, 액체카드뮴 음극에서의 금속 염화물의 전착을 위한 환원전위 차이가 작아서 U/TRU와 함께 불순물로서 RE(희토류 원소, Rare Earth Element)도 일부 전착되어 회수된다. 회수된 U/TRU/RE 잉곳은 고속로의 핵연료로 공급되어 연소됨으로써 사용후핵연료의 고준위폐기물 양을 크게 감소시킬 수 있는 것으로 알려져 있다. 그러나, 고속로의 핵연료로 공급되는 U/TRU/RE 잉곳 내 RE의 함량이 높으면 금속연료 핵연료봉의 건전성에 문제를 일으킬 가능성이 있으므로, 회수된 U/TRU/RE 잉곳 내 RE 함량을 일정 농도 이하로 유지하여야 한다. U/TRU 회수공정의 액체카드뮴 음극의 전극특성으로 인해 고온 용융염 중의 TRU의 농도가 RE 보다 상대적으로 적을 때 과량의 RE가 U/TRU와 함께 회수될 수 있는데, 이는 고속로의 핵연료로 사용할 수 없으며, 증류 공정을 거쳐 잉곳화한 후 계통(전해정련공정의 양극 물질로 또는 UCl3 제조공정의 반응물질로 사용) 내로 재순환된다. RE가 계통 내로 재순환 되면 전해조의 용융염 내 RE 농도가 증가하므로 고속로의 핵연료 공급을 위한 U/TRU 회수공정의 부하가 커지게 된다.Pyroprocessing, one of the spent fuel treatment processes, uses an electrochemical reaction in a high temperature molten salt electrolyzer. In the electrolytic refining process, U is recovered using a solid cathode, and in the electrolytic refining process, a liquid cadmium cathode is used. Recover the TRU element, including The electrolytic smelting process is a U / TRU recovery process.The difference in reduction potential for the electrodeposition of metal chlorides in the liquid cadmium cathode is small, and RE (rare earth element) is also electrodeposited as an impurity together with U / TRU. It is recovered. It is known that recovered U / TRU / RE ingots can be fed to high-speed fuel and burned to significantly reduce the level of high-level waste in spent fuel. However, if the RE content in the U / TRU / RE ingot supplied to the fuel of the high speed reactor is high, there is a possibility that the integrity of the metal fuel rods may be inferior. Therefore, the RE content in the recovered U / TRU / RE ingot is kept below a certain concentration. Must be maintained. Due to the electrode characteristics of the liquid cadmium cathode of the U / TRU recovery process, when the concentration of TRU in the hot molten salt is relatively lower than RE, the excess RE can be recovered together with the U / TRU, which can be used as a fuel for high-speed reactors. It is recycled into the system (used as a cathode material in the electrolytic refining process or as a reactant in the UCl 3 manufacturing process) after ingoting through a distillation process. When the RE is recycled into the system, the concentration of RE in the molten salt of the electrolyzer increases, increasing the load on the U / TRU recovery process for the fuel supply of the fast reactor.

현재까지의 전 세계적인 파이로프로세싱 기술개발 과정에서는 U/TRU 회수공정에서 RE의 함량을 가능하면 낮게 유지하면서 U/TRU/RE 잉곳을 회수하기 위한 목적의 연구가 진행되어 왔다. 즉, 고체 Al 전극, 카드뮴 이외의 다른 액체금속 전극, 및 다단추출공정 등의 연구를 수행하였으나, 열역학적 평형 값의 차이, 전극의 과전위 특성 또는 고온의 다단공정 장치 운전 등의 장애로 인해 U/TRU/RE 잉곳 내 RE 함유는 피할 수 없는 현상으로 남아있다. In the process of developing global pyroprocessing technology to date, research has been conducted to recover U / TRU / RE ingots while keeping the RE content as low as possible in the U / TRU recovery process. In other words, although solid Al electrodes, liquid metal electrodes other than cadmium, and multi-stage extraction processes have been studied, U // due to obstacles such as differences in thermodynamic equilibrium values, overpotential characteristics of electrodes or high temperature multistage process equipment operation, etc. RE content in TRU / RE ingots remains an unavoidable phenomenon.

따라서, 회수된 U/TRU/RE 잉곳 내 RE 함량을 감소시켜 고속로의 핵연료로 직접 공급하거나, 계통으로 재순환되더라도 RE 함량을 감소시켜 U/TRU 회수공정의 부하를 감소시킬 수 있는 공정의 개발이 절실한 상황이다.Therefore, the development of a process that can reduce the RE content in the recovered U / TRU / RE ingot to supply directly to the fuel of the fast reactor or reduce the load of the U / TRU recovery process by reducing the RE content even when recycled to the system. It is an urgent situation.

국내등록특허공보 제10-1345987호(2013.12.20)Domestic Patent Publication No. 10-1345987 (2013.12.20)

본 발명은 (a) 반응기에 용융염을 충진하는 단계; 및 (b) 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법 등을 제공하고자 한다.The present invention (a) filling the molten salt in the reactor; And (b) charging uranium, superuranium and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth elements and reacting them with uranium, superuranium and rare earths. It is intended to provide a method for reducing the rare earth element content in an elemental solid.

그러나, 본 발명이 이루고자 하는 기술적 과제는 이상에서 언급한 과제에 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 과제들은 아래의 기재로부터 당업자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.However, the technical problem to be achieved by the present invention is not limited to the above-mentioned problem, another task that is not mentioned will be clearly understood by those skilled in the art from the following description.

본 발명의 일 구현예로, (a) 반응기에 용융염을 충진하는 단계; 및 (b) 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법을 제공한다.In one embodiment of the invention, (a) filling the molten salt in the reactor; And (b) charging uranium, superuranium and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth elements and reacting them with uranium, superuranium and rare earths. A method of reducing the rare earth element content in an elemental solid is provided.

본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 반응기에 용융염을 충전시키는 단계; 및 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는바, 상기 염화물은 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)를 고려하여 채택된 것으로, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소를 선택적으로 산화시킴으로써, 희토류 원소 함량을 저감시킬 수 있다. The method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to the present invention comprises the steps of: charging molten salt in a reactor; And charging uranium, superuranium, and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth element, and then reacting them. Adopted in consideration of chloride generation free energy (ΔGf °), by rarely oxidizing the rare earth elements in the uranium, ultra uranium and rare earth element solids, it is possible to reduce the rare earth element content.

따라서, 상기 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체는 소듐 냉각 고속원자로(SFR) 핵연료 제조에 사용될 수도 있고, 계통으로 재순환되어 전해정련공정의 양극 물질로 또는 UCl3 제조공정의 반응물질로 사용되어, 전해제련공정의 부하를 감소시킬 수도 있다. Thus, the uranium, ultrauranium and rare earth element solids having reduced content of rare earth elements may be used for the production of sodium-cooled fast reactor (SFR) nuclear fuel, and recycled to the anode material of the electrolytic refining process or the reaction of the UCl 3 manufacturing process. It can also be used as a material to reduce the load on the electrosmelting process.

도 1은 본 발명의 일 구현예에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법을 개략적으로 나타낸 그림이다.
도 2는 본 발명의 일 구현예에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감시키는데 이용되는 장치를 개략적으로 나타낸 그림이다.
1 is a view schematically showing a method of reducing the rare earth element content in uranium, ultra uranium and rare earth element solids according to an embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a schematic illustration of an apparatus used to reduce the rare earth element content in uranium, ultrauranium and rare earth element solids in accordance with one embodiment of the present invention.

본 발명자들은 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 불순물로 작용하는 희토류 원소 함량을 저감시키기 위한 방법에 대해 연구하던 중, 상기 희토류 원소를 선택적으로 산화시키기 위한 염화물을 희토류 원소 산화제로 사용함으로써, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량을 효과적으로 저감시킬 수 있음을 확인하고, 본 발명을 완성하였다. The inventors of the present invention are studying a method for reducing the rare earth element content that acts as an impurity in uranium, superuranium and rare earth element solids, and by using chloride as a rare earth element oxidant for selectively oxidizing the rare earth element, It was confirmed that the rare earth element content in the ultra uranium and rare earth element solids can be effectively reduced, and completed the present invention.

이하, 본 발명을 상세히 설명한다.Hereinafter, the present invention will be described in detail.

우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 Rare Earth Element Content in Uranium, Superuranium and Rare Earth Element Solids 저감Reduction 방법 Way

본 발명은 (a) 반응기에 용융염을 충진하는 단계; 및 (b) 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법을 제공한다. The present invention (a) filling the molten salt in the reactor; And (b) charging uranium, superuranium and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth elements and reacting them with uranium, superuranium and rare earths. A method of reducing the rare earth element content in an elemental solid is provided.

선택적으로, 본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 (c) 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 회수하는 단계를 포함할 수 있다. 구체적으로, 상기 회수는 증류를 통해 용융염을 제거함으로써 수행될 수 있는데, 보다 구체적으로, 상기 회수는 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 반출 또는 미반출한 후, 이를 증류시켜 용융염을 제거함으로써 수행될 수 있다. Optionally, the method of reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to the present invention comprises: (c) recovering uranium, superuranium and rare earth element solids with reduced rare earth element contents from the reactor through the reaction; It may include a step. Specifically, the recovery may be carried out by removing the molten salt through distillation, and more specifically, the recovery may be carried out from the reactor to the uranium, superuranium and rare earth element solids with reduced rare earth element content through the reaction or After unexported, it can be carried out by distillation to remove the molten salt.

본 명세서 내 "초우라늄(TRU)"라 함은, 우라늄(U) 보다 원자 번호가 큰 원소를 말하는 것으로, 넵튜늄(Np), 플루토늄(Pu), 아메리슘(Am), 큐리움(Cm) 등을 포함한다. As used herein, the term "super uranium (TRU)" refers to an element having an atomic number greater than that of uranium (U), and includes neptunium (Np), plutonium (Pu), americium (Am), and curium (Cm). It includes.

본 명세서 내 "희토류 원소(RE)"라 함은, 원자 번호 57번부터 71번까지의 란탄계 원소 15개와, 원자 번호 21번인 스칸듐(Sc) 및 39번인 이트륨(Y) 2개, 즉, 총 17개 원소를 총칭한다.As used herein, the term "rare earth element (RE)" refers to 15 lanthanum elements of atomic number 57 to 71, scandium (Sc) of atomic number 21 and yttrium (Y) of 39, that is, a total of 17 elements are generic.

본 명세서 내 "우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체"라 함은 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소를 포함하는 고체로, 그밖에 기타 불가피한 불순물을 추가로 포함할 수 있다. 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체는 전해제련 공정(파이로프로세싱의 U/TRU회수공정)으로부터 회수될 수 있고, 여기서 희토류 원소 함량을 저감시킴으로써 소듐 냉각 고속원자로(SFR) 핵연료의 제조에 사용될 수 있다.As used herein, the term "uranium, ultrauranium and rare earth element solids" is a solid comprising uranium, ultrauranium and rare earth elements, and may further include other unavoidable impurities. The uranium, ultra uranium and rare earth element solids can be recovered from the electrosmelting process (U / TRU recovery process of pyroprocessing), where it can be used in the manufacture of sodium cooled fast reactor (SFR) fuel by reducing the rare earth element content. have.

도 1은 본 발명의 일 구현예에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법을 개략적으로 나타낸 그림이다.1 is a view schematically showing a method of reducing the rare earth element content in uranium, ultra uranium and rare earth element solids according to an embodiment of the present invention.

도 1에 나타난 바와 같이, 본 발명의 일 구현예에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 반응기에 용융염을 충진하는 단계(S1); 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하는 단계(S2); 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입하는 단계(S3); 및 이들을 반응시키는 단계(S4)를 포함한다. As shown in FIG. 1, the method for reducing the rare earth element content in uranium, ultra uranium, and rare earth element solids according to an embodiment of the present invention includes filling molten salt in a reactor (S1); Charging uranium, ultrauranium and rare earth element solids into the molten salt (S2); Injecting a chloride for oxidizing the rare earth element into the molten salt (S3); And reacting them (S4).

선택적으로, 본 발명의 일 구현예에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 반출 또는 미반출한 후, 이를 증류시켜 용융염을 제거하는 단계(S5)를 추가로 포함할 수 있다.Optionally, the method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to one embodiment of the present invention is carried out from the reactor to remove uranium, superuranium and rare earth element solids having a reduced rare earth element content through the reaction. Or after the non-export, it may further include a step (S5) to remove the molten salt by distillation.

먼저, 본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 반응기에 용융염을 충진하는 단계[(a) 단계]를 포함한다. First, the method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to the present invention includes the step of filling molten salt in the reactor [step (a)].

구체적으로, 상기 반응기는 용융염을 충진하기 위한 용기로서, 상기 반응기로 파이로프로세싱에서 사용되는 용량이 큰 전해조[대용량(예컨대, 30kg 초과 용량)의 반응기]를 이용할 필요가 없고, 상기 반응기의 용량은 후술하는 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 처리할 수 있을 정도[소용량(예컨대, 30kg 이하 용량)의 반응기]이면 충분하다. Specifically, the reactor is a container for filling molten salt, it is not necessary to use a large-capacity electrolyzer (a large capacity (eg, more than 30kg) reactor) used in pyroprocessing into the reactor, the capacity of the reactor Is enough to process the uranium, ultrauranium, and rare earth element solids described later (a small capacity (eg, 30 kg or less capacity) reactor).

또한, 상기 용융염으로는 우라늄 및 초우라늄 회수 공정에 사용하는 염을 사용할 수 있고, 구체적으로, LiCl-KCl 공융염을 사용하는 것이 바람직하나, 이에 한정되지 않는다. 이로써, 타원소에 의한 공정염의 오염을 방지할 수 있는 이점을 가진다. 상기 용융염은 후술하는 반응을 위해, 400℃ 내지 700℃의 온도를 유지하는 것이 바람직하고, 500℃ 내지 700℃의 온도를 유지하는 것이 보다 바람직하나, 이에 한정되지 않는다. In addition, as the molten salt, salts used in uranium and ultra uranium recovery processes may be used, and specifically, it is preferable to use LiCl-KCl eutectic salts, but is not limited thereto. This has the advantage of preventing contamination of the process salts by other elements. For the reaction described later, the molten salt is preferably maintained at a temperature of 400 ° C to 700 ° C, more preferably at a temperature of 500 ° C to 700 ° C, but is not limited thereto.

다음으로, 본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계[(b) 단계]를 포함한다.Next, a method of reducing the rare earth element content in uranium, ultrauranium and rare earth element solids according to the present invention is to charge uranium, superuranium and rare earth element solids in the molten salt, and to oxidize the rare earth elements in the molten salt. Chloride, followed by reacting them [step (b)].

구체적으로, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체는 상기 용융염에 장입되는데, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 과도한 희토류 원소의 함량을 저감시키기 위한 산화 반응을 수행하는 것을 특징으로 한다. 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 메쉬 형태의 바스켓에 넣어 용융염에 장입함으로써, 반응물질의 물질전달 성능을 향상시킬 수 있다. Specifically, the uranium, ultrauranium and rare earth element solids are charged in the molten salt, characterized in that to perform an oxidation reaction to reduce the content of excessive rare earth elements in the uranium, superuranium and rare earth element solids. The uranium, ultra uranium and rare earth element solids are charged into a molten salt in a mesh basket to improve mass transfer performance of the reactants.

따라서, 파이로프로세싱의 U/TRU회수공정에서 회수되는 우라늄, 초우라늄, 및 희토류원소의 생성물은 증류공정의 성능에 따라 덩어리(잉곳) 형태일 수도 있으며, 분말 형태일 수도 있다. 이러한 형태의 차이에도 불구하고 용융염 내에서의 반응 및 회수에는 영향을 미치지 않는다. Therefore, the products of uranium, ultrauranium, and rare earth elements recovered in the U / TRU recovery process of pyroprocessing may be in the form of agglomerates (ingots) or in powder form depending on the performance of the distillation process. Despite this type difference, the reaction and recovery in the molten salt are not affected.

또한, 상기 염화물은 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 것으로, 저감시키고자 하는 희토류 원소의 염화물에 비해, 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)의 절대값이 작은 것일 수 있고, 상기 염화물은 우라늄 염화물; 또는 염화이트륨 또는 염화가돌리늄을 포함하는 희토류 원소 염화물인 것이 바람직하나, 이에 한정되지 않는다. 이때, 염화이트륨 또는 염화가돌리늄의 경우, 희토류 원소 염화물 중에서 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)의 절대값이 작은 편에 속한다. In addition, the chloride is for oxidizing the rare earth element, compared with the chloride of the rare earth element to be reduced, the absolute value of the chloride generation free energy (ΔGf °) may be small, the chloride is uranium chloride; Or a rare earth element chloride including yttrium chloride or gadolinium chloride, but is not limited thereto. At this time, in the case of yttrium chloride or gadolinium chloride, the absolute value of chloride generation free energy (ΔGf °) in the rare earth element chloride belongs to the smaller one.

이때, 저감시키고자 하는 희토류 원소의 염화물은 염화네오디뮴, 염화세륨, 염화프라세오디뮴 및 염화란타늄으로 이루어진 군으로부터 선택된 하나 이상일 수 있다. At this time, the chloride of the rare earth element to be reduced may be at least one selected from the group consisting of neodymium chloride, cerium chloride, praseodymium chloride and lanthanum chloride.

표 1은 약 500 ℃에서 우라늄 염화물, 초우라늄 염화물 및 희토류 원소 염화물의 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)를 나타낸 것이다. Table 1 shows the chloride production free energy (ΔGf °) of uranium chloride, superuranium chloride and rare earth element chloride at about 500 ° C.

염화물 종류Chloride class ΔGf°(kJ/mol)ΔGf ° (kJ / mol) 우라늄 염화물Uranium Chloride UCl3 UCl 3 -232.35-232.35 초우라늄 염화물Superuranium Chloride NpCl3 NpCl 3 -242.91-242.91 PuCl3 PuCl 3 -261.41-261.41 CmCl3 CmCl 3 -264.99-264.99 AmCl3 AmCl 3 -266.38-266.38 희토류 원소 염화물Rare Earth Element Chloride YCl3 YCl 3 -272.50-272.50 GdCl3 GdCl 3 -273.02-273.02 NdCl3 NdCl 3 -281.45-281.45 CeCl3 CeCl 3 -287.37-287.37 PrCl3 PrCl 3 -288.89-288.89 LaCl3 LaCl 3 -293.62-293.62

표 1에 나타난 바와 같이, 우라늄 염화물의 ΔGf°의 절대값이 가장 작고, 초우라늄 염화물, 희토류 원소 염화물 순인 것으로 확인된다. 이때, 염화이트륨 또는 염화가돌리늄의 경우, 희토류 원소 염화물 중에서 ΔGf°의 절대값이 작은 편에 속하는 것으로 확인된다. 따라서, 저감시키고자 하는 희토류 원소의 염화물에 비해, ΔGf°의 절대값이 작은 염화물을 희토류 원소 산화제로 사용할 수 있다. 예컨대, 우라늄 염화물을 희토류 원소 산화제로 사용하는 경우, 반응식은 하기와 같다:As shown in Table 1, the absolute value of ΔGf ° of the uranium chloride was found to be the smallest, followed by the ultrauranium chloride and the rare earth element chloride. At this time, in the case of yttrium chloride or gadolinium chloride, it is confirmed that the absolute value of ΔGf ° belongs to the smaller one in the rare earth element chloride. Therefore, a chloride having a smaller absolute value of ΔGf ° can be used as the rare earth element oxidant as compared with the chloride of the rare earth element to be reduced. For example, when uranium chloride is used as the rare earth element oxidant, the reaction scheme is as follows:

RE + UCl3 → RECl3 + U.RE + UCl 3 → RECl 3 + U.

한편, 표 2는 HSC Chemistry code에 근거하여 약 500 ℃에서 초우라늄과 우라늄 염화물의 반응시 또는 희토류 원소 고체와 우라늄 염화물의 반응시, 자유 에너지(G) 및 평형상수(K)를 나타낸 것이다.On the other hand, Table 2 shows the free energy (G) and equilibrium constant (K) during the reaction of ultrauranium and uranium chloride or the reaction of rare earth element solids and uranium chloride at about 500 ° C. based on the HSC Chemistry code.

반응식Scheme ΔG(kcal)ΔG (kcal) KK 초우라늄과
우라늄 염화물의 반응
With ultrauranium
Reaction of Uranium Chloride
Np + UCl3 → NpCl3 + U Np + UCl 3 → NpCl 3 + U -7.502-7.502 1.32E+021.32E + 02
Pu + UCl3 → PuCl3 + UPu + UCl 3 → PuCl 3 + U -22.439-22.439 2.21E+062.21E + 06 Cm + UCl3 → CmCl3 + UCm + UCl 3 → CmCl 3 + U -17.502-17.502 8.87E+048.87E + 04 Am + UCl3 → AmCl3 + U Am + UCl 3 → AmCl 3 + U -24.254-24.254 7.19E+067.19E + 06 희토류 원소와 우라늄 염화물의 반응Reaction of Rare Earth Elements with Uranium Chloride Y + UCl3 → YCl3 + UY + UCl 3 → YCl 3 + U -29.483-29.483 2.16E+082.16E + 08 Gd + UCl3 → GdCl3 + UGd + UCl 3 → GdCl 3 + U -29.010-29.010 1.59E+081.59E + 08 Nd + UCl3 → NdCl3 + UNd + UCl 3 → NdCl 3 + U -37.977-37.977 5.45E+105.45E + 10 Ce + UCl3 → CeCl3 + UCe + UCl 3 → CeCl 3 + U -40.555-40.555 2.92E+112.92E + 11 Pr + UCl3 → PrCl3 + UPr + UCl 3 → PrCl 3 + U -41.162-41.162 4.33E+114.33E + 11 La + UCl3 → LaCl3 + ULa + UCl 3 → LaCl 3 + U -44.708-44.708 4.36E+124.36E + 12

표 2에 나타난 바와 같이, 초우라늄 및 희토류 원소와 우라늄 염화물의 반응시, ΔG는 모두 음의 값을 가지는바, 초우라늄 및 희토류 원소의 산화 반응이 모두 잘 이루어지는 것으로 확인된다. 다만, 초우라늄과 우라늄 염화물의 반응시 평형상수(K)에 비해, 희토류 원소와 우라늄 염화물 반응시 평형상수(K)가 대략 102 ~1010 정도 높은 것으로 확인되는바, 희토류 원소의 산화 반응이 월등히 잘 이루어지는 것으로 확인된다. 따라서, 우라늄 염화물을 희토류 원소 산화제로 사용하는 경우, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 우라늄 및 초우라늄 대비 희토류 원소를 높은 반응 속도로 선택적으로 산화시킴으로써, 희토류 원소 함량을 저감시킬 수 있는 이점을 가지는 것으로 볼 수 있다. As shown in Table 2, when the reaction between the uranium and rare earth elements and the uranium chloride, ΔG has a negative value, it is confirmed that all the oxidation reaction of the ultra uranium and rare earth elements is well performed. However, the equilibrium constant (K) of the rare earth element and the uranium chloride reaction is about 10 2 to 10 10 higher than the equilibrium constant (K) of the reaction of the uranium chloride with the uranium chloride. It is confirmed that it works well. Therefore, when uranium chloride is used as a rare earth element oxidizing agent, the rare earth element content can be selectively oxidized at a high reaction rate compared to uranium and super uranium in the uranium, super uranium and rare earth element solids, thereby reducing the rare earth element content. It can be seen as having.

또한, 표 3은 HSC Chemistry code에 근거하여 약 500 ℃에서 우라늄과 희토류 원소 염화물(GdCl3)의 반응시, 초우라늄과 희토류 원소 염화물의 반응시 또는 희토류 원소와 회토류 원소 염화물(GdCl3)의 반응시, 자유 에너지(ΔG) 및 평형상수(K)를 나타낸 것이다.In addition, Table 3 of the uranium and the rare earth element chloride (GdCl 3) reaction hours, transuranic and rare earth element chloride upon reaction or a rare earth element and the rotating earth element chloride (GdCl 3) of from about 500 ℃ based on HSC Chemistry code In the reaction, the free energy (ΔG) and equilibrium constant (K) are shown.

반응식Scheme ΔG(kcal)ΔG (kcal) KK 우라늄과
GdCl3의 반응
With uranium
Reaction of GdCl 3
U + GdCl3 → UCl3 + Gd U + GdCl 3 → UCl 3 + Gd 29.01029.010 6.30E-096.30E-09
초우라늄과
GdCl3의 반응
With ultrauranium
Reaction of GdCl 3
Pu + GdCl3 → PuCl3 + GdPu + GdCl 3 → PuCl 3 + Gd 6.5716.571 1.39E-021.39E-02
희토류 원소와
GdCl3의 반응
Rare earth elements
Reaction of GdCl 3
Nd + GdCl3 → NdCl3 + GdNd + GdCl 3 → NdCl 3 + Gd -8.967-8.967 3.43E+023.43E + 02
La + GdCl3 → LaCl3 + GdLa + GdCl 3 → LaCl 3 + Gd -15.699-15.699 2.74E+042.74E + 04

표 3 나타난 바와 같이, 우라늄 및 초우라늄과 희토류 원소 염화물(GdCl3)의 반응시, ΔG는 모두 양의 값을 가지는바, 우라늄 및 초우라늄의 산화 반응이 모두 잘이루어지지 않는 것으로 확인되는 반면, 희토류 원소와 희토류 원소 염화물(GdCl3)의 반응시, ΔG는 음의 값을 가지는바, 희토류 원소의 산화 반응이 이루어지는 것으로 확인된다. 따라서, 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)의 절대값이 작은 희토류 원소 염화물을 희토류 원소 산화제로 사용하는 경우, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 우라늄 및 초우라늄은 산화시키지 않으면서, 희토류 원소를 선택적으로 산화시킴으로써, 희토류 원소 함량을 저감시킬 수 있는 이점을 가지는 것으로 볼 수 있다. As shown in Table 3, in the reaction of uranium and ultrauranium with a rare earth element chloride (GdCl 3 ), ΔG has a positive value, and it is confirmed that the oxidation reaction of uranium and superuranium is not well achieved. When the rare earth element and the rare earth element chloride (GdCl 3 ) are reacted, ΔG has a negative value, and it is confirmed that the rare earth element is oxidized. Therefore, when a rare earth element chloride having a small absolute value of chloride generation free energy (ΔGf °) is used as a rare earth element oxidant, the uranium and super uranium in the uranium, super uranium and rare earth element solids are not oxidized, By selectively oxidizing, it can be seen to have the advantage of reducing the rare earth element content.

이때, 상기 염화물은 일시에 또는 분할하여 주입될 수 있다. 구체적으로, 상기 염화물을 분할하여 주입하는 경우에는, 상기 염화물을 일시에 주입하는 경우에 비해, 상대적으로 초우라늄과의 반응을 억제함으로써, 희토류 원소와의 선택적 반응을 향상시킬 수 있는 이점을 가질 수 있다. In this case, the chloride may be injected at one time or in divided portions. Specifically, in the case where the chloride is divided and injected, compared with the case in which the chloride is injected at the same time, by relatively suppressing the reaction with ultra uranium, it can have the advantage of improving the selective reaction with rare earth elements have.

또한, 상기 반응은 용융염을 매질로 하는 반응속도가 매우 빠른 반응이므로, 소용량(예컨대, 30kg 이하 용량)의 반응기에서는 교반이 특별히 필요하지 않지만, 대용량(예컨대, 30kg 초과 용량)의 반응기에서는 반응물질의 물질전달 성능을 향상시켜 반응속도를 증가시키기 위한 교반기를 추가로 가동하여 수행될 수 있다. 구체적으로, 상기 교반기는 반응기에 충진된 용융염이 이탈하여 손실이 발생하지 않는 범위의 속도로 가동되는 것이 바람직하나, 이에 한정되지 않는다.In addition, since the reaction is a very fast reaction rate using molten salt as a medium, stirring is not particularly necessary in a small capacity reactor (eg, 30 kg or less), but in a large capacity reactor (eg, more than 30 kg), the reactant is not required. It can be carried out by further operating a stirrer to increase the reaction rate by improving the mass transfer performance of. Specifically, the stirrer is preferably operated at a speed in a range in which no loss occurs due to separation of the molten salt filled in the reactor, but is not limited thereto.

한편, 반응물질의 물질전달 성능을 향상시키기 위해서는, 상기 교반기의 추가 가동 대신, 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 메쉬 형태의 바스켓에 넣은 후, 이를 용융염에 장입도 고려할 수 있다. Meanwhile, in order to improve the mass transfer performance of the reactants, instead of further operation of the stirrer, uranium, ultrauranium and rare earth elemental solids may be placed in a mesh basket in the molten salt, and then charged into the molten salt. .

선택적으로, 본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 회수하는 단계[(c) 단계]를 추가로 포함할 수 있다. Optionally, the method of reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to the present invention is to recover the uranium, super uranium and rare earth element solids having reduced rare earth element contents through the reaction from the reactor [( c) step] may be further included.

구체적으로, 상기 회수는 증류를 통해 용융염을 제거함으로써 수행될 수 있는데, 보다 구체적으로, 상기 회수는 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 반출 또는 미반출한 후, 이를 증류시켜 용융염을 제거함으로써 수행될 수 있다. Specifically, the recovery may be carried out by removing the molten salt through distillation, and more specifically, the recovery may be carried out from the reactor to the uranium, superuranium and rare earth element solids with reduced rare earth element content through the reaction or After unexported, it can be carried out by distillation to remove the molten salt.

먼저, 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 반출하는 경우, 상기 증류는 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체와 함께 반출된 잔류 용융염을 제거하기 위한 것이다. 한편, 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 미반출하는 경우[소용량(예컨대, 30kg 이하 용량)의 반응기를 사용한 경우로서, 상기 반응기 내 분말 형태로 침전되는 경우], 상기 증류는 상기 반응기 내 잔류 용융염 전체를 제거하기 위한 것일 수 있다. First, when the rare earth element content of uranium, ultra uranium and rare earth element solids are removed from the reactor through the reaction, the distillation may be performed to remove residual molten salts carried out together with the uranium, super uranium and rare earth element solids. It is for. On the other hand, when the uranium, ultra uranium and rare earth element solids of which the rare earth element content is reduced through the reaction are not carried out (when a small capacity (eg, 30 kg or less) of the reactor is used, in the form of powder in the reactor) When precipitated], the distillation may be for removing the entire remaining molten salt in the reactor.

상기 증류는 감압 상태로 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체의 녹는점 이상의 온도에서 수행될 수 있고, 1 Torr 이하의 압력 조건 하에 600℃ 내지 1200℃의 온도에서 수행되는 것이 바람직하나, 이에 한정되지 않는다.The distillation may be carried out at a temperature higher than the melting point of the uranium, ultra uranium and rare earth element solids under reduced pressure, preferably at a temperature of 600 ° C. to 1200 ° C. under a pressure condition of 1 Torr or less, but is not limited thereto. Do not.

최종적으로, 상기 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소의 함량은 10 중량% 이하일 수 있고, 5 중량% 이하인 것이 바람직하나, 이에 한정되지 않는다. Finally, the content of rare earth elements in the uranium, ultra uranium and rare earth element solids in which the rare earth element content is reduced may be 10 wt% or less, and preferably 5 wt% or less, but is not limited thereto.

상기한 바와 같이, 본 발명에 따른 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법은 반응기에 용융염을 충전시키는 단계; 및 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는바, 상기 염화물은 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)를 고려하여 채택된 것으로, 상기 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소를 선택적으로 산화시킴으로써, 희토류 원소 함량을 저감시킬 수 있다. As described above, the method of reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids according to the present invention comprises the steps of: charging molten salt in a reactor; And charging uranium, superuranium, and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth element, and then reacting them. Adopted in consideration of chloride generation free energy (ΔGf °), by rarely oxidizing the rare earth elements in the uranium, ultra uranium and rare earth element solids, it is possible to reduce the rare earth element content.

따라서, 상기 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체는 소듐 냉각 고속원자로(SFR) 핵연료 제조에 사용될 수도 있고, 계통으로 재순환되어 전해정련공정의 양극 물질로 또는 UCl3 제조공정의 반응물질로 사용되어, 전해제련공정의 부하를 감소시킬 수도 있다.Thus, the uranium, ultrauranium and rare earth element solids having reduced content of rare earth elements may be used for the production of sodium-cooled fast reactor (SFR) nuclear fuel, and recycled to the anode material of the electrolytic refining process or the reaction of the UCl 3 manufacturing process. It can also be used as a material to reduce the load on the electrosmelting process.

이하, 본 발명의 이해를 돕기 위하여 바람직한 실시예를 제시한다. 그러나 하기의 실시예는 본 발명을 보다 쉽게 이해하기 위하여 제공되는 것일 뿐, 하기 실시예에 의해 본 발명의 내용이 한정되는 것은 아니다.Hereinafter, preferred examples are provided to aid in understanding the present invention. However, the following examples are merely provided to more easily understand the present invention, and the contents of the present invention are not limited by the following examples.

[[ 실시예Example ]]

실시예Example 1 One

도 2에 도시된 장치를 이용하여, 잉곳 형태의 U(U 및 TRU의 대용에 해당함)/RE(구체적으로, Ce 및 Nd) 고체 내 RE 함량을 저감시켰다. 구체적으로, STS 재질의 반응기에 고체 상태의 LiCl-KCl 용융염을 충진한 후 외부 히터(도면 미도시)로 반응기를 500℃로 가열하였다. 잉곳 형태의 U/RE 고체를 메쉬 형태의 STS 재질의 바스켓에 넣은 후, 이를 용융염에 장입하였다. 이후, 용융염에 목표하는 저감 RE 당량에 맞춰 RE 산화제로서, UCl3를 일시에 주입한 다음, 이들을 반응시켰다. 이후, 반응기로부터 반응을 통해 RE 함량이 저감된 U/RE 고체를 반출한 후, 이를 감압 상태로 800℃ 이상에서 증류시켜 용융염을 제거함으로써, 다시 잉곳 형태로 제조하였다. 이때, 초기 U/RE 고체 내 RE 함량 중 약 90 중량% 이상의 RE가 제거된 것으로 확인되었다. 한편, 반응기 내 RECl3가 축적된 용융염은 염폐기물 처리공정을 통해, LiCl-KCl 공융염은 제거하고 RECl3를 회수하여 고화시켰다. The apparatus shown in FIG. 2 was used to reduce the RE content in the ingot form U (substituted for U and TRU) / RE (specifically Ce and Nd) solids. Specifically, after filling the solid-state LiCl-KCl molten salt in the reactor of the STS material and heated the reactor to 500 ℃ by an external heater (not shown). Ingot-shaped U / RE solids were placed in a mesh-shaped basket made of STS, and then charged into a molten salt. Thereafter, UCl 3 was injected at a time as a RE oxidant in accordance with the target RE equivalent equivalent to the molten salt, and then reacted. Then, after removing the U / RE solids with a reduced RE content through the reaction from the reactor, it was distilled at 800 ℃ or more under reduced pressure to remove the molten salt, it was prepared in ingot form again. At this time, it was confirmed that at least about 90% by weight of RE in the RE content in the initial U / RE solids was removed. On the other hand, the molten salt in which RECl 3 accumulated in the reactor was removed through the salt waste treatment process to remove LiCl-KCl eutectic salt and recover RECl 3 to solidify.

실시예Example 2 2

RE 산화제로서, UCl3 대신 GdCl3를 사용한 것을 제외하고는, 실시예 1과 동일한 방법으로 수행하였다. 그 결과, 초기 U/RE 고체 내 RE 함량 중 대부분의 Ce는 제거되었고, Nd는 약 10 중량% 이하로 잔류하는 것으로 확인되었다. RE as an oxidant, instead of UCl 3 was carried out in the same manner as in Example 1, except that the GdCl 3. As a result, it was found that most of the Ce content in the initial U / RE solids was removed and Nd remained below about 10% by weight.

전술한 본 발명의 설명은 예시를 위한 것이며, 본 발명이 속하는 기술분야의 통상의 지식을 가진 자는 본 발명의 기술적 사상이나 필수적인 특징을 변경하지 않고서 다른 구체적인 형태로 쉽게 변형이 가능하다는 것을 이해할 수 있을 것이다. 그러므로 이상에서 기술한 실시예들은 모든 면에서 예시적인 것이며 한정적이 아닌 것으로 이해해야만 한다. The foregoing description of the present invention is intended for illustration, and it will be understood by those skilled in the art that the present invention may be easily modified in other specific forms without changing the technical spirit or essential features of the present invention. will be. Therefore, it should be understood that the embodiments described above are exemplary in all respects and not restrictive.

Claims (9)

(a) 반응기에 용융염을 충진하는 단계; 및
(b) 상기 용융염에 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 장입하고, 상기 용융염에 상기 희토류 원소를 산화시키기 위한 염화물을 주입한 다음, 이들을 반응시키는 단계를 포함하는
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
(a) filling the reactor with molten salt; And
(b) charging uranium, superuranium and rare earth element solids into the molten salt, injecting chloride into the molten salt to oxidize the rare earth elements, and then reacting them.
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
상기 (b)에서 용융염은 400℃ 내지 700℃의 온도를 유지하는
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
In (b) the molten salt is maintained at a temperature of 400 ℃ to 700 ℃
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
상기 (b)에서 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체는 잉곳 또는 분말 형태인
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
In (b), the uranium, superuranium and rare earth element solids are in the form of ingots or powders.
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
상기 (b)에서 염화물은 저감시키고자 하는 희토류 원소의 염화물에 비해, 염화물 생성 자유 에너지(ΔGf°)의 절대값이 작은
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
In (b), the chloride has a smaller absolute value of the chloride free energy (ΔGf °) than the chloride of the rare earth element to be reduced.
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제4항에 있어서,
상기 저감시키고자 하는 희토류 원소의 염화물은 염화네오디뮴, 염화세륨, 염화프라세오디뮴 및 염화란타늄으로 이루어진 군으로부터 선택된 하나 이상인
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 4, wherein
The chloride of the rare earth element to be reduced is at least one selected from the group consisting of neodymium chloride, cerium chloride, praseodymium chloride and lanthanum chloride.
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
상기 (b)에서 염화물은 우라늄 염화물; 또는 염화이트륨 또는 염화가돌리늄을 포함하는 희토류 원소 염화물인
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
The chloride in (b) is uranium chloride; Or a rare earth element chloride comprising yttrium chloride or gadolinium chloride
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
상기 (b)에서 반응은 반응속도를 증가시키기 위한 교반기를 추가로 가동하여 수행되는
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
The reaction in (b) is carried out by further operating the stirrer to increase the reaction rate
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제1항에 있어서,
(c) 상기 반응기로부터 상기 반응을 통해 희토류 원소 함량이 저감된 우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체를 회수하는 단계를 포함하는
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 1,
(c) recovering uranium, ultrauranium and rare earth element solids having a reduced rare earth element content through the reaction from the reactor;
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
제8항에 있어서,
상기 회수는 증류를 통해 용융염을 제거함으로써 수행되는
우라늄, 초우라늄 및 희토류 원소 고체 내 희토류 원소 함량의 저감 방법.
The method of claim 8,
The recovery is carried out by removing the molten salt through distillation
A method for reducing the rare earth element content in uranium, superuranium and rare earth element solids.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20210040592A (en) * 2019-10-04 2021-04-14 한국원자력연구원 Method for reducing of spent nuclear fuel and metal nuclear fuel for fast reactor using the same

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10111389A (en) * 1996-10-08 1998-04-28 Hitachi Ltd Reprocessing method of spent nuclear fuel and device therefor
KR20110008899A (en) * 2009-07-21 2011-01-27 한국원자력연구원 Recovery method of the residual actinide element from the chloride molten salt
KR20120021568A (en) * 2010-08-09 2012-03-09 한국원자력연구원 The equipment of removal rare earth in the eutectic and the method thereof
KR101345987B1 (en) 2011-12-30 2014-01-03 한국수력원자력 주식회사 ELECTRODEPOSITION METHOD USING A LIQUID Cd AS AN ANODE AND A CATHODE FOR RECOVERING URANIUM AND TRANS-URANIUM SIMULTANEOUSLY
KR101618743B1 (en) * 2014-12-22 2016-05-10 재단법인 포항산업과학연구원 Method for reducing rare earth resources

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10111389A (en) * 1996-10-08 1998-04-28 Hitachi Ltd Reprocessing method of spent nuclear fuel and device therefor
KR20110008899A (en) * 2009-07-21 2011-01-27 한국원자력연구원 Recovery method of the residual actinide element from the chloride molten salt
KR20120021568A (en) * 2010-08-09 2012-03-09 한국원자력연구원 The equipment of removal rare earth in the eutectic and the method thereof
KR101345987B1 (en) 2011-12-30 2014-01-03 한국수력원자력 주식회사 ELECTRODEPOSITION METHOD USING A LIQUID Cd AS AN ANODE AND A CATHODE FOR RECOVERING URANIUM AND TRANS-URANIUM SIMULTANEOUSLY
KR101618743B1 (en) * 2014-12-22 2016-05-10 재단법인 포항산업과학연구원 Method for reducing rare earth resources

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20210040592A (en) * 2019-10-04 2021-04-14 한국원자력연구원 Method for reducing of spent nuclear fuel and metal nuclear fuel for fast reactor using the same

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