WO2007083588A1 - 使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム - Google Patents

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WO2007083588A1
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sodium nitrate
sodium salt
nitrate
nuclear fuel
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Yoshinobu Takaoku
Yukio Sumida
Noriyasu Moriya
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Japan Nuclear Fuel Limited
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    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a sodium hydroxide solution, sodium bicarbonate, or sodium carbonate power obtained by reducing and decomposing sodium nitrate waste liquor generated as secondary waste from a wet reprocessing process of spent nuclear fuel. It relates to a technology that significantly reduces the generation of secondary waste sodium nitrate waste liquid by recycling salt.
  • nitric acid solution contains solid impurities such as undissolved residues of FP and strips of cladding tube that are generated during shearing. Remove and adjust the concentration of nitric acid etc. [Clarification 'adjustment process].
  • This nitric acid solution is brought into contact with an organic solvent in which n-dodecane and TBP (triptyl phosphate) are mixed to extract uranium and plutonium into the organic solvent phase [extraction process], and FP remains in the nitric acid aqueous phase. Vitrified as a level waste liquid.
  • the organic solvent phase containing uranium and plutonium is brought into contact with a nitric acid aqueous phase containing uranus or HAN (hydroxylamine nitrate) to back-extract plutonium into the aqueous nitric acid phase, leaving uranium in the organic solvent phase [ Distribution process].
  • the uranium-containing organic solvent phase is further contacted with a dilute nitric acid solution to back-extract uranium into the aqueous nitric acid phase.
  • the obtained uranium-containing nitric acid solution and plutonium-containing nitric acid solution are extracted, washed, back-extracted, and concentrated to remove impurities such as FP [purification step].
  • the purified uranium-containing nitric acid solution and plutonium-containing nitric acid solution are denitrated and recovered as uranium oxides and plutonium oxides [denitration process].
  • uranium contained in a large amount in the nitric acid solution of fuel is separated and recovered in advance by the uranium crystallization method that separates and precipitates using the temperature dependence of uranium solubility.
  • the amount of nuclear material handled after the subsequent solvent extraction step is reduced.
  • uranium oxide and plutonium oxide recovered by the conventional Purex process should be used in a suitable ratio for use as MOX (mixed oxide) fuel.
  • MOX mixed oxide
  • the ratio of uranium Z plutonium in the nitric acid solution of spent nuclear fuel used in the Purex process was set as an appropriate ratio for MO X fuel, and after extracting uranium and plutonium into an organic solvent, By carrying out organic solvent power back extraction in a lump, only an appropriate ratio of uranium Z plutonium mixed oxide can be obtained.
  • Such a process has been proposed for advanced wet reprocessing.
  • the advanced wet method that incorporates the direct extraction method has been proposed as an alternative technology for the advanced wet reprocessing process. It is a solution in which nitric acid and TBP form a complex (TBP nitrate complex). In this method, uranium and plutonium are selectively recovered by direct contact with solid spent nuclear fuel. This method can be simplified compared to the advanced wet reprocessing process, and the amount of waste liquid generated from the dissolving nitric acid and extraction process can be reduced, and a reduction in the high-level waste liquid concentration process can be expected.
  • the above-mentioned wet reprocessing process includes a step of dissolving spent nuclear fuel in nitric acid, and nitric acid in the cleaning liquid generated during separation and distribution and purification of uranium and plutonium is recovered by nitric acid such as evaporation and concentration. Most of the system is recovered and reused, part of which is excess nitric acid. By neutralizing this surplus nitric acid with sodium salt selected from sodium hydroxide, sodium hydrogen carbonate or sodium carbonate, sodium nitrate waste liquid is generated.
  • sodium salt is used as a term indicating sodium hydroxide, sodium hydrogen carbonate or sodium carbonate.
  • waste liquid generated in the analysis performed in each step of the wet reprocessing process is often nitrate. If it is acidic, it is neutralized with sodium salt and sodium nitrate. Waste liquid is generated.
  • the organic solvent degraded by radiation is washed with sodium salt to remove the degraded components.
  • This sodium salt waste solution is neutralized with nitric acid to form a sodium nitrate waste solution.
  • a method using hydrogen as a reducing agent and a method using a reducing agent other than hydrogen are known.
  • Examples of the method using hydrogen as a reducing agent include a method of reducing nitrate nitrogen to nitrogen using a zeolite catalyst in the presence of hydrogen (Non-patent Document 3).
  • a reducing agent other than hydrogen for example, a reducing agent such as hydrazine is added to wastewater containing nitrate nitrogen, and after contact with a sponge copper catalyst, nitrate nitrogen is reduced to nitrite nitrogen, Furthermore, there is a method of reducing nitrite nitrogen to nitrogen gas by contacting with a palladium catalyst with hydrazine or the like (Patent Document 1).
  • the supercritical reduction method for example, alcohol, ammonia, saccharides, formic acid, under conditions where water becomes a supercritical fluid, that is, at a temperature and pressure state above the critical point of water (374 ° C, 22MPa),
  • a supercritical fluid that is, at a temperature and pressure state above the critical point of water (374 ° C, 22MPa)
  • Patent Document 2 There is a method of reducing nitrogen content in nitrate to nitrogen gas using oxalic acid and a reducing agent.
  • Non-Patent Document 1 "Development of Fast Reactor Fuel Reprocessing Technology" The Japan Society of Mechanical Engineers (N0.96-3) 5th Power Energy Symposium, 96 Proceedings
  • Non-Patent Document 2 "Development of elemental technology related to reprocessing system-Advanced wet reprocessing technology 1", Cycle Mechanism Technical Bulletin, No.24 Supplement, 153-164, November 2004.
  • Non-Patent Document 3 "Development of wet reductive decomposition technology for nitrate nitrogen in waste water", FY2002-FY2004 Technical Development Promotion Project Completion Report, 1-26 RITE-Wakamatsu Laboratory 2, Earth Ring Sakai Industrial Technology Research Institute, March 2005.
  • Patent Document 1 Japanese Unexamined Patent Publication No. 2003-126872
  • Patent Document 2 Japanese Patent Laid-Open No. 2005-241531
  • the sodium nitrate waste liquid generated as secondary waste from the wet reprocessing process of spent nuclear fuel is concentrated by evaporative concentration and the like, and the condensate is discharged. Because it is a low-level radioactive waste, spent nuclear fuel can be stored vitrified, cemented or cemented, stored in liquid form, or stored in powder form as a pellet. In the case of wet reprocessing, sodium nitrate waste liquid, which is a secondary waste, is inevitably generated, and the amount of radioactive waste processed increases accordingly. This is a major problem in carrying out the wet reprocessing process.
  • the present invention originates from the sodium nitrate waste liquid by reducing and decomposing the sodium nitrate waste liquid generated from the wet reprocessing process of spent nuclear fuel, and recovering and reusing the sodium salt that is the decomposition product.
  • the purpose is to provide a new and improved method capable of greatly reducing the amount of radioactive waste generated.
  • the inventors of the present invention have proposed that the sodium nitrate waste liquid generated from the wet reprocessing process of spent nuclear fuel or the sodium nitrate generated by washing the organic solvent used in the wet reprocessing process.
  • the catalytic reduction method or supercritical reduction method that has been proposed for the treatment of thorium waste liquid, sodium nitrate is reduced and decomposed to effectively reduce the generation of secondary waste caused by sodium nitrate.
  • the present invention has been found and completed.
  • sodium hydroxide, sodium hydrogen carbonate or sodium carbonate is added to nitric acid waste liquid or nitric acid-dissolved off-gas generated from a wet reprocessing process including a step of dissolving spent nuclear fuel in nitric acid.
  • Neutralization step of adding or contacting one or more selected sodium salts to neutralize the solution to make sodium nitrate waste solution; reductive decomposition of the sodium nitrate waste solution obtained in the neutralization step using a reducing agent
  • Sodium salt recycling in wet reprocessing of spent nuclear fuel characterized in that It is a stem.
  • an evaporation concentration step for evaporating and concentrating the sodium nitrate waste solution obtained in the neutralization step may be provided, and the sodium nitrate concentrated waste solution obtained in the evaporation concentration step may be reduced and decomposed in the sodium nitrate decomposition step. it can.
  • the organic solvent used in the wet reprocessing process of spent nuclear fuel is selected from one or two or more sodium salts selected from sodium hydroxide, sodium bicarbonate, or sodium carbonate.
  • An organic solvent washing step in which the sodium salt waste solution generated in the organic solvent washing step is neutralized with nitric acid to form a sodium nitrate waste solution; the sodium nitrate waste solution generated in the neutralization step is reduced to a reducing agent.
  • a sodium nitrate decomposition step in which sodium nitrate is decomposed into nitrogen gas and the sodium salt by reductive decomposition using an acid; and the sodium salt produced in the sodium nitrate decomposition step is converted into the organic solvent cleaning step or the wet type.
  • an evaporation concentration step for evaporating and concentrating the sodium nitrate waste solution obtained in the neutralization step may be provided, and the sodium nitrate concentrated waste solution obtained in the evaporation concentration step may be reduced and decomposed in the sodium nitrate decomposition step. it can.
  • reductive decomposition in the sodium nitrate decomposition step reductive decomposition performed using a reducing agent and a catalyst, or reductive decomposition performed using a reducing agent under supercritical conditions in which water becomes a supercritical fluid is preferably employed.
  • a part of the sodium salt to be recycled in the recycling step is extracted and mixed in the radioactive waste solidified body and solidified, or alternatively mixed in the glass solidified body of high-level radioactive waste. It is preferable to vitrify.
  • nitrate ions in the waste liquid become nitrogen gas and are released into the atmosphere.
  • Sodium ions can be recovered and reused in a reusable form as sodium hydroxide, sodium bicarbonate or sodium carbonate. This makes it possible to significantly reduce the amount of waste generated due to sodium nitrate waste liquid.
  • the amount of waste liquid to be decomposed can be reduced by reducing and decomposing the sodium nitrate concentrated waste liquid. Therefore, the capacity of the processing apparatus can be reduced and the processing time can be shortened.
  • the sodium salt when a part of the sodium salt to be recycled is mixed with the vitrified body, the sodium salt can be used as Na 2 O in the foquette glass component, which is equivalent to it.
  • the amount of new sodium salt can be used in the neutralization process, and the amount of waste generated from sodium nitrate waste liquid can be reduced to zero.
  • FIG. 1 is a process diagram showing an example of an embodiment of the present invention.
  • FIG. 1 is a process diagram showing an example of an embodiment of the present invention.
  • Figure 1 and the following explanation
  • only sodium hydroxide and sodium carbonate are shown as representative examples of sodium salt produced by reductive decomposition of nitric acid and sodium salt to be recycled.
  • the sodium salt is sodium hydrogen carbonate or sodium carbonate.
  • the present invention also includes sodium hydroxide, sodium bicarbonate, or a mixture of one or more of sodium carbonate.
  • the wet reprocessing process for spent nuclear fuel is not limited to the Purex process, as long as it is a reprocessing method that includes the process of dissolving spent nuclear fuel in nitric acid. Advanced wet reprocessing methods, advanced wet methods incorporating direct extraction methods, and the like can also be employed.
  • Nitric acid generated during the distribution process and nitric acid in the cleaning liquid generated during the purification process are mostly recovered by a nitric acid recovery system such as evaporation and concentrated and reused in the wet reprocessing process However, a part becomes surplus nitric acid.
  • sodium nitrate waste liquid is generated.
  • nitric acid and equimolar amount of sodium hydroxide may be reacted.
  • nitric acid-dissolved off-gas is generated in the process of dissolving spent nuclear fuel in nitric acid. Since this off-gas contains nitrogen oxides and trace amounts of radioactive components, the off-gas is cleaned by contacting with the alkaline solution using a scrubber or the like to remove them. Since the washing waste liquid generated at this time also contains sodium nitrate, in the present invention, this washing waste liquid is also referred to as a sodium nitrate waste liquid produced in the neutralization step with sodium hydroxide.
  • the sodium nitrate waste liquid is then subjected to an evaporation concentration process to obtain a sodium nitrate concentrated waste liquid.
  • the solubility of sodium nitrate in water is 91.9 g at 25 ° C and 175.5 g at 100 ° C with respect to lOOg of water, and a considerable amount of sodium nitrate is stably dissolved in the aqueous solution.
  • Sodium nitrate has a melting point of 306.8 ° C and decomposes at 380 ° C.
  • the sodium nitrate waste liquid when the sodium nitrate waste liquid is heated to about 100 ° C, the water in the waste liquid evaporates, and the sodium nitrate does not migrate into the water vapor and is stably present in the waste liquid. Therefore, by heating the sodium nitrate waste liquor with an evaporator with a heating capacity of around 100 ° C, only the water can be evaporated and the sodium nitrate waste liquor can be concentrated. The water vapor generated at this time is condensed into a condensate and discharged out of the system. [0026] Since the concentrated sodium nitrate waste liquid is a low-level radioactive waste, it has traditionally been vitrified, cement-solid or asphalt-solidified, or in liquid form or powder / pellet. It was stored in the middle.
  • the present invention differs from the conventional method in that the sodium nitrate-concentrated waste liquid is subjected to a reductive decomposition process using a reducing agent.
  • This reductive decomposition process significantly generates waste caused by the sodium nitrate waste liquid. An effect peculiar to the present invention that it can be reduced can be achieved.
  • the catalyst reduction method and the supercritical reduction method introduced as the prior art can be employed as the reductive decomposition treatment of the sodium nitrate concentrated waste liquid.
  • the catalyst reduction method and the supercritical reduction method introduced as the prior art can be employed. In either method, sodium nitrate in the sodium nitrate concentrated waste liquid is reduced and decomposed, and nitrate ions are converted into nitrogen gas, and sodium ions are converted into sodium hydroxide and water is also generated. Carbon dioxide gas is generated from the reducing agent used for reductive decomposition.
  • a sponge copper catalyst, a noradium catalyst, a Raney nickel catalyst, a ruthenium catalyst, or the like can be used as a catalyst, and hydrazine or a salt thereof is used as a reducing agent. be able to.
  • formic acid or the like can be used as a reducing agent.
  • the waste liquid generated during the analysis performed in each step of the wet reprocessing process is often nitrate, and if it is acidic, it is neutralized with sodium hydroxide.
  • the nitric acid dissolved off-gas generated in the process of dissolving spent nuclear fuel in nitric acid contains nitrogen oxides and trace amounts of radioactive components.
  • the scrubber or the like is used to clean off-gas in contact with an alkaline solution.
  • sodium hydroxide and water produced by the reductive decomposition of sodium nitrate are recycled to the wet reprocessing process as necessary. Recycled as sodium hydroxide for neutralization of waste liquid generated in the analysis of each process of wet reprocessing process and alkaline liquid for off-gas cleaning I'll do it with you.
  • the sodium nitrate waste liquid generated in the neutralization step is evaporated and concentrated to obtain a sodium nitrate concentrated waste liquid, and then subjected to nitric acid reductive decomposition treatment, which is indicated by a one-dot chain line in FIG.
  • nitric acid reductive decomposition treatment can be applied as it is without evaporating and concentrating the sodium nitrate waste liquid generated in the neutralization step.
  • the organic solvent used as the extraction solvent in the extraction process of the wet reprocessing process is deteriorated in a radiation environment, and therefore, it is necessary to remove the deteriorated component before reuse.
  • the used organic solvent is washed with sodium hydroxide, and the waste solution of sodium nitrate is generated by neutralizing the waste solution with nitric acid.
  • This sodium nitrate waste liquid is evaporated and concentrated in the same manner as the excess nitric acid, and the resulting sodium nitrate concentrated waste liquid is reduced and decomposed using a reducing agent.
  • the used organic solvent is washed with sodium hydroxide, and the sodium nitrate waste liquid generated by neutralizing this washing waste liquid with nitric acid is evaporated and concentrated to form sodium nitrate.
  • Nitrate reductive decomposition treatment is performed after making the concentrated waste liquid, but as shown by the one-dot chain line in Fig. 1, the sodium nitrate waste liquid generated by neutralizing the washing waste liquid of organic solvent is used as it is without being concentrated by evaporation.
  • a reductive decomposition treatment can also be performed.
  • sodium hydroxide hydroxide to be recycled is extracted and mixed with the glass solid.
  • sodium hydroxide can be used as Na 2 O in the borosilicate glass component.
  • a sodium nitrate aqueous solution simulating sodium nitrate waste liquid or sodium nitrate concentrated waste liquid is put into a supercritical reactor, and formic acid (HCOOH) is added as a reducing agent to the reactor, and the temperature inside the reactor is set to 400 ° C. Adjust the pressure to 30MPa. This condition is above the critical point of water (374 ° C, 22MPa), and water is in a supercritical state. After maintaining this state for 30 minutes, the reaction vessel is rapidly cooled to stop the reduction reaction.
  • HCOOH formic acid
  • the mass balance in the sodium salt recycling system obtained by reductive decomposition of sodium nitrate is as follows. That is, theoretically, it is equivalent to a molar ratio, from sodium nitrate 2.0 and formic acid 1.0 to nitrogen gas 1.0, water 4.0, carbon dioxide gas 5.0, and sodium hydroxide sodium 2.0. Generate.
  • Waste oxide (excluding Na 2 O): 15wt%
  • a certain percentage of the amount of italic sodium hydroxide to be italized can be mixed into the vitrified body, and a corresponding amount of fresh sodium hydroxide can be used in the neutralization step.
  • a recycling system capable of reducing the amount of waste generated due to the sodium nitrate waste liquid to zero.

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Abstract

使用済核燃料を硝酸に溶解する工程を含む湿式再処理プロセスから発生する硝酸廃液または硝酸溶解オフガスに、水酸化ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは炭酸ナトリウムから選ばれる１種または２種以上のナトリウム塩を添加しまたは接触させて中和し硝酸ナトリウム廃液とする中和工程；中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を還元剤を用いて還元分解することにより、硝酸ナトリウムを窒素ガスと前記ナトリウム塩に分解する硝酸ナトリウム分解工程；および、硝酸ナトリウム分解工程で発生した前記ナトリウム塩を中和工程または湿式再処理プロセスへリサイクルする工程；からなる硝酸ナトリウム廃液の分解によるナトリウム塩のリサイクルシステムである。中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮した硝酸ナトリウム濃縮廃液を、硝酸ナトリウム分解工程で還元分解してもよい。  

Description

明 細 書
使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム 技術分野
[0001] 本発明は、使用済核燃料の湿式再処理プロセスから二次廃棄物として発生する硝 酸ナトリウム廃液を還元分解し、得られる水酸ィ匕ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは 炭酸ナトリウム力 選ばれるナトリウム塩をリサイクルすることにより、二次廃棄物であ る硝酸ナトリウム廃液の発生を大幅に低減させる技術に関するものである。
背景技術
[0002] 使用済核燃料の湿式再処理法としては、軽水炉燃料の再処理技術として従来から 使用されて 、るピューレックス法が知られて 、る。
この方法は、先ず、使用済核燃料をせん断した後、燃料の小片を硝酸で溶解する [ 溶解工程]。硝酸溶解液中には、ウラン、プルトニウム及び FP (核分裂生成物）の他 に FPの不溶解残查やせん断時に生ずる被覆管細片等の固体不純物が含まれて!/ヽ るため、これらを除去するとともに、硝酸濃度等を調整する [清澄'調整工程]。この硝 酸溶解液を、 n—ドデカンと TBP (リン酸トリプチル)を混合した有機溶媒と接触させて 、ウランとプルトニウムを有機溶媒相に抽出し [抽出工程]、 FPは硝酸水相に残し高 レベル廃液としてガラス固化される。ウランとプルトニウムを含む有機溶媒相は、ゥラ ナスや HAN (硝酸ヒドロキシルァミン)を含有する硝酸水相と接触させて、硝酸水相 にプルトニウムを逆抽出し、ウランは有機溶媒相に残す [分配工程]。ウラン含有有機 溶媒相はさらに希硝酸溶液と接触させてウランを硝酸水相に逆抽出する。得られたゥ ラン含有硝酸溶液およびプルトニウム含有硝酸溶液は抽出、洗浄、逆抽出、及び濃 縮を行い、 FP等の不純物を除去する [精製工程]。精製後のウラン含有硝酸溶液お よびプルトニウム含有硝酸溶液を脱硝してウラン酸ィ匕物およびプルトニウム酸ィ匕物と して回収する [脱硝工程]。
[0003] また、ピューレックス法の改良型として、 RETF (リサイクル機器試験施設)に代表さ れる再処理技術開発、先進湿式再処理法、直接抽出法を取り入れた先進湿式法が 提案されている（非特許文献 1および 2)。 RETFにおける高速炉燃料の再処理技術開発は、軽水炉燃料の再処理技術とし て実用化されて ヽるピューレックス法を基本にして着手されたものである。高速炉燃 料の燃焼度の高さによる FPの多さ等に対応して溶解、清澄、抽出各工程の高性能 化が必要となったので、連続溶解槽、遠心清澄機、遠心抽出器が新たに開発された 力 使用済燃料の溶解液力ものウランとプルトニウムの分離はピューレックス法で行 われている。
先進湿式再処理法では、燃料の硝酸溶解液に大量に含まれるウランの一部を、ゥ ラン溶解度の温度依存性を利用して沈殿分離するウラン晶析法によりあらかじめ分 離回収することにより、後段の溶媒抽出工程以降で取り扱う核物質量を減少させた方 法である。また、従来のピューレックス法で回収されるウラン酸ィ匕物およびプルトニゥ ム酸ィ匕物は、 MOX (混合酸化物)燃料として使用するために、適切な比となるよう〖こ プルトニウム酸ィ匕物にウラン酸ィ匕物を混合していた。し力しながら、ピューレックス法 に供する使用済核燃料の硝酸溶解液中のウラン Zプルトニウム比を、あら力じめ MO X燃料にとって適切な比としておき、ウランとプルトニウムを有機溶媒に抽出した後、 一括で有機溶媒力 逆抽出することにより、適切な比のウラン Zプルトニウム混合酸 化物のみを得ることができる。このようなプロセスが先進湿式再処理法で提案されて いる。
[0004] 直接抽出法を取り入れた先進湿式法は、先進湿式再処理プロセスの代替技術の 一つとして提案されており、硝酸と TBPが錯体を形成している状態の溶媒 (TBP硝酸 錯体)と、固体の使用済核燃料とを直接接触させることにより、ウランとプルトニウムを 選択的に回収する方法である。この方法は、先進湿式再処理プロセスに比べて簡略 化できるとともに、溶解用硝酸や抽出工程から発生する廃液量が低減され、高レべ ル廃液濃縮工程の削減が期待できる。
[0005] 上述した湿式再処理プロセスは、使用済核燃料を硝酸に溶解する工程を含むもの であり、ウランやプルトニウムの分離'分配や精製過程で生ずる洗浄液中の硝酸は、 蒸発濃縮等の硝酸回収システムでその多くは回収されて再利用される力 一部は余 剰硝酸となる。この余剰硝酸を水酸ィ匕ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは炭酸ナトリ ゥム力 選ばれるナトリウム塩で中和することにより硝酸ナトリウム廃液が発生する。な お、本明細書中において「ナトリウム塩」という用語は、水酸化ナトリウム、炭酸水素ナ トリウムまたは炭酸ナトリウムを指す用語として使用している。
[0006] また、微量ではあるが、湿式再処理プロセスの各工程で行われる分析に際して発 生する廃液も硝酸塩であることが多ぐこれが酸性であればナトリウム塩で中和処理 がなされて硝酸ナトリウム廃液が発生する。
さらに、使用済核燃料を硝酸に溶解する際に発生するオフガス中には、窒素酸ィ匕 物や微量の放射性成分等が混合されており、これらを除去するためにナトリウム塩の アルカリ液でオフガスを洗浄しており（アルカリスクラビング）、この洗浄廃液として硝 酸ナトリウム廃液が発生する。
この他に、放射線で劣化した有機溶媒は、劣化成分を除去するために、ナトリウム 塩を用いて洗浄される。このナトリウム塩の廃液は硝酸で中和されて硝酸ナトリウム廃 液となる。
[0007] 湿式再処理プロセスから二次廃棄物として発生するこれらの硝酸ナトリウム廃液は、 蒸発濃縮等の処理を施して濃縮し、凝縮液は排出し、濃縮液は低レベル放射性廃 棄物であるため、ガラス固化、セメント固ィ匕もしくはアスファルト固化したり、液体のま ま、ある 、は粉末 ·ペレット化して中間貯蔵されて 、る。
[0008] 一方、硝酸性窒素を含有する廃水中の硝酸性窒素を、還元剤と触媒を用いて窒素 ガスに還元する触媒還元法や、水が超臨界流体となる超臨界条件で還元剤を用い て窒素ガスに還元する超臨界還元法が従来力 種々提案されて 、る。
[0009] 触媒還元法としては、還元剤として水素を用いる方法と、水素以外の還元剤を用い る方法が知られている。水素を還元剤として用いる方法としては、例えば、硝酸性窒 素を水素の存在下でゼォライト系触媒を用いて窒素に還元する方法が挙げられる（ 非特許文献 3)。水素以外の還元剤を用いる方法としては、例えば、硝酸性窒素を含 む排水にヒドラジン等の還元剤を添加し、スポンジ銅触媒と接触させて硝酸性窒素を 亜硝酸性窒素へ還元した後、更にヒドラジン等でパラジウム触媒と接触させて亜硝酸 性窒素を窒素ガスに還元する方法が挙げられる (特許文献 1)。
[0010] 超臨界還元法としては、例えば、水が超臨界流体となる条件、すなわち水の臨界点（ 374°C、 22MPa)以上の温度、圧力状態で、アルコール、アンモニア、糖質、ギ酸、 シユウ酸と 、つた還元剤を用いて硝酸塩中の窒素分を窒素ガスに還元する方法が挙 げられる (特許文献 2)。
[0011] 非特許文献 1 :「高速炉燃料再処理技術の開発」日本機械学会 (N0.96-3)第 5回動力 •エネルギー技術シンポジウム， 96講演論文集
非特許文献 2 :「再処理システムに関する要素技術開発一先進湿式再処理技術一」、 サイクル機構技報、 No.24別冊、 153-164、 2004年 11月。
非特許文献 3 :「排水中の硝酸性窒素の湿式還元分解処理技術の開発」、平成 14年 度〜 16年度技術開発促進事業終了報告書、 1-26 RITE-若松第 2研究室、地球環 境産業技術研究機構、平成 17年 3月。
特許文献 1 :特開 2003— 126872号公報
特許文献 2：特開 2005— 241531号公報
発明の開示
発明が解決しょうとする課題
[0012] 前述したように、使用済核燃料の湿式再処理プロセスから二次廃棄物として発生す る硝酸ナトリウム廃液は、蒸発濃縮等の処理を施して濃縮し、凝縮液は排出し、濃縮 液は低レベル放射性廃棄物であるため、ガラス固化、セメント固ィ匕もしくはァスフアル ト固化して保管したり、液体のまま、あるいは粉末 'ペレツトイ匕して中間貯蔵されている し力しながら、使用済核燃料を湿式再処理するに際しては、二次廃棄物である硝 酸ナトリウム廃液が必然的に発生し、それに伴い放射性廃棄物の処理量も増大する 。この点が、湿式再処理プロセスを実施する上で、大きな問題となっている。
[0013] そこで本発明は、使用済核燃料の湿式再処理プロセスから発生する硝酸ナトリウム 廃液を還元分解し、分解生成物であるナトリウム塩を回収 ·再利用を図ることで、硝酸 ナトリウム廃液に起因する放射性廃棄物発生量を大幅に低減することができる新規 かつ改良された方法を提供することを目的としてなされたものである。
課題を解決するための手段
[0014] 本発明者らは、使用済核燃料の湿式再処理プロセスから発生する硝酸ナトリウム廃 液、あるいは湿式再処理プロセスで使用した有機溶媒の洗浄により発生する硝酸ナ トリウム廃液の処理に、従来から提案されて!ヽる触媒還元法あるいは超臨界還元法 を適用して硝酸ナトリウムを還元分解することによって、硝酸ナトリウムに起因する二 次廃棄物の発生を効率よく低減できることを見出し、本発明を完成させたものである
[0015] すなわち、本発明の一つの実施形態は、使用済核燃料を硝酸に溶解する工程を 含む湿式再処理プロセスから発生する硝酸廃液または硝酸溶解オフガスに、水酸化 ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは炭酸ナトリウム力 選ばれる 1種または 2種以上 のナトリウム塩を添加しまたは接触させて中和し硝酸ナトリウム廃液とする中和工程； 前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を還元剤を用いて還元分解することに より、硝酸ナトリウムを窒素ガスと前記ナトリウム塩に分解する硝酸ナトリウム分解工程 ；および、前記硝酸ナトリウム分解工程で生成した前記ナトリウム塩を前記中和工程ま たは前記湿式再処理プロセスへリサイクルする工程;からなることを特徴とする使用済 核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステムである。
必要に応じて、前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮する蒸発 濃縮工程を設け、前記蒸発濃縮工程で得られた硝酸ナトリウム濃縮廃液を前記硝酸 ナトリウム分解工程で還元分解することもできる。
[0016] 本発明の別な実施形態は、 使用済核燃料の湿式再処理プロセスで使用した有機 溶媒を水酸化ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは炭酸ナトリウム力 選ばれる 1種ま たは 2種以上のナトリウム塩で洗浄する有機溶媒洗浄工程;前記有機溶媒洗浄工程 で発生した前記ナトリウム塩の廃液を硝酸で中和し硝酸ナトリウム廃液とする中和ェ 程;前記中和工程で発生した硝酸ナトリウム廃液を還元剤を用いて還元分解すること により、硝酸ナトリウムを窒素ガスと前記ナトリウム塩に分解する硝酸ナトリウム分解ェ 程;および、前記硝酸ナトリウム分解工程で生成した前記ナトリウム塩を前記有機溶 媒洗浄工程または前記湿式再処理プロセスへリサイクルする工程；からなることを特 徴とする使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステムである。 必要に応じて、前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮する蒸発 濃縮工程を設け、前記蒸発濃縮工程で得られた硝酸ナトリウム濃縮廃液を前記硝酸 ナトリウム分解工程で還元分解することもできる。 [0017] 前記硝酸ナトリウム分解工程における還元分解は、還元剤と触媒を用いて行う還元 分解、あるいは水が超臨界流体となる超臨界条件で還元剤を用いて行う還元分解が 好ましく採用でさる。
[0018] また、前記リサイクル工程においてリサイクルさせるナトリウム塩の一部を抜き出し、 放射性廃棄物固化体中に混合して固化処理するか、あるいはまた、高レベル放射性 廃棄物のガラス固化体中に混合してガラス固化処理することが好ましい。 発明の効果
[0019] 本発明によれば、使用済核燃料の湿式再処理プロセスから二次廃棄物として発生 する硝酸ナトリウム廃液を還元分解することにより、廃液中の硝酸イオンは窒素ガスと なり大気中に放出することができ、ナトリウムイオンは水酸ィ匕ナトリウム、炭酸水素ナト リウムまたは炭酸ナトリウムとして再利用可能な形で回収 ·再利用を図ることができる。 これにより、硝酸ナトリウム廃液に起因する廃棄物発生量の大幅な低減が可能となる
[0020] また、中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮して硝酸ナトリウム濃縮廃 液とした後、この硝酸ナトリウム濃縮廃液を還元分解することにより、分解処理する廃 液量を低減できるため処理装置の容量を低減できるとともに、処理時間を短縮するこ とがでさる。
[0021] さらに、リサイクル工程においてリサイクルさせるナトリウム塩の一部を抜き出し、放 射性廃棄物固化体中に混合して固化処理することにより、リサイクルさせるナトリウム 塩中に放射能が蓄積するのを低減させることができる。
特に、リサイクルさせるナトリウム塩の一部をガラス固化体に混合する場合には、ホ ゥケィ酸ガラス成分中の Na Oとしてナトリウム塩を利用できるため、それに相当する
2
量の新たなナトリウム塩を中和工程に使用することが可能となり、硝酸ナトリウム廃液 に起因する廃棄物の発生量をゼロにすることができる。
図面の簡単な説明
[0022] [図 1]本発明の実施形態の一例を示す工程図である。
発明を実施するための最良の形態
[0023] 図 1は、本発明の実施形態の一例を示す工程図である。なお、図 1および以下の説 明にお 、ては、硝酸の還元分解で生成するナトリウム塩およびリサイクルさせるナトリ ゥム塩の代表例として水酸ィ匕ナトリウムのみを示して 、るが、ナトリウム塩が炭酸水素 ナトリウムまたは炭酸ナトリウムである場合や、水酸化ナトリウム、炭酸水素ナトリウムま たは炭酸ナトリウムの 1種または 2種以上の混合物である場合も本発明に含まれる。 使用済核燃料の湿式再処理プロセスとしては、使用済核燃料を硝酸に溶解するェ 程を含む再処理方法であれば、ピューレックス法に限らず、従来技術として紹介した RETFに代表される再処理技術、先進湿式再処理法、直接抽出法を取り入れた先 進湿式法等も採用することができる。
湿式再処理プロセスにおけるウランやプルトニウムの分離'分配過程で発生する硝 酸や精製過程で生ずる洗浄液中の硝酸は、蒸発濃縮等の硝酸回収システムでその 多くは回収されて湿式再処理プロセスで再利用されるが、一部は余剰硝酸となる。
[0024] この余剰硝酸を水酸ィ匕ナトリウムで中和することにより硝酸ナトリウム廃液が発生す る。硝酸の中和反応には、硝酸と等モルの水酸ィ匕ナトリウムを反応させればよい。 なお、湿式再処理プロセスにおいては、使用済核燃料を硝酸に溶解する工程で硝 酸溶解オフガスが発生する。このオフガス中には窒素酸化物や微量の放射性成分 等が含まれるため、これらの除去のためにスクラバ等を用いてオフガスをアルカリ液と 接触させて洗浄する。この際生ずる洗浄廃液にも硝酸ナトリウムが含有されるため、 本発明においては、この洗浄廃液も、水酸ィ匕ナトリウムによる中和工程で生ずる硝酸 ナトリウム廃液と称する。
[0025] 硝酸ナトリウム廃液は、次いで蒸発濃縮処理を施すことにより、硝酸ナトリウム濃縮 廃液とする。硝酸ナトリウムの水への溶解度は、水 lOOgに対して、 25°Cで 91. 9g、 1 00°Cで 175. 5gであり、水溶液中には相当量の硝酸ナトリウムが安定に溶解して存 在している。また、硝酸ナトリウムの融点は 306. 8°Cであり、 380°Cで分解する。した がって、硝酸ナトリウム廃液を 100°C程度に加熱すると、廃液中の水分は蒸発し、硝 酸ナトリウムは水蒸気中には移行せずに廃液中に安定に存在している。このため、硝 酸ナトリウム廃液を、 100°C前後の加熱能力をもつ蒸発缶で加熱することにより、水 分のみが蒸発して硝酸ナトリウム廃液を濃縮できる。この際発生する水蒸気は凝縮し て凝縮液とし、系外へ排出する。 [0026] 力べして得られた硝酸ナトリウム濃縮廃液は、低レベル放射性廃棄物であるため、 従来は、ガラス固化、セメント固ィ匕もしくはアスファルト固化したり、液体のまま、あるい は粉末 ·ペレツト化して中間貯蔵されて 、た。
これに対して本発明では、硝酸ナトリウム濃縮廃液を還元剤を用いて還元分解する 処理を施す点で従来と異なり、この還元分解処理によって、硝酸ナトリウム廃液に起 因する廃棄物の発生を大幅に低減できるという本発明に特有の効果が達成できるの である。
[0027] 硝酸ナトリウム濃縮廃液の還元分解処理としては、従来技術として紹介した触媒還 元法や超臨界還元法を採用することができる。いずれの方法においても、硝酸ナトリ ゥム濃縮廃液中の硝酸ナトリウムは還元分解されて、硝酸イオンは窒素ガスに、ナトリ ゥムイオンは水酸ィ匕ナトリウムに転ィ匕し、水も生成する。また、還元分解に使用された 還元剤からは炭酸ガスが生成する。
[0028] 触媒還元法により硝酸ナトリウムを還元分解するに際しては、触媒としてスポンジ銅 触媒、ノラジウム触媒、ラネーニッケル触媒、ルテニウム触媒等を使用することができ 、還元剤としてヒドラジン、またはその塩等を使用することができる。また、超臨界還元 法を採用するに際しては、還元剤としてギ酸等を使用することができる。
[0029] 生成物のうち、窒素ガスと炭酸ガスのガス成分は大気中に放出し、液中に存在する 水酸ィ匕ナトリウムと水は、余剰硝酸の中和に使用する水酸ィ匕ナトリウムとして再利用 する。
また、湿式再処理プロセスの各工程で行われる分析に際して発生する廃液も硝酸 塩であることが多ぐこれが酸性であれば水酸ィ匕ナトリウムで中和処理がなされる。さ らに、湿式再処理プロセスにおいて、使用済核燃料を硝酸に溶解する工程で発生す る硝酸溶解オフガス中には窒素酸ィ匕物や微量の放射性成分等が含まれるため、こ れらの除去のためにスクラバ等を用いてオフガスをアルカリ液と接触させて洗浄する そのため、硝酸ナトリウムの還元分解で生成した水酸ィ匕ナトリウムや水を、必要に応 じて湿式再処理プロセスへリサイクルして、湿式再処理プロセス各工程の分析で発生 する廃液の中和用の水酸化ナトリウムやオフガス洗浄用のアルカリ液として再利用す ることちでさる。
[0030] なお、上述した例では、中和工程で生じた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮して硝酸 ナトリウム濃縮廃液とした後、硝酸還元分解処理を施しているが、図 1の一点鎖線で 示したように、中和工程で生じた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮することなぐそのま ま硝酸還元分解処理を施すこともできる。
[0031] 一方、湿式再処理プロセスの抽出工程で抽出溶媒として使用した有機溶媒につい ては、放射線環境下で劣化するため、再利用するに先立って、劣化成分を除去する 必要がある。劣化成分を除去するために、使用した有機溶媒を水酸化ナトリウムを用 いて洗浄し、この洗浄廃液を硝酸で中和することにより硝酸ナトリウム廃液が発生す る。この硝酸ナトリウム廃液も、余剰硝酸と同様にして蒸発濃縮を施し、得られた硝酸 ナトリウム濃縮廃液を還元剤を用いて還元分解する。分解生成物のうち、窒素ガスと 炭酸ガスのガス成分は大気中に放出し、液中に存在する水酸化ナトリウムと水は、使 用した有機溶媒の洗浄に用いる水酸化ナトリウムとして再利用する。また必要に応じ て、湿式再処理プロセスへリサイクルして、湿式再処理プロセス各工程の分析で発生 する廃液の中和用の水酸化ナトリウムやオフガス洗浄用のアルカリ液として再利用す る。
[0032] なお、上述した例においても、使用済の有機溶媒を水酸ィ匕ナトリウムを用いて洗浄 し、この洗浄廃液を硝酸で中和して生ずる硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮して硝酸ナ トリウム濃縮廃液とした後、硝酸還元分解処理を施しているが、図 1の一点鎖線で示 したように、有機溶媒の洗浄廃液を中和して生ずる硝酸ナトリウム廃液を、蒸発濃縮 することなぐそのまま硝酸還元分解処理を施すこともできる。
[0033] 硝酸ナトリウム廃液または硝酸ナトリウム濃縮廃液を還元分解して生成 ·回収した水 酸化ナトリウムを再利用する場合、循環回数が増えるのに伴い、水酸化ナトリウム中 に FPに起因する放射能が蓄積される。その場合には、リサイクルさせる水酸ィ匕ナトリ ゥムの一部を抜き出して、他の放射性廃棄物と一緒にガラス固化、セメント固ィヒもしく はアスファルト固化等により固化処理することによって、リサイクルさせる水酸ィ匕ナトリ ゥム中の放射能蓄積を低減させることができる。
[0034] 特に、リサイクルさせる水酸ィ匕ナトリウム中の一部を抜き出して、ガラス固化体に混 合する場合には、ホウケィ酸ガラス成分中の Na Oとして水酸ィ匕ナトリウムを利用でき
2
るため、それに相当する量の新たな水酸ィ匕ナトリウムを中和工程に使用することが可 能となり、硝酸ナトリウム廃液に起因する廃棄物をゼロにすることができる。
実施例
[0035] 硝酸ナトリウム廃液または硝酸ナトリウム濃縮廃液を疑似した硝酸ナトリウム水溶液 を超臨界反応器内に投入し、これに還元剤としてギ酸 (HCOOH)を添加した後、反 応器内を温度 400°C、圧力 30MPaに調整する。この条件は、水の臨界点（374°C、 22MPa)を上回っており、水は超臨界状態となっている。この状態を 30分保持した 後、反応容器を急冷して還元反応を停止させる。
[0036] このときの還元分解生成物は、窒素の割合で示すと、窒素 95%、硝酸イオン 4%、 亜硝酸イオン 1%となり、硝酸ナトリウム中の硝酸イオンがほとんど分解していることが わかる。この還元反応は下記式によって表される。
[0037] 2NaNO + 5HCOOH→ N + 2NaOH + 5CO +4H O
3 2 2 2
[0038] この化学反応式から、硝酸ナトリウムの還元分解により得られるナトリウム塩リサイク ルシステムにおけるマスバランスは下記のようになる。すなわち、理論的には、モル比 相当で、硝酸ナトリウム 2. 0とギ酸 1. 0から、窒素ガス 1. 0、水 4. 0、炭酸ガス 5. 0、 水酸ィ匕ナトリウム 2. 0が生成する。
[0039] これらの生成物のうち、水酸化ナトリウムと水は、湿式再処理プロセスから発生する 余剰硝酸の中和工程にリサイクルさせ、窒素ガスと炭酸ガスのガス成分は大気中に 放出させる。
[0040] また、水酸ィ匕ナトリウムのリサイクルにより、水酸ィ匕ナトリウム中に放射能が蓄積され るので、これを低減させるために、リサイクルさせる水酸ィ匕ナトリウムの一部を抜き出し て高レベル放射性廃液のガラス固化体に投入する。再処理施設で行われて!/ヽるガラ ス固化体のホウケィ酸ガラス成分の一例を下記に示す。
[0041] SiO ： 43-47wt%
2
B O ： 14wt%
2 3
Al O ： 3. 5- 5wt%
2 3
Na O : 10wt% その他のガラス成分： 9 12. 5wt%
廃棄物酸化物 (Na Oを除く）： 15wt%
2
上記のごときホウケィ酸ガラス成分のうちの約 1(^％含有される Na Oとして、リサ
2
イタルされる水酸ィ匕ナトリウムの量の一定割合をガラス固化体に混合でき、それに相 当する量の新たな水酸ィ匕ナトリウムを中和工程で使用することができる。その結果、 硝酸ナトリウム廃液に起因する廃棄物発生量をゼロにすることが可能なリサイクルシ ステムが提供できる。

Claims

請求の範囲
[1] 使用済核燃料を硝酸に溶解する工程を含む湿式再処理プロセスから発生する硝 酸廃液または硝酸溶解オフガスに、水酸化ナトリウム、炭酸水素ナトリウムまたは炭酸 ナトリウム力 選ばれる 1種または 2種以上のナトリウム塩を添加しまたは接触させて 中和し硝酸ナトリウム廃液とする中和工程；
前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を還元剤を用いて還元分解することに より、硝酸ナトリウムを窒素ガスと前記ナトリウム塩に分解する硝酸ナトリウム分解工程 ；および
前記硝酸ナトリウム分解工程で発生した前記ナトリウム塩を前記中和工程または前 記湿式再処理プロセスへリサイクルする工程；
力 なることを特徴とする使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクル システム。
[2] 前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮する蒸発濃縮工程を設け
、前記蒸発濃縮工程で得られた硝酸ナトリウム濃縮廃液を前記硝酸ナトリウム分解ェ 程で還元分解することを特徴とする請求項 1に記載の使用済核燃料の湿式再処理に おけるナトリウム塩リサイクルシステム。
[3] 使用済核燃料の湿式再処理プロセスで使用した有機溶媒を水酸化ナトリウム、炭 酸水素ナトリウムまたは炭酸ナトリウム力 選ばれる 1種または 2種以上のナトリウム塩 で洗浄する有機溶媒洗浄工程；
前記有機溶媒洗浄工程で発生した前記ナトリウム塩の廃液を硝酸で中和し硝酸ナ トリウム廃液とする中和工程；
前記中和工程で発生した硝酸ナトリウム廃液を還元剤を用いて還元分解することに より、硝酸ナトリウムを窒素ガスと前記ナトリウム塩に分解する硝酸ナトリウム分解工程
；および
前記硝酸ナトリウム分解工程で生成した前記ナトリウム塩を前記有機溶媒洗浄工程 または前記湿式再処理プロセスへリサイクルする工程；
力 なることを特徴とする使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクル システム。
[4] 前記中和工程で得られた硝酸ナトリウム廃液を蒸発濃縮する蒸発濃縮工程を設け 、前記蒸発濃縮工程で得られた硝酸ナトリウム濃縮廃液を前記硝酸ナトリウム分解ェ 程で還元分解することを特徴とする請求項 3に記載の使用済核燃料の湿式再処理に おけるナトリウム塩リサイクルシステム。
[5] 前記硝酸ナトリウム分解工程における還元分解は、還元剤と触媒を用いて行う還元 分解、あるいは水が超臨界流体となる超臨界条件で還元剤を用いて行う還元分解に より行うことを特徴とする請求項 1〜4のいずれか 1項に記載の使用済核燃料の湿式 再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム。
[6] 前記リサイクル工程においてリサイクルさせる前記ナトリウム塩の一部を抜き出し、 放射性廃棄物固化体中に混合して固化処理することを特徴とする請求項 1〜5のい ずれか 1項に記載の使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシス テム。
[7] 前記リサイクル工程においてリサイクルさせる前記ナトリウム塩の一部を抜き出し、 高レベル放射性廃棄物のガラス固化体中に混合してガラス固化処理することを特徴 とする請求項 1〜5のいずれ力 1項に記載の使用済核燃料の湿式再処理におけるナ トリウム塩リサイクルシステム。
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JP2007554876A JP5038160B2 (ja) 2006-01-19 2007-01-15 使用済核燃料の湿式再処理におけるナトリウム塩リサイクルシステム
EP07706729.6A EP1975945A4 (en) 2006-01-19 2007-01-15 SODIUM SALT RECYCLING SYSTEM FOR USE IN WET REMRESTMENT OF USED NUCLEAR FUEL
CN2007800031582A CN101375347B (zh) 2006-01-19 2007-01-15 使用过的核燃料的湿式再处理中的钠盐回收系统

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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009072443A1 (ja) * 2007-12-05 2009-06-11 Jgc Corporation 放射性廃液の処理方法および処理装置
JP2015055527A (ja) * 2013-09-11 2015-03-23 日本テクノ株式会社 高周波振動撹拌のエネルギーと、その撹拌機の振動羽根を両極として水の電気分解により発生するナノ・マイクロバブルの破裂エネルギーの共用で、ある元素から他の元素に変換させる技術及び処理方法、並びに放射性セシウム１３７及び１３４等の放射性物質の無害化する技術及び方法
CN107475153A (zh) * 2017-09-05 2017-12-15 鄂托克旗科学技术局 无残留钠盐废液的螺旋藻养殖方法

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5386215B2 (ja) * 2009-04-08 2014-01-15 日揮株式会社 放射性廃液の処理方法および処理装置
US8871991B2 (en) 2012-09-11 2014-10-28 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method for stabilizing fuel containing reactive sodium metal
CN104900283B (zh) * 2015-04-03 2018-02-09 中国核电工程有限公司 一种核电厂放射性废液处理系统
CN104900284B (zh) * 2015-04-03 2018-05-01 中国核电工程有限公司 一种用于核电厂放射性废液复用的处理系统
CN106782736B (zh) * 2017-01-12 2018-03-13 中国原子能科学研究院 Mox燃料芯块废品的干法回收工艺
CN108164138B (zh) * 2018-03-26 2020-01-07 陈蕾 医药废盐的无害化处理方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01316695A (ja) * 1988-06-17 1989-12-21 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法
JPH06258494A (ja) * 1993-03-02 1994-09-16 Toshiba Corp 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法
JP2004101270A (ja) * 2002-09-06 2004-04-02 Hitachi Ltd 放射性廃棄物の処理方法および処理装置
JP2004354313A (ja) * 2003-05-30 2004-12-16 Toshiba Corp 放射性廃液の処理方法および処理設備
JP2005241531A (ja) * 2004-02-27 2005-09-08 Toshiba Corp 硝酸塩を含む廃棄物処理装置および方法
JP2005329304A (ja) * 2004-05-19 2005-12-02 Mitsubishi Materials Corp 硝酸廃液の処理方法

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2449588C2 (de) * 1974-10-18 1985-03-28 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Zersetzung einer wäßrigen, radioaktiven Abfallösung mit gelösten, anorganischen und organischen Inhaltsstoffen
DE2449589C2 (de) * 1974-10-18 1984-09-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden
US4358426A (en) * 1980-12-17 1982-11-09 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing
JPS6450998A (en) * 1987-08-21 1989-02-27 Power Reactor & Nuclear Fuel Electrolysis treating method of radioactive waste liquid
JP2731299B2 (ja) * 1991-03-12 1998-03-25 株式会社東芝 低レベル濃縮廃液の減容方法
JPH06242294A (ja) * 1993-02-19 1994-09-02 Kawasaki Heavy Ind Ltd 硝酸ナトリウムを含む放射性廃液の循環処理法
GB9524366D0 (en) * 1995-11-29 1996-01-31 British Nuclear Fuels Plc A method of waste treatment
JP4311811B2 (ja) * 1999-05-07 2009-08-12 株式会社神戸製鋼所 放射性廃液の処理方法
JP3496669B2 (ja) 2001-10-29 2004-02-16 住友金属鉱山株式会社 硝酸性窒素含有排水の処理方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01316695A (ja) * 1988-06-17 1989-12-21 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法
JPH06258494A (ja) * 1993-03-02 1994-09-16 Toshiba Corp 使用済燃料再処理の低レベル放射性廃液の処理方法
JP2004101270A (ja) * 2002-09-06 2004-04-02 Hitachi Ltd 放射性廃棄物の処理方法および処理装置
JP2004354313A (ja) * 2003-05-30 2004-12-16 Toshiba Corp 放射性廃液の処理方法および処理設備
JP2005241531A (ja) * 2004-02-27 2005-09-08 Toshiba Corp 硝酸塩を含む廃棄物処理装置および方法
JP2005329304A (ja) * 2004-05-19 2005-12-02 Mitsubishi Materials Corp 硝酸廃液の処理方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP1975945A4 *

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009072443A1 (ja) * 2007-12-05 2009-06-11 Jgc Corporation 放射性廃液の処理方法および処理装置
EP2192595A1 (en) * 2007-12-05 2010-06-02 JGC Corporation Method for treating radioactive waste solution and treatment apparatus
CN101796592A (zh) * 2007-12-05 2010-08-04 日挥株式会社 放射性废液的处理方法及处理装置
EP2192595A4 (en) * 2007-12-05 2012-10-03 Jgc Corp PROCESS FOR TREATING A RADIOACTIVE WASTE SOLUTION AND TREATMENT APPARATUS
US8476481B2 (en) 2007-12-05 2013-07-02 Jgc Corporation Method for treating radioactive liquid waste and apparatus for the same
JP5331707B2 (ja) * 2007-12-05 2013-10-30 日揮株式会社 放射性廃液の処理方法および処理装置
JP2015055527A (ja) * 2013-09-11 2015-03-23 日本テクノ株式会社 高周波振動撹拌のエネルギーと、その撹拌機の振動羽根を両極として水の電気分解により発生するナノ・マイクロバブルの破裂エネルギーの共用で、ある元素から他の元素に変換させる技術及び処理方法、並びに放射性セシウム１３７及び１３４等の放射性物質の無害化する技術及び方法
CN107475153A (zh) * 2017-09-05 2017-12-15 鄂托克旗科学技术局 无残留钠盐废液的螺旋藻养殖方法

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