JPH01316695A - 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 - Google Patents
凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法Info
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- JPH01316695A JPH01316695A JP63149653A JP14965388A JPH01316695A JP H01316695 A JPH01316695 A JP H01316695A JP 63149653 A JP63149653 A JP 63149653A JP 14965388 A JP14965388 A JP 14965388A JP H01316695 A JPH01316695 A JP H01316695A
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は再処理工場や燃料製造工場のスクラップ処理工
程に利用できる凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方
法に関するものである。
程に利用できる凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方
法に関するものである。
一般に、再処理工場や燃料製造工場の溶媒抽出工程に用
いて劣化した溶媒は、炭酸ナトリウム、水酸化ナトリウ
ム溶液で洗浄し、不純物を除去してから再利用している
。
いて劣化した溶媒は、炭酸ナトリウム、水酸化ナトリウ
ム溶液で洗浄し、不純物を除去してから再利用している
。
しかしながら、上記の方法はナトリウムを含む洗浄廃液
が発生すること、劣化が進んだ溶媒は洗浄しても不純物
は除去できない欠点がある。さらに、これらナトリウム
を含む廃液は、硝酸と結合して硝酸ナトリウムとなり、
硝酸ナトリウムを含む廃液は蒸発缶で′ａ縮しても、硝
酸ナトリウム含有珊により成る以上は減容できない。
が発生すること、劣化が進んだ溶媒は洗浄しても不純物
は除去できない欠点がある。さらに、これらナトリウム
を含む廃液は、硝酸と結合して硝酸ナトリウムとなり、
硝酸ナトリウムを含む廃液は蒸発缶で′ａ縮しても、硝
酸ナトリウム含有珊により成る以上は減容できない。
硝酸ナトリウムの同化は、通常低放射性の場合はアスフ
ァルト固化を行い、高放射性の場合はガラス固化を行っ
ている。しかし、現実には放射性物質を固化するのでは
なく、あたかも放射性物質に同伴する大量の硝酸ナトリ
ウムを固化するのが目的であるかのようになっている。
ァルト固化を行い、高放射性の場合はガラス固化を行っ
ている。しかし、現実には放射性物質を固化するのでは
なく、あたかも放射性物質に同伴する大量の硝酸ナトリ
ウムを固化するのが目的であるかのようになっている。
そのため、可能な躍りナトリウムを利用しないプロセス
の開発が望まれている。また、放射性廃液の濃縮は、蒸
発缶が考えられるが、高温下での処理を行うため硝酸に
よる構成材料の腐食が問題となっている。
の開発が望まれている。また、放射性廃液の濃縮は、蒸
発缶が考えられるが、高温下での処理を行うため硝酸に
よる構成材料の腐食が問題となっている。
本発明は上記問題点を解決するためのもので、凍結真空
乾燥法を用い、構成材料の腐食防止、火災、爆発の恐れ
がなく、安全性が高く、可能な限りナトリウム含有物質
を利用せず、アスファルト固化設備、ガラス固化設備の
省略化や筒素化が図れ、ソルトフリーの工程を目指すも
ので、さらに凍結真空乾燥法を廃液処理に用い、回収酸
は利用し、閉サイクルを構成し、残渣は可能な限り減容
した形状で回収することができる凍結真空乾燥法を用い
た核燃料再処理方法を捷供することを目的とする。
乾燥法を用い、構成材料の腐食防止、火災、爆発の恐れ
がなく、安全性が高く、可能な限りナトリウム含有物質
を利用せず、アスファルト固化設備、ガラス固化設備の
省略化や筒素化が図れ、ソルトフリーの工程を目指すも
ので、さらに凍結真空乾燥法を廃液処理に用い、回収酸
は利用し、閉サイクルを構成し、残渣は可能な限り減容
した形状で回収することができる凍結真空乾燥法を用い
た核燃料再処理方法を捷供することを目的とする。
そのために本発明の凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処
理方法は、再処理工場や燃料製造工場の湿式工程におい
て、溶媒抽出工程での処理で分離された硝酸プルトニウ
ム、硝酸ウラニルの溶液、使用済溶媒、及び廃液を凍結
真空乾燥法により処理し、硝酸プルトニウム、硝酸ウラ
ニルの溶液を凍結乾燥法により、硝酸塩と凝縮液とに分
離し、使用済溶媒を凍結乾燥処理することにより、ＴＢ
Ｐ、ＤＢＰ、ＭＢＰとｎ・ドデカンに分離し、廃液を凍
結乾燥法により処理し、液体と残渣とに分離したことを
特徴とする。
理方法は、再処理工場や燃料製造工場の湿式工程におい
て、溶媒抽出工程での処理で分離された硝酸プルトニウ
ム、硝酸ウラニルの溶液、使用済溶媒、及び廃液を凍結
真空乾燥法により処理し、硝酸プルトニウム、硝酸ウラ
ニルの溶液を凍結乾燥法により、硝酸塩と凝縮液とに分
離し、使用済溶媒を凍結乾燥処理することにより、ＴＢ
Ｐ、ＤＢＰ、ＭＢＰとｎ・ドデカンに分離し、廃液を凍
結乾燥法により処理し、液体と残渣とに分離したことを
特徴とする。
本発明の凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法は、
再処理工場や燃料製造工場の溶媒洗浄工程に凍結真空乾
燥法を用いることにより、炭酸ナトリウム、水酸化ナト
リウム等を使用せず、廃液発生量を凍らすと共に、アス
ファルト固化工程、ガラス固化工程へ送られる廃液中に
ナトリウム分を含まないようにする。これにより、アス
ファルト固化用溶液、ガラス固化溶液にナトリウム分を
含まないため、処理工程が単純化され、いっそう合理的
なプロセスが選択できる。
再処理工場や燃料製造工場の溶媒洗浄工程に凍結真空乾
燥法を用いることにより、炭酸ナトリウム、水酸化ナト
リウム等を使用せず、廃液発生量を凍らすと共に、アス
ファルト固化工程、ガラス固化工程へ送られる廃液中に
ナトリウム分を含まないようにする。これにより、アス
ファルト固化用溶液、ガラス固化溶液にナトリウム分を
含まないため、処理工程が単純化され、いっそう合理的
なプロセスが選択できる。
（実施例）
以下、実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の凍結真空乾燥法を用いた核燃Ｖ’ｌ再
処理方法の一実施例におけるプロセスフローを示す図で
ある。
処理方法の一実施例におけるプロセスフローを示す図で
ある。
燃料製造工場で発生した不純物を含むプルトニウム・ウ
ラン酸化物スクラップは、工程■において硝酸溶液と共
に溶解槽に供給される。プルトニウム・ウラン溶液は調
整されてから溶媒抽出工程■へ送られ、ＴＢＰ（リン酸
トリーｎブチル）。
ラン酸化物スクラップは、工程■において硝酸溶液と共
に溶解槽に供給される。プルトニウム・ウラン溶液は調
整されてから溶媒抽出工程■へ送られ、ＴＢＰ（リン酸
トリーｎブチル）。
ｎ・ドデカン等よりなる溶媒硝酸溶液を用い、硝酸プル
トニウム溶液・硝酸ウラニル溶液■と、使用済溶媒■と
、廃液■とに分離される。
トニウム溶液・硝酸ウラニル溶液■と、使用済溶媒■と
、廃液■とに分離される。
硝酸プルトニウム溶液・硝酸ウラニル溶液■は凍結真空
乾燥装置■で濃縮されて硝酸塩■と凝縮液■になる。凝
縮液■は、凍結真空乾燥装置＠へ送られる。硝酸塩■は
脱硝工程■へ送られ、例えばマイクロ波加熱して酸化物
にしてから、焙焼還元工程［相］で必要に応じて粉末調
整して製品０にする。
乾燥装置■で濃縮されて硝酸塩■と凝縮液■になる。凝
縮液■は、凍結真空乾燥装置＠へ送られる。硝酸塩■は
脱硝工程■へ送られ、例えばマイクロ波加熱して酸化物
にしてから、焙焼還元工程［相］で必要に応じて粉末調
整して製品０にする。
使用済溶媒■は凍結真空乾燥装置＠でＴｌ３Ｐ。
ＤＢＰ（ジエステル）、ＭＢＰ （モノエステル）等［
相］とｎ・ドデカン等［相］に分けられる。ＴＢＰ。
相］とｎ・ドデカン等［相］に分けられる。ＴＢＰ。
ＤＩ３Ｐ、ＭＢＰ等０は中和洗浄工程［相］において約
２０％濃Ｎ ａ Ｏ）Ｔ溶液で洗浄され、ＴＢＰ■と硝
酸溶液等［相］になる。ＴＢＰ■は調整工程［相］で必
要に応してＴＢＰ、ｎ・ドデカンを加え、調整後溶媒工
程■へ送られる。硝酸溶液等［株］は凍結真空乾燥装置
■へ送られる。また、ｎ・ドデカン■はこのプロセスで
は焼却炉＠へ送られ、処理される。
２０％濃Ｎ ａ Ｏ）Ｔ溶液で洗浄され、ＴＢＰ■と硝
酸溶液等［相］になる。ＴＢＰ■は調整工程［相］で必
要に応してＴＢＰ、ｎ・ドデカンを加え、調整後溶媒工
程■へ送られる。硝酸溶液等［株］は凍結真空乾燥装置
■へ送られる。また、ｎ・ドデカン■はこのプロセスで
は焼却炉＠へ送られ、処理される。
廃液■は凍結真空乾燥装置０へ送られ、プルトニウム、
ウラン、アメリシウム等の不純物よりなる残渣０と、水
及び硝酸［相］に分けられる。残渣０（硝酸塩）は回収
のため、工程［相］で保管または固体廃棄物処理系へ送
られる。水及び硝酸０は工程［相］で必要に応じて水、
硝酸を加え、もしくは濃縮したり、希釈したりして、調
整し、利用され（工程ｏ）、例えば溶解槽■、溶媒抽出
工程■、その他このフローには記入していないオフガス
洗浄工程等へ送られる。もし、余裕が生じた場合には放
出される（工程＠）。
ウラン、アメリシウム等の不純物よりなる残渣０と、水
及び硝酸［相］に分けられる。残渣０（硝酸塩）は回収
のため、工程［相］で保管または固体廃棄物処理系へ送
られる。水及び硝酸０は工程［相］で必要に応じて水、
硝酸を加え、もしくは濃縮したり、希釈したりして、調
整し、利用され（工程ｏ）、例えば溶解槽■、溶媒抽出
工程■、その他このフローには記入していないオフガス
洗浄工程等へ送られる。もし、余裕が生じた場合には放
出される（工程＠）。
なお、この工程のフローでは凍結真空乾燥装置を■、■
、＠の３台用いているが、もちろん貯槽を設けて運転す
れば１台でもよい。
、＠の３台用いているが、もちろん貯槽を設けて運転す
れば１台でもよい。
以上のように本発明によれば、溶媒抽出工程に凍結真空
乾燥法を用い、硝酸プルトニウム溶液、硝酸ウラニル溶
液、ＴＢＰ、ＤＢＰ、ＭＢＰとｎ・ドデカン、の分離が
でき、ナトリウム塩の使用量を大幅に減らすことができ
、放射性廃液発生量が減少し、処理が節単になる。また
、放射性廃液の中和・濾過が不要となり、スラッジ発生
が少なくなる。また凍結真空乾燥法は低温のため、構成
材料の腐食の恐れがない。
乾燥法を用い、硝酸プルトニウム溶液、硝酸ウラニル溶
液、ＴＢＰ、ＤＢＰ、ＭＢＰとｎ・ドデカン、の分離が
でき、ナトリウム塩の使用量を大幅に減らすことができ
、放射性廃液発生量が減少し、処理が節単になる。また
、放射性廃液の中和・濾過が不要となり、スラッジ発生
が少なくなる。また凍結真空乾燥法は低温のため、構成
材料の腐食の恐れがない。
第１図は本発明の凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理
方法の一実施例におけるプロセスフローを示す図である
。 ■・・・溶解槽、■・・・溶媒抽出工程、■・・・硝酸
プルトニウム溶液・硝酸ウラニル溶液、■・・・使用済
溶媒■、■・・・廃液、■、■、０・・・凍結真空乾燥
装置、■・・・硝酸塩、■凝縮液、■・・・ＴＢＰ、Ｄ
ＢＰ、ＭＢＰ等、■・・・凝縮液、０・・・残渣、［相
］・・・水、硝酸。
方法の一実施例におけるプロセスフローを示す図である
。 ■・・・溶解槽、■・・・溶媒抽出工程、■・・・硝酸
プルトニウム溶液・硝酸ウラニル溶液、■・・・使用済
溶媒■、■・・・廃液、■、■、０・・・凍結真空乾燥
装置、■・・・硝酸塩、■凝縮液、■・・・ＴＢＰ、Ｄ
ＢＰ、ＭＢＰ等、■・・・凝縮液、０・・・残渣、［相
］・・・水、硝酸。
Claims (4)
- （１）再処理工場や燃料製造工場の湿式工程において、
溶媒洗浄工程での処理で分離された硝酸プルトニウム、
硝酸ウラニルの溶液、使用済溶媒、及び廃液を凍結真空
乾燥法により処理したことを特徴とする凍結真空乾燥法
を用いた核燃料再処理方法。 - （２）硝酸プルトニウム、硝酸ウラニルの溶液を凍結乾
燥法により、硝酸塩と凝縮液とに分離した請求項１記載
の凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法。 - （３）使用済溶媒を凍結乾燥処理することにより、ＴＢ
Ｐ、ＤＢＰ、ＭＢＰとｎ・ドデカンに分離した請求項１
記載の凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法。 - （４）廃液を凍結乾燥法により処理し、液体と残渣とに
分離した請求項１記載の凍結真空乾燥法を用いた核燃料
再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63149653A JPH01316695A (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63149653A JPH01316695A (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01316695A true JPH01316695A (ja) | 1989-12-21 |
Family
ID=15479926
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63149653A Pending JPH01316695A (ja) | 1988-06-17 | 1988-06-17 | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01316695A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0495899A (ja) * | 1990-08-14 | 1992-03-27 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の抽出分離方法 |
| FR2667434A1 (fr) * | 1990-10-01 | 1992-04-03 | Doryokuro Kakunenryo | Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. |
| US5112581A (en) * | 1990-10-01 | 1992-05-12 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Method of separating uranium and plutonium from mixed solution containing uranium and plutonium |
| WO2007083588A1 (ja) * | 2006-01-19 | 2007-07-26 | Japan Nuclear Fuel Limited | 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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