JPH03293595A - 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 - Google Patents
核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法Info
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- JPH03293595A JPH03293595A JP2095351A JP9535190A JPH03293595A JP H03293595 A JPH03293595 A JP H03293595A JP 2095351 A JP2095351 A JP 2095351A JP 9535190 A JP9535190 A JP 9535190A JP H03293595 A JPH03293595 A JP H03293595A
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Classifications
-
- 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
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
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- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
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- 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
この発明は、使用済核燃料の再処理工場や核燃料製造工
場などの核燃料サイクルにおける溶媒抽出工程から排出
される使用済溶媒の分離精製方法に関するものである。 この発明は、上記したような使用済溶媒の再生工程や廃
棄工程に好ましく使用することができる。
場などの核燃料サイクルにおける溶媒抽出工程から排出
される使用済溶媒の分離精製方法に関するものである。 この発明は、上記したような使用済溶媒の再生工程や廃
棄工程に好ましく使用することができる。
使用済核燃料の再処理プロセスや核燃料製造工場のスク
ラップ湿式回収プロセスにおける溶媒抽出工程には、リ
ン酸エステル（ＴＢＰ）のごときリン酸エステルをｎ−
ドデカン（本明細書中では単にドデカンと略記する）や
ケロシンのごとき高級炭化水素で希釈した溶媒が広く使
用されている。 溶媒抽出工程に使用された使用済溶媒は、ＴＢＰの一部
が酸、熱、放射線により分解されて劣化したリン酸ジブ
チル（ＤＢＰ）などの劣化物を含んでおり、使用済溶媒
を循環使用する場合にはかような劣化物は抽出に悪影響
を及ぼすため、水酸化ナトリウムや炭酸ナトリウムなど
水溶液でアルカリ洗浄して劣化物を除去している。かく
して除去されたＤＢＰ等の劣化物を含む放射性廃棄物は
、ガラス添加剤やアスファルト添加剤を混合してガラス
固化体やアスファルト固化体とされるが、アルカリ洗浄
で多量に混合したナトリウム成分を安定化させるために
多量のガラス添加剤やアルファルト添加剤を使用しなけ
ればならない。従ってナトリウムを使用ぜずにＤＢＰ等
の劣化物を除去できる使用済溶媒の分離精製方法の開発
か望まれている。 一方、使用済溶媒中のＴＢＰ、ＤＢＰ、 ドデカンな
どの分離方法として、これらの沸点の差を利用した凍結
真空乾燥や低温真空蒸留等の方法も行われているが、処
理能力が小さいという欠点がある。このため、処理能力
の大きい使用済溶媒の分離方法の出現が望まれている。 さらにまた、使用済溶媒を加熱して各成分に蒸留しよう
とする場合には、火災などの危険も考えられ、また揮発
性の核種は加熱により揮発、昇華して環境を汚染する危
険があるという問題もある。
ラップ湿式回収プロセスにおける溶媒抽出工程には、リ
ン酸エステル（ＴＢＰ）のごときリン酸エステルをｎ−
ドデカン（本明細書中では単にドデカンと略記する）や
ケロシンのごとき高級炭化水素で希釈した溶媒が広く使
用されている。 溶媒抽出工程に使用された使用済溶媒は、ＴＢＰの一部
が酸、熱、放射線により分解されて劣化したリン酸ジブ
チル（ＤＢＰ）などの劣化物を含んでおり、使用済溶媒
を循環使用する場合にはかような劣化物は抽出に悪影響
を及ぼすため、水酸化ナトリウムや炭酸ナトリウムなど
水溶液でアルカリ洗浄して劣化物を除去している。かく
して除去されたＤＢＰ等の劣化物を含む放射性廃棄物は
、ガラス添加剤やアスファルト添加剤を混合してガラス
固化体やアスファルト固化体とされるが、アルカリ洗浄
で多量に混合したナトリウム成分を安定化させるために
多量のガラス添加剤やアルファルト添加剤を使用しなけ
ればならない。従ってナトリウムを使用ぜずにＤＢＰ等
の劣化物を除去できる使用済溶媒の分離精製方法の開発
か望まれている。 一方、使用済溶媒中のＴＢＰ、ＤＢＰ、 ドデカンな
どの分離方法として、これらの沸点の差を利用した凍結
真空乾燥や低温真空蒸留等の方法も行われているが、処
理能力が小さいという欠点がある。このため、処理能力
の大きい使用済溶媒の分離方法の出現が望まれている。 さらにまた、使用済溶媒を加熱して各成分に蒸留しよう
とする場合には、火災などの危険も考えられ、また揮発
性の核種は加熱により揮発、昇華して環境を汚染する危
険があるという問題もある。
そこでこの発明は、ナトリウム等の試薬を使用せずにＤ
ＢＰ等の劣化物の除去ができ、処理能力が大きくしかも
火災等の危険がなく、溶媒の循環使用が可能であるため
放射性廃棄物発生量の低減化をも図ることができる、使
用済溶媒の分離精製方法を提供することを目的としてな
されたものである。
ＢＰ等の劣化物の除去ができ、処理能力が大きくしかも
火災等の危険がなく、溶媒の循環使用が可能であるため
放射性廃棄物発生量の低減化をも図ることができる、使
用済溶媒の分離精製方法を提供することを目的としてな
されたものである。
上記の目的を達成するためのこの発明による使用済溶媒
の分離精製方法は、核燃料サイクルで使用したリン酸エ
ステルと高級炭化水素とを含む使用済溶媒を、高級炭化
水素の凝固点以下でかつリン酸エステルの凝固点以上の
温度で処理して、主として高級炭化水素からなる凍結固
化体とリン酸エステルを高濃度で含む溶液とに分離する
ことを特徴とするものである。
の分離精製方法は、核燃料サイクルで使用したリン酸エ
ステルと高級炭化水素とを含む使用済溶媒を、高級炭化
水素の凝固点以下でかつリン酸エステルの凝固点以上の
温度で処理して、主として高級炭化水素からなる凍結固
化体とリン酸エステルを高濃度で含む溶液とに分離する
ことを特徴とするものである。
例えばドデカンの凝固点は−９，６℃であり、ＴＢＰの
凝固点は一８０℃以下であるため、これらを含む使用済
溶媒を−９，６℃以下−８０℃以上の温度で凍結処理す
ると、両者の凝固点の差によって、主としてドデカンか
らなる凍結同化体と、凍結されないＴＢＰを濃縮された
状態で含む溶液とに分離される。使用済溶媒中に含まれ
るＤＢＰ等の劣化物は、凍結せずに溶液中に残留する。 かくしてドデカンとＴＢＰ、ＤＢＰ等が混合している使
用済溶媒を、低温操作によって、ドデカンが高濃度に濃
縮された成分とＴＢＰ、ＤＢＰが高濃度に濃縮された成
分とに分離、濃縮することができる。
凝固点は一８０℃以下であるため、これらを含む使用済
溶媒を−９，６℃以下−８０℃以上の温度で凍結処理す
ると、両者の凝固点の差によって、主としてドデカンか
らなる凍結同化体と、凍結されないＴＢＰを濃縮された
状態で含む溶液とに分離される。使用済溶媒中に含まれ
るＤＢＰ等の劣化物は、凍結せずに溶液中に残留する。 かくしてドデカンとＴＢＰ、ＤＢＰ等が混合している使
用済溶媒を、低温操作によって、ドデカンが高濃度に濃
縮された成分とＴＢＰ、ＤＢＰが高濃度に濃縮された成
分とに分離、濃縮することができる。
以下に実施例を挙げてこの発明を更に説明する。添付図
面はこの発明の実施例を示すフローシートである。ドデ
カン、ＴＢＰ、およびＴＢＰの劣化物（ＤＢＰ等）を含
む使用済溶媒１は、冷凍装置２により冷却され、主とし
てドデカンからなる凍結固化体３と、主としてＴＢＰ、
ＤＢＰからなる溶液４とに分離する。 この冷凍分離の実験例の１例を挙げると、ドデカン濃度
が７０％、ＴＢＰｉｌ１度が３０％である溶媒を円筒状
容器に入れ、容器外側面より冷却して一２０℃で４時間
維持したところ、主としてドデカンからなるドーナツ状
の凍結固化体か形成され、容器中央部にはＴＢＰ濃度が
８０％まで濃縮された溶液が残留した。従ってこの凍結
同化体と残留溶液とを分離することによって、ドデカン
とＴＢＰとを分離することができた。 なおこの冷凍分離処理に際して、ドデカンより凝固点か
低く、かつＴＢＰ、ＤＢＰを溶解する物質、例えばアル
コール等を、被処理溶媒に予め添加して冷凍処理するこ
とにより、ドデカンとＴＢＰ、ＤＢＰとの分離効率を向
上させることかできる。 図示の実施例においては、上記の冷凍処理によって粗分
離されたドデカンからなる凍結固化体３、およびＴＢＰ
、ＤＢＰを含む溶液４をそれぞれさらに精製処理を施し
、ドデカンとＴＢＰを再利用できるようにしている。す
なわち、ドデカンからなる凍結固化体３は凍結真空乾燥
装置５によって処理することにより、ドデカンの凝縮物
６と残留物８とに分離する。ドデカン凝縮物６は回収し
て必要に応じて再利用７し、残留物８にはＴＢＰ等を含
むので、溶液４に混合する。一方、溶液４は低温真空蒸
留装置９により処理して、ＴＢＰの凝縮物１０とＤＢＰ
等からなる残留物１２とに分離し、ＴＢＰ凝縮物１０は
回収して必要に応じて精製して再利用し、残留物１２は
必要に応じて核物質を回収した後廃棄処理１３する。 なお、冷凍装置２から分離されたＴＢＰ、ＤＢＰを含む
溶液４を再度冷凍装置２へ戻して冷凍操作を繰り返すこ
とにより、ＴＢＰをより一層濃縮することができる。
面はこの発明の実施例を示すフローシートである。ドデ
カン、ＴＢＰ、およびＴＢＰの劣化物（ＤＢＰ等）を含
む使用済溶媒１は、冷凍装置２により冷却され、主とし
てドデカンからなる凍結固化体３と、主としてＴＢＰ、
ＤＢＰからなる溶液４とに分離する。 この冷凍分離の実験例の１例を挙げると、ドデカン濃度
が７０％、ＴＢＰｉｌ１度が３０％である溶媒を円筒状
容器に入れ、容器外側面より冷却して一２０℃で４時間
維持したところ、主としてドデカンからなるドーナツ状
の凍結固化体か形成され、容器中央部にはＴＢＰ濃度が
８０％まで濃縮された溶液が残留した。従ってこの凍結
同化体と残留溶液とを分離することによって、ドデカン
とＴＢＰとを分離することができた。 なおこの冷凍分離処理に際して、ドデカンより凝固点か
低く、かつＴＢＰ、ＤＢＰを溶解する物質、例えばアル
コール等を、被処理溶媒に予め添加して冷凍処理するこ
とにより、ドデカンとＴＢＰ、ＤＢＰとの分離効率を向
上させることかできる。 図示の実施例においては、上記の冷凍処理によって粗分
離されたドデカンからなる凍結固化体３、およびＴＢＰ
、ＤＢＰを含む溶液４をそれぞれさらに精製処理を施し
、ドデカンとＴＢＰを再利用できるようにしている。す
なわち、ドデカンからなる凍結固化体３は凍結真空乾燥
装置５によって処理することにより、ドデカンの凝縮物
６と残留物８とに分離する。ドデカン凝縮物６は回収し
て必要に応じて再利用７し、残留物８にはＴＢＰ等を含
むので、溶液４に混合する。一方、溶液４は低温真空蒸
留装置９により処理して、ＴＢＰの凝縮物１０とＤＢＰ
等からなる残留物１２とに分離し、ＴＢＰ凝縮物１０は
回収して必要に応じて精製して再利用し、残留物１２は
必要に応じて核物質を回収した後廃棄処理１３する。 なお、冷凍装置２から分離されたＴＢＰ、ＤＢＰを含む
溶液４を再度冷凍装置２へ戻して冷凍操作を繰り返すこ
とにより、ＴＢＰをより一層濃縮することができる。
以上説明したところかられかるようにこの発明によれば
、使用済溶媒を凍結処理することによって、ドデカンの
ごとき高級炭化水素とＴＢＰ、ＤＢＰのごときリン酸エ
ステルとに効率よく分離することができ、しかも低温操
作であるため火災などの危険がなく安全性を高めること
ができる。 また、凍結真空乾燥や低温真空蒸留処理に比べて溶媒の
処理量を大巾に増大させることが可能になる。さらに、
凍結処理によって得られた溶液中に含まれるＴＢＰとＤ
ＢＰは、ナトリウムによる洗浄を行わなくとも、低温真
空蒸留などによってＴＢＰからＤＢＰを除去することが
できるため、ナトリウムを含んだ廃棄物の発生が無くな
り、従ってガラス固化やアスファルト固化の処理を施す
必要がない。 さらにまた、回収されたドデカンやＴＢＰは再利用がで
きるため、放射性廃棄物の発生量の低減を図ることが可
能となる。
、使用済溶媒を凍結処理することによって、ドデカンの
ごとき高級炭化水素とＴＢＰ、ＤＢＰのごときリン酸エ
ステルとに効率よく分離することができ、しかも低温操
作であるため火災などの危険がなく安全性を高めること
ができる。 また、凍結真空乾燥や低温真空蒸留処理に比べて溶媒の
処理量を大巾に増大させることが可能になる。さらに、
凍結処理によって得られた溶液中に含まれるＴＢＰとＤ
ＢＰは、ナトリウムによる洗浄を行わなくとも、低温真
空蒸留などによってＴＢＰからＤＢＰを除去することが
できるため、ナトリウムを含んだ廃棄物の発生が無くな
り、従ってガラス固化やアスファルト固化の処理を施す
必要がない。 さらにまた、回収されたドデカンやＴＢＰは再利用がで
きるため、放射性廃棄物の発生量の低減を図ることが可
能となる。
添付図面はこの発明の詳細な説明するフローシートであ
る。
る。
Claims (1)
- １、核燃料サイクルで使用したリン酸エステルと高級炭
化水素とを含む使用済溶媒を、高級炭化水素の凝固点以
下でかつリン酸エステルの凝固点以上の温度で処理して
、主として高級炭化水素からなる凍結固化体とリン酸エ
ステルを高濃度で含む溶液とに分離することを特徴とす
る核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方
法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2095351A JPH0833485B2 (ja) | 1990-04-11 | 1990-04-11 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 |
| US07/673,064 US5110507A (en) | 1990-04-11 | 1991-03-22 | Method of separating and purifying spent solvent generated in nuclear fuel cycle |
| EP91303090A EP0452075B1 (en) | 1990-04-11 | 1991-04-09 | Method of separating and purifying spent solvent generated in nuclear fuel cycle |
| DE69129820T DE69129820T2 (de) | 1990-04-11 | 1991-04-09 | Verfahren zum Abtrennen und Reinigen eines durch Kernkraftstoffzyklus gewonnenes abgebautes Lösungsmittel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2095351A JPH0833485B2 (ja) | 1990-04-11 | 1990-04-11 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03293595A true JPH03293595A (ja) | 1991-12-25 |
| JPH0833485B2 JPH0833485B2 (ja) | 1996-03-29 |
Family
ID=14135248
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2095351A Expired - Fee Related JPH0833485B2 (ja) | 1990-04-11 | 1990-04-11 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5110507A (ja) |
| EP (1) | EP0452075B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0833485B2 (ja) |
| DE (1) | DE69129820T2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0798122B2 (ja) * | 1991-07-12 | 1995-10-25 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の再生方法 |
| JP2818533B2 (ja) * | 1993-08-10 | 1998-10-30 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB635487A (en) * | 1946-10-02 | 1950-04-12 | Standard Telephones Cables Ltd | Improvements in or relating to radio navigation systems |
| US2752230A (en) * | 1950-07-28 | 1956-06-26 | Phillips Petroleum Co | Crystal purification apparatus |
| US2813099A (en) * | 1953-11-16 | 1957-11-12 | Phillips Petroleum Co | Crystal purification process |
| DE1220048B (de) * | 1960-10-21 | 1966-06-30 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum UEberfuehren von radioaktiven Stoffen in eine lager- und transportfaehige Dauerform |
| US3361649A (en) * | 1965-04-05 | 1968-01-02 | American Mach & Foundry | Method and apparatus for distillation of waste liquids and separate recovery of solvent and solute |
| US4266601A (en) * | 1979-09-13 | 1981-05-12 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | Heat exchanger for contaminated water |
| JPH073472B2 (ja) * | 1988-09-05 | 1995-01-18 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 使用済溶媒の処理法 |
-
1990
- 1990-04-11 JP JP2095351A patent/JPH0833485B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1991
- 1991-03-22 US US07/673,064 patent/US5110507A/en not_active Expired - Fee Related
- 1991-04-09 EP EP91303090A patent/EP0452075B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-04-09 DE DE69129820T patent/DE69129820T2/de not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5110507A (en) | 1992-05-05 |
| JPH0833485B2 (ja) | 1996-03-29 |
| EP0452075B1 (en) | 1998-07-22 |
| EP0452075A3 (en) | 1992-03-18 |
| DE69129820D1 (de) | 1998-08-27 |
| EP0452075A2 (en) | 1991-10-16 |
| DE69129820T2 (de) | 1998-12-03 |
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