JPH03500337A - 超ウラン元素を核廃棄物から分離する方法 - Google Patents

Abstract

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Description

【発明の詳細な説明】 発明の名称 超ウラン元素を核廃棄物から分離する方法発明の契約上の由来 アメリカ合衆国政府は、米国エネルギー省とアルゴンヌ国立研究所との間の契約 箱Ｖ−３１−１０９−ＥＮＧ−３８号に基づいて本発明に権利を有する。

発明の背景 温冶金法に関する。さらに詳しくは本発明は、核分裂生成物元素から超ウラン元 素を分離するための高温冶金法に関する。さらに詳しくは本発明は、溶融塩廃液 中に含有されるランタニド系元素およびイツトリウムのごときある種の核分裂生 成物から、ネプツニウム、プルトニウム、アメリシウムおよびキニリウムといっ た超ウラン元素を分離するための改良された高温冶金法に関する。

照射済の原子炉燃料要素の再処理により生成される放射性廃棄物の処分は、今日 の原子力産業が直面している主要な問題の一つである。一つのアプローチは、再 処理施設から出てきた放射性廃棄物を固化処理して安定な固体材料とし、放射能 が許容できるレベルまで崩壊するのに十分な期間にわたって地中に貯蔵すること である。しかしながら、使用済核燃料の放射能が許容できるレベルまで到達する のに必要な貯蔵期間は１００万年のオーダーである。この期間は、廃棄物の貯蔵 場所の地質学的安定性が維持できると期待されるよりも遥かに長い。一つの解決 策は、極端に長寿命のあるいは危険性のある放射性成分、例えばネプツニウム、 プルトニウム、アメリシウムおよびキュリウムといった超ウラン元素を廃棄物か ら除去することであり、この”−とによって放射性廃棄物の大部分を代表する残 余の放射性元素は、最初の燃料の製造に使用されたウランのレベルまで放射能が 崩壊するまでに１．０００年以上貯蔵されるだけで十分である。貯蔵場所を１． ０００年間にわたって完全な状態に維持することは現実性のあることである。前 述のようにして回収されたアクチニド系元素は、原子炉の追加燃料やアイソトー プ源を提供するために循環使用することができる。

高放射性核廃棄物の処分問題の一つの解決策は、Ｃｈｅｍｉｃａｌ　Ｅｎｇｉｎ ｅｅｒｉｎｇ　Ｐｒｏｃｅｓｓの３５頁（１９８６年２月号）の「高温冶金法に おける再燃する関心（Ｒｅｋ　！　ｎｄ　ｌ　ｅｄＩｎｔｅｒｅｓｔ　ｉｎ　Ｐ ｙｒｏｍｅｔａｌｌｕｒｇｉｃａｌ　Ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ）　Ｊと題する論文 に示唆されている。この論文に記されているのは一体構造型高速炉（ＩＦＲ，ｌ ｎｔｅｇｒａｌ　Ｆａｓｔ　Ｒｅａｃｔｏｒ）と呼ばれる反応炉概念である。こ のＩＦＲは、ウラン、プルトニウムおよびジルコニウムの金属合金を燃料とする 完全な、自己内包型の、ナトリウム冷却、プール型高速炉であり、密閉結合され た燃料サイクルを備えている。

原子炉と燃料サイクル施設との密閉結合は、原子炉と燃料再処理、燃料の再加工 、および核分裂生成物廃棄物の管理を一つの場所に配置することによって実現さ れる。二のような配置によれば、燃料を炉設置場所へ運搬したり、炉設置場所か ら他へ運搬する必要がない。容易に考えられるように、核分裂生成物廃棄物が最 終的処分のために廃棄物貯蔵所に運び出される前に、長期間、恐らく原子炉の寿 命がある限り、その場所で処理され貯蔵されることになるだろう。

炉心燃料の精製のための電気精錬を利用した高温冶金法が、原子炉燃料を再処理 するために開発されてきた。この方法においては、細断された燃料棒は陽極溶解 によって溶解され、電気精錬槽の低炭素鋼容器に入れられた溶融カドミウムに移 行される。容器とカドミウムは電解槽の正電極（陽極）になる。カドミウムの上 方には、化学的安定性の高い塩化物、例えばＬｉＣ１、ＫＣＩ、Ｎ　ａ　Ｃ１ｓ Ｂ　ａ　ＣＩ　Ｃａ　Ｃ１２などよりなる溶融塩電解質がある。

２　ゝ 負電極（陰極）は、金属棒または非導電性容器に入れた液体カドミウムのプール とし、この負電極は電気精錬槽の頂部から電解質の中に入りカドミウム表面から れずかな距離だけ入ったところまで伸びている。少量のウランとプルトニウムは 、それらをカドミウム溶液から化学的に酸化することによって電解質中に含有さ れている。

電極間に適当な電圧をかけると、カドミウム中に溶解しているウランとプルトニ ウムは陰極に移行し、陽極には貴金属が残る。希土類、アルカリ土類およびアル カリ金属の核分裂生成物は、少量の超ウラン元素と同様に塩の中に残留する。そ れから、陰極析出物は電気精錬槽から取出され、付着している電解質の塩から分 離するために溶融される。

合金組成を最終的に調節した後、合金生成物を鋳造して燃料ピンとし、ＩＦＲ用 の新たな燃料になる。

電解質の処分には一つの問題が残されており、それは電解質中に比較的寿命の短 い核分裂生成物元素の他に少量の長寿命の超ウラン元素を含んでいるためである 。

ＩＦＲ廃棄物塩を処理するために現在提案されている方法は、含有されているア クチニド系元素を回収しないで、廃棄物をもっと容易に処分できる形態に変換さ せるものである。廃棄物塩を強力な還元剤であるカドミウム−リチウム合金と接 触させて、はとんどすべてのアクチニド系元素を塩から金属相に移行させる。こ れによって大部分の希土類元素核分裂生成物を金属相に移行させる結果ともなる 。

処理された塩はセメントマトリックス中に分散させて、耐食性の金属容器に流し 込まれる。この廃棄物は核分裂生成物のセシウムとストロンチウムを含んでいる ため放射性が高いが、超ウラン元素の含有量が余り多くないので深い土中の貯蔵 所で処分する必要はない。塩から抽出されたアクチニド系元素と希土類元素を含 有するカドミウム−リチウム合金は、他の金属廃棄物と混合される。この混合物 を蒸留することによってカドミウムを蒸発させ、核分裂生成つ、少量のアクチニ ド系元素、燃料合金からのジルコニウムおよび燃料被覆管溶解残渣からなる金属 の残渣を残す。この残渣は銅などの金属粉末と混合されて圧縮されて固体のイン ゴットにされる。金属マトリックスは耐食性の容器中に入れてカプセル化される が、少量ながらも軽視できない量の超ウラン元素を含有しているので土中の貯蔵 所に埋められなければならない。

ＩＦＲの長期的目的の一つは、超ウラン元素を含まない廃棄物だけを生成させる ことである。しかしながら、超ウラン元素、特にアメリシウムおよびキュリウム を希土類元素から完全に分離することは、公知のどのような化学的、あるいは高 温化学的技法によっても実現が困難である。したがって、処分しなければならな い超ウラン元素汚染廃棄物の量を著しく減少させあるいは完全になくすことがで きるように、溶融塩電解質から超ウラン元素をほとんど定量的に分離でき、しか も上述した電気化学的方法に匹敵゛Ｃきる方法の出現が望まオ］ている。

発明の要旨 前述した溶融カドミウム中の金属リチウムを金属ウランと置換することによって 得られた合金は、溶融塩から希土類核分裂生成物元素よりも超ウラン元素を効果 的に分離する抽出剤とＩ、て機能し、これによって希土類核う）裂生成物から超 ウラン元素、特にアメリシウムおよびキュリウムが分離されることが見出された 。本明細書中で用いられる゛希土類核分裂生成物成分”という用語は、・ｒソト リウムおよびランタニド系の核分裂生成物元素を含むものてあり、また″超ウラ ン成分′という用語、あるいは超ウラ〉元素は、ネプツニウム、プルトニウム、 アメリシウムおよびキュリウム成分を含むものである。

本発明は塩化物溶融塩中に他の核分裂生成物成分と共に超ウラン成分と希土類成 分の両方を含有している場合に、希土類成分から超ウラン成分を回収するだめの 高温化学的方法である。すなわち本発明の方法は、前記した溶融塩を金属カドミ ウムとウランＣ・合金からなる溶融合金抽出剤と接触させて、超ウラン成分を前 記抽出剤に選択的に抽出し、−力積土類成分は前記溶融塩中に残留せしめる工程 、および前記抽出剤を前記溶融塩から分離して、超ウラン成分を希土類成分から 分離する工程からなる。

そのため超ウラン元素はカドミウム−ウラン抽出剤から容易に分離でき、ウラン −プルトニウム−ジルコニウム合金中に戻されて新たな燃料に組立てられる。一 方、希土類核分裂生成物は溶融塩廃棄物から分離され、処理されて貯槽に送られ る。。

カドミウム−ウラン合金抽出剤は、照射済燃料要素の再処、理中に溶融塩からの プルトニウムを回収するために使用することもできる。プルトニウムを含有する 合金抽出剤は、成分的に同様であるから、電気製錬槽の溶融カドミウム陽極中に 直接に添加して、回収処理を継続することができる。

したがって、本発明の一つの目的は、塩化物溶融塩からプルトニウムを回収する ための方法を提供することである。

本発明のもう一つの目的は、塩化物溶融塩から超ウラン元素を回収するための方 法を提供することである。

本発明の他のもう一つの目的は、希土類元素および他の核分裂生成物元素から超 ウラン元素を分離するための改良された方法を提供することである。

本発明のさらに他の一つの目的は、塩化物溶融塩電解質中に含まれる希土類核分 裂生成物元素から超ウラン元素を分離するための方法を提供することである。

最後に、本発明のもう一つの目的は、廃棄物塩か高レベル廃棄物ど【、で貯蔵す る必要がなくなるように、希土類核分裂生成物と共存している超ウラン元素を含 有する塩化物溶融塩電解質から超ウラン元素を分離するための方法を提供するこ とである。

図面の簡単な説明 第１図は、塩化物溶融塩と、ウラン分配係数が様々に異なるカドミウム−ウラン 合金との系における幾つかのう〕／タニド系元素およびアクチニド系元素の分配 比を示す一連の曲線である。

第２図は、ＩＦＲ燃料の処理から生ずる廃棄物塩を処理して、超ウラン元素を極 めて僅かしか含まない廃棄物を生成するための方法の概念を示す工程系統図であ る。

発明の詳細な説明 塩化物溶融塩中に超ウラン成分と希土類核分裂生成物成分とを共に含有している 場合に、希土類核分裂生成物成分から超ウラン成分を回収するため本発明方法の 上述した目的は、以下のようにして達成される。先ず、溶融状態の前記の塩を、 約２．３重量％のウランを含有するカドミウムからなる溶融合金抽出剤と約５０ ０℃の温度で接触させる。

この塩は、約４５重量％の塩化リチウムと約５５重量％の塩化カリウムとからな る組成を有し、約０．５６重量％のウランを含有している。またこのときの埋封 抽出剤の重量比は約コニ５とし、平衡到達後の塩と合金との間のウランの分配係 数は０．５〜５．０とする。この接触によって、超ウラン成分は合金抽出剤によ り選択的に抽出され、−力積土類元素は塩中に選択的に残留する。次いで、この 合金抽出剤を塩から分離し、これによって超ウラン成分を希土類核分裂生成物成 分から分離する。

溶融塩はアルカリ土類金属またはアルカリ金属の塩化物の混合物であるが、ベリ リウムとマグネシウムは除かれる。

この混合物は低い融点を有し、この混合物中で希土類核分裂生成物および超ウラ ン元素の塩化物は高い溶解度を有している。

すなわち、この塩は、希土類やアクチニドの塩化物よりも熱力学的に安定なリチ ウム、ナトリウム、カリウム、カルシウム、ストロンチウムおよびバリウムの塩 化物の１つまたはそれ以上の混合物である。例えば、約２３重量９６のＬ　ｉＣ １、約３５重量％のＢ　ａ、　Ｃ］　２、約３２重量％のＣａ　Ｃ１２および約 １０重量９６・のＮａＣ］よりなる塩や、ＫＣＩと４４重量％のＬｉＣ１の共晶 混合物は満足なものであることが判明している。しかしながら、塩化物の異なる 組合せでも、前記の基準に適合するものであれば満足しうるてあろう。

ＩＦＲ再処理サイクルから取出されたままの塩化物溶融塩は、希土類成分と超ウ ラン成分、ある程度のスロトンチラム、セシウムおよび他の金属成分を含有して いる。この塩も少量のウラン、通常０．　１〜０．６重量％のウランを含有して いる。

合金抽出剤は約０．５〜２．３重量％のウランを含む溶融金属カドミウムである 。カドミウム中のウランの溶解度は、溶融金属カドミウムの温度によって左右さ れる。例えば５００℃においては、カドミウムは約２．３重量％のウランで飽和 される。金属カドミウム中のウラン濃度は希土類成分および超ウラン成分つ分配 係数に影響を及ぼすので、最良の結果を得るためには抽出剤は約１．５〜２．０ 重量％のウランを含有することが好ましい。

温度は、低くとも合金抽出剤と塩の融点以上であり、また各成分が蒸発し始める 温度以下でなければならない。この温度は、塩の組成に応じて約４５０℃から約 ６００℃まで変化させることができる。一般的には約５００℃が好適であること が分った。

塩の相と金属の相との間に一旦接触が起れば反応は急速に進行するので、接触時 間は余り重要ではない。実際の抽出操作は、例えば単純な混合タンク、ミキサー セトラー、並流または向流カラム、遠心接触器あるいは当業者には公知の同様の 種類の装置を使用してバッチ操作または連続操作として行うことができる。

系、すなわち廃棄物塩と抽出剤は、平衡を確立するために塩から抽出剤相に抽出 されることになる超ウラン成分および他の成分を置換するのに十分なウランを含 有しているということは重要なことである。ウランは抽出剤だけの中に存在して いてもよく、あるいは大抵はそうであるが抽出剤と塩の両方の中に存在していて もよい。

超ウラン成分、特にアメリシウムの分離にとって特に重要なものは、塩と抽出剤 との二つの相の間に平衡が確立したときの塩の相と抽出剤の相との間のウランの 分配係数である。本明細書中で用いられる“分配係数′とは、塩の中の一つの元 素の重量％を金属相の中のその元素の重量％て割った数値である。第１図を参照 すると、ウランの分配係数が約０．　５よりも小さいときにアメリシウムの線が 他の超ウラン元素から離れて希土類成分の側に曲り始め、希土類成分からアメリ シウムを分離するのに困難が増大する。

約１００よりも大きい分配係数は、より一層多量の金属抽出剤を必要とし、この 抽出剤は超ウラン成分を回収するために後で処理しなければならない。したがっ て、平衡後の塩と抽出剤との間のウラン分配係数は、約０．　１〜１００の範囲 にあり、約０．５〜５，０の範囲が好ましい。

この好ましい範囲内のウランの分配係数は、第２図に示すような予想されるＴＦ Ｒ廃棄物塩組成物を約２．０重量％のウランを含有する金属カドミウム抽出剤に 接触させるときに実現する。もしＴＦＲ廃棄物塩が図示したものよりも超ウラン および／または希土類濃度が著しく高いものであるならば、平衡が確立された後 のウランの分配係数を望ましい範囲内に確保するためにはカドミウムに対して追 加のウランを添加しなければならないことになる。追加すべきウランの量は、当 業者にとっては容品に確定することができる。

抽出剤に対する塩の重量比および抽出段の数は、要求される分離程度と抽出処理 の目的にある程度依存する。例えば、処分するための超ウラン元素を含まない廃 棄物を生成させるためには、塩からの超ウラン元素の分離を高度に行うことが望 ましい。さらに、原子炉に戻される燃料中の希土類元素の濃度が低くなるように 、塩の中に希土類核分裂生成物の大部分を残しておくことが望ましい。第２図に 示される実施例において、このような必要条件を満すためには、塩対抽出剤の重 量比を約１：５とし、７段の抽出工程４こ１段の洗浄工程を加えることが必要で ある。これらの条件では、廃棄物塩中の超ウラン成分を約２．５７７ｇ／ｋｇか ら約４゜４　Ｘ　１０−’ｇ／ｈｇに減少させ、塩の中に希土類成分の８５重量 ％以上を残留させる。

本発明の方法は、ＩＦＲ廃棄物塩からプルトニウムの大部分を回収するのにも適 しており、このためプルトニウムは燃料サイクルに循環して戻すことができる。

この場合には、塩対抽出剤の全容量比を１：２とし、２段の接触段が適当であろ う。このような条件の下では、本発明の方法は廃棄物中に最初から含有されてい たプルトニウムの略７３重量％を回収することができる。

同様にして、希土類元素を塩化ウランを含有する塩中に選択的に抽出することに よって、溶融カドミウム合金中に含まれる超ウラン元素から希土類元素を分離す ることができる。

金属抽出剤からの超ウラン元素の回収は、金属カドミウムを蒸発させるのに十分 な温度、すなわち約６５０℃以上に抽出剤を加熱することによって得られる。こ のようにして得られた超ウラン成分およびウランは、次に燃料要素中に組み込む ために燃料加工工程に循環することができる。

発明を実施するための最良の形態 以下の実施例は本発明の詳細な説明するために示されるものであり、本発明の範 囲を限定するものではない。実施例ＬＩＩおよび■に記載されている実験は、こ れまでに行なった実験と同様のものであるが、個々の実験に完全に対応するもの ではなく、多くの実験において集められてきたデータの複合されたものを示す。

実施例Ｉ 約１５．６ｋｇのカドミウムと、３３重量％のＢ　ａ　Ｃ１２，３２重量％のＣ ａ　Ｃ１２，２５重量％のＬｉＣ１および１０重量％のＮａＣ１よりなる４、５ ｋｇの混合物を収容した直径１５σ、深さ３０ｃｍの鋼製るつほを使用して５０ ０℃における一連の実験を行ない、選択されたアクチニド元素と希土類元素の、 液体カドミウム合金と塩化物溶融塩との間の分配を測定した。

一連の代表的な実験を始めるに際して、カドミウム金属相中に２５０ｇのウラン 、１２０ｇのセリウム、１８７ｇのネオジムおよび１３ｇのイツトリウムを溶解 した。

Ｃ（ｊｃ１２の添加により溶解金属のいくつかは酸化され、塩化物として塩の相 に移行した。平衡濃度を以下の第１表に示す０本明細書中で使用されている分離 係数とは、同じ塩−金属系において、ある元素の分配係数をウランの分配係数で 割ったものとして定義される。

第　１　表 Ｕ　Ｎｄ　Ｃｅ　Ｙ 塩　相　２．９０ｖｔ％　４．０　２．Ｂ　Ｏ，２８金　属　相　０．７５　０ ．０３０　０．０１１１　＜Ｏ，ＯＯ１＊分配係数　３．８　１３０　２４０ 分離係数　３５６２ ＊濃度は金属相て検出限界以下 実施例■ 実施例Ｊに記載された実験に、２．９０ｍｇのアメリシウムを含む金属プルトニ ウムを２８ｇ添加すると、ウランおよびランタニドは塩相と金属相との間で再分 配される。金属プルトニウムはウラン塩化物およびランタニド系元素の塩化物の いくつかを還元して、それらをカドミウム相に移行させ、当量のプルトニウムが 塩化物として塩の相に溶解される。塩を目と金属相に溶解した元素間で平衡状態 が再度得られた後、濃度を測定した結果を第２表に示す。

第　２　表 Ｕ　ＰｕＡｍ”　Ｎｄ　Ｃｅ　Ｙ 塩　相　２．ｌ３４ｖｔ％０．３４　０，４５　４．０　２．６　０．２８金属 相０．８４　０．０８３０．ＯＲ３０，０３７０，０１３＜０．００１＊分配係 数　３．１　４．１　７．１　１１０　２００分離係数　１．．３０　２３３４ 　６４＊濃度は金属相で検出限界以下 ”　ｐｐｍで示したＡ、ｍの濃度 金属プルトニウムを添加すると分配係数は減少し、各元素の一部が塩相から金属 相に移行することを示しているが、ネオジムおよびセリウムの分離係数は実験誤 差の範囲内で２４０ｇの塩化物液体塩の混合物（３８重量％のＢａＣｌ２．３２ 重量％のＣａ　Ｃ１２、および３０重量％のＬｉＣ１）と８３０ｇの液体カドミ ウムを含ろ５００℃に加熱された鋼製るつぼに、塩化物の形態で約３．０ｍｇの キュリウム（Ｃｍ−２４４の約０６００９ＴＢｑ）を添加することによって、塩 化物液体塩と液体カドミウム合金との間のキュリウム、プルトニウム、アメリシ ウムおよびウランの分配を測定した。カドミウム中に、アメリシウムを含むプル トニウム１．２４ｇとウラン１２ｇを溶解した。

このるつぼに１．０ｇの金属リチウムを添加すると、塩化キュリウムはほとんど 定量的に還元されて金属キュリウムになり、次いでカドミウムに溶解した。次に 、２５ｇのＣｄＣ１２をるつほに添加した。

撹拌によってＣｄＣｌ２は塩中に溶解し、金属相中のリチウム、キュリウム、プ ルトニウムおよびウランと反応して対応する塩化物を生成し、塩の中に溶解した 。金属の分析を行った結果、最初に金属相中にあったリチウムの］００％が塩の 相に移行し、アクチニドは第３表に示されるように塩と金属の間に分配された。

第　３　表 塩　相　９．１８ｇ　２．６　ｍｇ　１．０１ｇ金　属　相　２．８２ｇ　Ｏ， ４Ｃ１ｍｇ　０．２３ｇ分配係数　１０．４　２１．０　１４．０分離係数　２ ．０　１．３５ ２．０ｇの金属ウランの添加によって、キュリウム、プルトニウムおよびウラン の再分配が下記の第４表に示すように起った。

第　４　表 塩　相　９．２９ｇ　２．４１．　ｍｇ　０．９０ｇ金　属　相　４．７１４　 ０．５９　ｍｇ　０．３４ｇ分配係数　６．３０　１３．０　８．４Ｂ分離係数 　２．１　１．３４ トニウムの一部を抽出し金属の方に移行させる効果を有し、当量のウランを塩の 方に移行させた。また、分配係数は変化したが、分離係数は実験誤差の範囲で一 定であった。

上記の実施例に記載されたものと同様の多くの実験の結果を第１図に示す。測定 の結果は、液体カドミウムと安定な塩化物塩との間に熱力学的な平衡が確立した ときには、アクチニド系元素と希土類元素は、希土類元素がアクチニド系元素よ りも塩の相に著しく多くなるように二つの相間に分配されることを示している。

このような塩−カドミウム系においては、アメリシウムとキュリウムが他のアク チニド系元素に近似ししかも希土類元素よりもかなり低い分配係数を有すること が特に重要であり、これによってアメリシウムとキュリウムをプルトニウムとと もに希土類元素から分離することができる。

実施例■ 一つの好ましい応用においては、年間の電気出力として約１．、ｏｏｏＭｗｙに 相当する２、８８０ＭＷｙ／ｙの平均熱出力を有するＩＦＲ施設において使用済 燃料の電気製錬からの廃棄物電解質を抽出工程で処理する。ジルコニウムの金属 合金よりなる炉心燃料およびブランケット燃料は、原子炉中に４年間留まるもの と想定され、炉心燃料は１１０　Ｍ　Ｗ　ｄ　／　ｋｇ重金属のバーンアップに 到達し、ブランケット燃料は２０　ＭＷ　ｄ　／ｋｇ重金属の平均バーンアップ を有する。排出量は炉心燃料については６，８３０ｋｇ重金属／年、ブランケッ ト燃料については１０．７００ｋｇ重金属／年でアル。燃料は処理する前に１年 間冷却される・前述の電気製錬法は、これらの使用済ＩＦＲ燃料を処理するとき には約３．６００ｋｇの塩を排出する。リチウム、ナトリウム、カルシウムおよ びバリウムの塩化物の混合物よりなる排出された塩は、約８．２ｇ／ｋｇのウラ ンと超フラン元素、約８６　ｇ　／　ｋｇの希土類核分裂生成物および大量のア ルカリ金属とアルカリ土類金属の核分裂生成物も含有している。この塩は、約１ ０Ｃｉ／ｙのβ−γ放射能および０．５ｍＣ１／ｇのα放射能を有している。第 ２図は、ＩＦＲ廃棄物を処理して長寿命α放射能を低レベル廃棄物として許容で きる水準（１００ｎＣｉ／ｇ）以下に減少させるために提案された方法の工程系 統図である。この図に示されている全流量とは廃棄物塩の流量１．０に対する重 量比であり、個々の元素の濃度は１．　ｋｇ当たりのｇ数として示されている。

図示されているように、電気製錬から排出される廃棄物塩は、充填塔あるいは１ 組の遠心接触器のごとき多段向流抽出器内で、液体カドミウム−ウラン合金と約 ５００℃で接触される。この実施例においては、装置は７段の理論抽出段と１段 の理論洗浄段を有するものと同等である。廃棄物塩は、抽出領域と洗浄領域の間 で、抽出段の一端側から入り、液体カドミウム−ウラン合金が入る抽出領域の他 端側から出る。金属合金は抽出領域内で塩に対向して流れ、塩の供給個所を通過 し洗浄段に流れ込む。洗浄段では、少量の塩化物が金属に対向して流れ、抽出領 域を流れる廃棄物塩と混じり合う。洗浄塩は塩化ウラン（ＵＣｌ３）を含有する が・他のアクチニド系元素または希土類元素の塩化物は含有しない。

この装置の抽出領域においては、合金抽出剤中のウランは塩の相中の超ウラン元 素および希土類元素と交換される。

超ウラン元素は希土類元素よりもずっと多く塩の相から金属の相に移行する。し たがって、廃棄物塩が抽出領域を通過するときに、金属中に移行する超ウラン元 素フラクションは希土類元素フラクションよりも多い。この装置の洗浄領域は、 金属合金生成物中の希土類元素の量を減少させる働きをする。塩の相中のウラン は金属の相中の超ウラン元素および希土類元素と交換される。

この特定の実施例では、埋封金属の重量比は抽出領域においては１：５であり、 洗浄領域においては１：５０である。合金抽出剤は２．３重量％のウランを含有 する金属カドミウムであり、このウラン含有量は５００℃におけるカドミウムに 対するウランの溶解度に相当する。抽出段で生成した金属相生成物は、ＵＣｌ３ として約２重量％のウランを含有する塩で洗浄される。７段の理論抽出段と１段 の洗浄段によって、この処理工程に供給されたプルトニウム、アメリシウムおよ びキュリウムのほとんど全部を含有する金属合金生成物は、１５％以下の希土類 元素と無視しうる量の核分裂生成物センラムおよびスロトンチウムを含有する。

この合金中に回収された超ウラン元素はＩＦＲ燃料処理に戻されることになる。

処理された廃棄物塩は、ＩＦＲ電気製錬槽から排出された塩中の８５％以上の希 土類核分裂生成物と０．００１１３％以下のプルトニウム、０．Ｑ５５％のアメ リシウムおよび０．０３５％のキュリウムを含有する。このようにα放射能元素 の濃度が低い場合には、処理された塩は、処分か極めて容易な超ウラン元素を含 まない廃棄物として分類することができる。もし必要ならば、処理された塩中の ウランを他の方法、例えば電気製錬によって核分裂生成物から分離することがで きるが、ウランは廉価であり比較的危険性が低いので、大抵の場合はウランを回 収する必要はないだろう。

あるいは、廃棄物塩は同じ重量の金属抽出剤に接触される。これにより約４５％ の超ウラン元素と４％以下の希土類元素を抽出し、塩をもう一度新鮮なカドミウ ム−ウラン合金に接触させると、残留する超ウラン元素と希土類元素の同様のフ ラクションが抽出される。全体で約６７％の超ウラン元素と７％以下の希土類元 素が、この２段階法によって塩から抽出剤に移行する。少量の希土類元素と共に ウランおよび超ウラン元素が、カドミウムを蒸発させることによってカドミウム から分離され、ＩＦＲ電気精練槽に戻される。この実施例においては、塩は超ウ ラン元素汚染廃棄物を残すが、有用な超ウラン元素の大部分は再利用のために回 収されている。上述の説明と実施例によって示されたように、本発明の方法は、 照射流の原子炉燃料の再処理によって生ずる塩化物廃棄物から超ウラン元素を回 収する問題を処理するための効果的な方法を提供するものである。

分配係数 国際調査報告

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. １．塩化物溶融塩中に超ウラン成分と希土類成分とが共に含有されている場合に 希土類成分から超ウラン成分を回収する方法であって、前記溶融塩を金属カドミ ウムとウランとの合金からなる溶融合金抽出剤と接触させて超ウラン成分を前記 合金抽出剤により選択的に抽出し、前記合金抽出剤を前記溶融塩から分離するこ とにより超ウラン成分を希土類成分から分離することを特徴とする超ウラン成分 を希土類成分から分離する方法。
2. ２．前記抽出剤中の金属ウランの量は、前記溶融塩と前記合金抽出剤との接触の 後、塩と抽出剤との間のウランの分配係数が０．１〜１００になるのに十分な量 であることを特徴とする請求の範囲第１項記載の方法。
3. ３．前記溶融塩もウランを含有することを特徴とする請求の範囲第２項記載の方 法。
4. ４．前記合金抽出剤は約２．３重量％までのウランを含有することを特徴とする 請求の範囲第３項記載の方法。
5. ５．前記合金はウランで飽和されていることを特徴とする請求の範囲第４項記載 の方法。
6. ６．前記溶融塩と前記溶融合金抽出剤の温度は、約４５０〜６００℃であること を特徴とする請求の範囲第４項記載の方法。
7. ７．塩対抽出剤の重量比が１：５であることを特徴とする請求の範囲第６項記載 の方法。
8. ８．超ウラン元素と希土類元素とを含有する照射済金属ジルコニウムーウラン− プルトニウム原子炉燃料を電気製錬槽の底部にある容器に収容した溶融カドミウ ム中に溶解し、溶解した原子炉燃料を含む前記溶融カドミウムの上方に配置した 塩化物溶融塩電解質中に電極を配置し、前記溶融カドミウムと前記電極との間に 電流を流し、これによって大部分の超ウラン元素を前記カドミウムから前記塩を 介して前記電極へと移動させ、一方希土類元素は前記塩へ移動させることからな る照射済原子炉燃料の高温化学的再処理方法において、前記塩から前記残留超ウ ラン元素を回収する方法を改良するために、前記塩を約２．３重量％までの金属 ウランを含有する金属カドミウム合金からなる溶融合金抽出剤と接触させて超ウ ラン元素を前記抽出剤により選択的に抽出するとともに希土類元素を前記塩中に 選択的に残留せしめ、前記抽出剤を前記塩から分離することにより超ウラン成分 を希土類成分から分離することを特徴とする照射済原子炉燃料の高温化学的再処 理方法。
9. ９．温度が約４５０〜６００℃であることを特徴とする請求の範囲第８項記載の 方法。
10. １０．塩対抽出剤の重量比が約１：２であることを特徴とする請求の範囲第９項 記載の方法。