JPH04118593A - プルトニウムの回収方法 - Google Patents

プルトニウムの回収方法

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JPH04118593A
JPH04118593A JP2402504A JP40250490A JPH04118593A JP H04118593 A JPH04118593 A JP H04118593A JP 2402504 A JP2402504 A JP 2402504A JP 40250490 A JP40250490 A JP 40250490A JP H04118593 A JPH04118593 A JP H04118593A
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plutonium
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ジャック フォー
Marc Lemaire
マルク ルメル
Alain Guy
アレン ギュイ
Vincent Guyon
ヴィンサン ギュヨン
Rodolph Chomel
ロドルフ ショメル
Andre Deloge
アンドレ デロスジ
Pierre Doutreluigne
ピエール ドゥトルルイニュ
Roy Henri Le
アンリ ル ロイ
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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。

Description

【発明の詳細な説明】 【産業上の利用分野】
[0001] 本発明は水溶液中に存在するプルトニウム(IV価)を
回収する方法に関するものである。 [0002]
【発明の背景】
さらに具体的には、本発明は、この金属の塩によって汚
染された水溶液、たとえば照射燃料の再処理に由来する
分裂生成物の濃縮溶液および再処理設備からの排液中の
最後の痕跡量のプルトニウムを回収するために、または
プルトニウムの濃縮溶液からプルトニウムをアメリシウ
ムから分離するために、少なくとも1種類のクラウン化
合物を使用する方法に関する。 [0003] 数年間にわたって、照射核燃料を再処理するなめに最も
広く使用されてきた技術は、燃料を硝酸溶液に溶解し、
次いでウラニウムとプルトニウムを後者から抽出するよ
うに得られた硝酸溶液を有機溶媒と接触させ、水溶液中
に残留するほとんどの分裂生成物からそれらを分離する
ことから成っている;この水溶液は濃縮分裂生成物溶液
に対応するが、それは一般に回収することが必要な痕跡
量のプルトニウムを含有する。同様に、処理の最後に、
回収する必要がある痕跡量のプルトニウムを含有する水
性排液もまた回収される。 [0004] この型の処理を行うために現在知られている方法は結果
として満足な結果を得ることを生じるが、これらすべて
の溶液のプルトニウム汚染除去%を更に改善することは
依然として好都合なことである。 [0005] プルトニウムの汚染除去および精製に関するもう一つの
問題はプルトニウム濃縮溶液の場合に存在し、すなわち
その溶液は老化するとき、分離を必要とする、アメリシ
ウムのような、プルトニウムの子によって汚染されるこ
とが知られている。 [0006]
【発明の概要】
本発明の目的は水溶液中に存在するプルトニウムを回収
する方法を提供することにあり、この方法はまた大きく
希釈された溶液中の最後の痕跡量のプルトニウムを回収
し、濃縮溶液からプルトニウムをアメリシウムから分離
することを可能ならしめる。 [0007] 本発明によれば、これらの成果はプルトニウム抽出器と
してクラウン化合物を使用することによって得られる。 [0008] 本発明によれば、照射核燃料再処理用一次サイクルに起
源する核分裂生成物濃縮溶液、または照射核燃料再生設
備に起源する水性排液、またはアメリシウム含有プルト
ニウムの濃縮溶液のいずれかによって構成される水溶液
中に存在するプルトニウム(IV価)を回収する方法は
、この溶液をクラウン化合物と接触させることからなり
、このことはその水溶液の極度に高いプルトニウム汚染
除去%を得ることを可能ならしめる。 [0009] 事実、本発明によれば、クラウン化合物はプルトニウム
に対して高い親和性を有し、水溶液中に残留する痕跡量
のプルトニウムと錯体を形成し、有機溶媒からそれらを
抽出して固相にそれらを固定するために使用することが
できることが発見された。 [0010] 本発明の方法に使用することができるクラウン化合物は
さまざまな型のもの、たとえばE、WEBERの″′ク
ラウン化合物、性質と実際″という標題の刊行物の34
〜82頁に記載されている型のものであり得る。従って
式(I)
【化4】 [0011] 及び式(II)
【化5】 [0012] 式中、nはOに等しいかまたは1〜4の範囲の整数であ
る、[0013] を満足するクラウン化合物化合物を使用することができ
る。 [0014] 前記クラウン化合物の例として、nが1に等しい(DC
H18Cりまたはnが2に等しい(DCH24C8)の
式(I)のもの、並びにnが1に等しい(DB  18
C6)およびnが2に等しい式(II)のものがあり得
る。 [0015] また、次の式(III)
【化6】 [0016] 式(IV)
【化7】 [0017] または式(V)
【化8】 [0018] 式中、nはOllまたは2に等しい、 [0019] を満足するクラウン化合物も使用することができる。 [0020] これらのクラウン化合物は異性体の混合物の形で、また
は純粋な異性体の形で使用することもできる。 [0021] 好ましくは、クラウン化合物がnが1に等しい式(I)
を満足するとき、それはプルトニウムに対して大きな親
和性を持つので、c i 5−syn−c i s異性
体が痕跡量のプルトニウムを含有する溶液の場合に使用
される。 [0022] 他方、プルトニウムの濃縮溶液の場合には、c 1s−
ant 1−cisプルトニウム異性体錯体の溶解度が
c i s−s yn−c i sプルトニウム異性体
錯体の溶解度よりずっと大きいのでc 1s−ant 
i −c is異性体を使用することが好ましい。 [0023] 事実、DCH18C6含量が両方の場合とも0.268
モル/lであるとき、例として、c i 5−syn−
c i s異性体の場合に、その錯体の溶解度が4g/
lより小さいのに、一方cis−anti−cis異性
体にツリ)で(よ30g/■より大きい。 [0024] 従って、アメリシウムを含有するプルトニウム溶液のよ
うな、プルトニウムの濃縮溶液を処理するとき、沈殿に
関する何等の危険もなく有機溶液からすべてのプルトニ
ウムを抽出することができる。 [0025] また、大きく希釈された溶液およびプルトニウムの濃縮
溶液の両方ともに使用できる、本発明の方法を実行する
ための第1の様式によれば、プルトニウムを含有する水
溶液は少なくとも1種類のクラウン化合物を含む有機溶
液と接触させられ、有機溶液によって抽出されたプルト
ニウムは水溶液による再抽出によって回収される。 [0026] 一般的に、使用される有機溶液は希釈剤を含む。 使用できる希釈剤の例として、これらの薬剤は塩素化溶
媒、たとえばCHC1C1およびジクロロベンゼン、エ
ーテル、炭化水素たとえばヘプタン、ドデカンベンゼン
およびアルキルベンゼン、脂肪族アルコール、ベンゾニ
トリルおよびニトロベンゼンであり得る。 希釈剤として、ベンゾニトリル、ニトロベンゼンまたは
ジクロエタンを使用することが好ましい。 [0027] 有機溶媒のクラウン化合物の濃度は広範囲に変化可能で
ある。それは最大量のプルトニウムを選択的に抽出して
クラウン化合物またはクラウン化合物/プルトニウム錯
体の結晶化の問題がない完全に均質な有機溶液を得るよ
うに使用される希釈剤に応じて選定される。 [0028] 一般に、有機溶液のクラウン化合物の濃度は10−3〜
2.5モル/lの範囲が使用される。 [0029] しかしながら、存在するほかの金属からプルトニウムの
良好な分離を得るように、非常に高いクラウン化合物濃
度を使用することが好ましIJ)。それ(よりCH3S
O4について、DCH18C6の濃度が減少するとき、
抽出プルトニウム/抽出分裂生成物の比が増大すること
が観察されたからである。 [0030] 例として、DCH18C6のc 1S−ant i −
c iS異性体に関して、10%(重量/容積)のクラ
ウン化合物濃度を使用することができる。 [0031] 有機溶液からプルトニウムを抽出後、水溶液、たとえば
水または親水性酸を含有する溶液から再抽出することに
よってこのプルトニウムを回収することができる。親水
性酸は硫酸、塩酸、フッ化水酸素またはリン酸のり)ず
れかであり得る。 [0032] 0.5〜2上2モルの硫酸濃度を有する硫酸溶液を使用
することが好ましXJ)。 [0033] さらに、再抽出されるプルトニウムの量に関して、たと
えばプルトニウムの量に対するSOの夏の比が12より
大きいかまたは等しいような過剰の硫酸塩イオンを使用
して操作を行うことが好ましい。例として、0.5モル
/lのH2SO4をもつ水溶液を使用することができる
。 [0034] プルトニウムの再抽出後、第1のプルトニウム抽出工程
にそれを再使用する目的で精製処理にこの工程の後で得
た有機溶液A4をさらすことができる。 [0035] この処理はプルトニウムの再抽出工程に使用した濃度を
越えるH2SO4濃度を有する硫酸の水溶液、たとえば
3モル/lのH2SO4をもつ溶液による洗浄から成り
得る。 [0036] さらに、本発明の方法を実施するための第1の様式にお
いて、プルトニウムの再抽出工程を実行する前に硝酸水
溶液によって抽出されたプルトニウムを有する有機溶液
を洗浄するための付加的工程を行うことが好ましい。 [0037] これは、後で有機溶液から抽出される、アメリシウムま
たは分裂生成物を除去し、方法の最後でさらに高度の純
度を有するプルトニウム溶液を得ることを可能ならしめ
る。 [0038] これらの洗浄のために、2〜5モル/lの硝酸濃度を有
する硝酸溶液を使用することが好ましい。事実、高濃度
のHNO3は分裂生成物のようなほかの金属の[003
9] 一般に、最初の水溶液は硝酸水溶液であり、有機溶媒か
らのプルトニウムの抽出を促進するように少なくとも4
モル/lの値にその硝酸濃度を調整することが好都合で
ある。 [0040] しかしながら、アメリシウムを含有するプルトニウムの
濃縮溶液に関して、プルトニウムに対する抽出の選択性
を改善するように2〜4モル/lの値に溶液の硝酸濃度
を維持することが好ましい。 [0041] その上、最初の溶液のプルトニウムがプルトニウム(I
V価)の形でないとき予備工程がプルトニウム(I I
 I価)をプルトニウム(IV価)に酸化するために行
われ、それは亜硝酸蒸気の助けで達成され、それは次の
反応:
【化9】 3十 Pu  十NO−−−−P u ”+ N Oに相当す
る。 [0042] 本発明の方法を実行するこの第1の様式において、2相
の混合次いでその分離を確実にする従来の装置、たとえ
ばミキサー−セトラー内およびパルスカラムとして並流
または向流交換カラム中で水溶液と有機溶液とを接触さ
せることを行うことができる。 [0043] プルトニウムを含有する最初の水溶液とクラウン化合物
を含有する有機溶液とを接触させるように、2溶液の間
に容積比V  /Vaq    org (ただし、■ =水溶液の体積、 aq がプルトニウムの抽出に対して最善の可能な条件を得る
ように選ばれる。 [0044] クラウン化合物がDCH18C6であるとき、プルトニ
ウムに対する溶媒の選択性がこの値と共に増大するので
、4より大きい高V  /V   比、たとえばaq 
   org 4〜15を使用することが好ましい。 [0045] しかしながら、選ばれる比V  /V   の値はまた
、プルトニウムがクラウンaq    org 化合物によって保持される前にクラウン化合物の位置(
Si t e)が飽和されてはならないので、処理され
る水溶液の最初のプルトニウム濃度にも依存する。 [0046] 水溶液中に存在するプルトニウムの抽出率を改善するよ
うに、抽出は、たとえば各工程において新しい有機溶液
を使用することによって数工程にわたって達成すること
ができる。従って、プルトニウムおよび分裂生成物を含
有する水性排液が、ニトロベンゼン中に2モル/lある
DCH18C6を使用することによってV  /V  
 比=10を使用してこの方法で処理されるとき、4工
程を使用すaq    org る操作によってプルトニウムの100%を抽出すること
ができる。 [0047] 痕跡量のプルトニウム(IV価)を含有する溶液の処理
のために適合させられた本発明の方法を実行するための
第2の様式によれば、クラウン化合物は固相に固定され
、この固相はこの固相上にプルトニウムを保持するよう
に痕跡量のプルトニウムを含有する水溶液と接触させら
れる。 [0048] その方法を実行するためのこの第2の様式は、この接触
させることがこの固相を通して溶液を濾過することによ
って達成できるとき極端に有利であり、このようにして
この固相上にプルトニウムを保持する。 [0049] 方法を実行するためのこの第2の様式において、クラウ
ン化合物は化学結合または吸着によって固相に固定され
る。同相は有機または無機物質であり得る。 [0050] 無機物質の例としては、この物質はシリカ、アルミニウ
ムまたはフロリジルTMのような別のシリコン系物質で
あり得る。 [0051] 有機物質の例としては、これらの物質は、化学結合また
は吸着のいずれかによって、クラウン化合物を保持でき
る重合体であり得る。 [0052] 4、HCl、HFまたはH3PO2のような親水性の酸
の溶液、あるいは還元剤の溶液、たとえば硝酸ヒドロキ
シルアミンの溶液と接触させることによってプルトニウ
ムを回収することができる。 [0053] 先に述べたように、本発明の方法は照射核燃料を処理す
るための1次サイクルに由来する分裂生成物の濃縮溶液
中の痕跡量のプルトニウムを回収するために使用でき、
またアメリシウムおよびストロンチウムも含有する水性
排液中の痕跡量のプルトニウムを回収するために使用し
得る。この後者の場合に、アメリシウムとストロンチウ
ムは同時に除去される。 [0054] 本発明のほかの特性および利点は、説明のために示すも
のであってどの点においても決して限定されるものでは
ない、添付した図に関する次の記述を読むことによって
いっそう容易に見えてくるであろう。 [0055]
【好ましい実施態様の詳細な記述】 図面を参照して説明するが、この図は、本発明の方法が
プルトニウムを抽出するだめの第1工程、洗浄のための
二つの工程およびこのプルトニウムを再抽出するための
一つの工程を含むことを示している。 [0056] プルトニウムの抽出のための第1工程において、分裂生
成物AOの1容積の濃縮溶液はベンゾニトリル中の25
%(重量/容積)のDCH18C6(異性体混合物)に
よって構成される1容積の有機溶液01と接触させられ
る。 [0057] プルトニウムの抽出のためのこの工程の後、主として分
裂生成物を含有する水溶液A1並びに分裂生成物の濃縮
溶液中に存在する殆んどすべてのプルトニウムおよび痕
跡量のウラニウムおよび分裂生成物も含有する有機溶液
が得られる。 [0058] この溶液o1は引き続いて4N硝酸によって2回洗浄さ
れ、かくしてウラニウムと分裂生成物を含有する第1の
水溶液A2および、再びウラニウムと分裂生成物を含有
する第2の水溶液A3を回収する。 [0059] これらの2洗浄工程の後、有機溶液01は、液相のプル
トニウムを再抽出するようにIN硫酸水溶液と接触させ
られる。このようにして、プルトニウムの水溶液A4と
第1のプルトニウム抽出工程に対してリサイクル可能な
プルトニウムの有機溶液01のフィードが得られる。
【実施例】
[00601 例1 分″生成 の゛1縮汐゛中に  する痕跡量のプ
ルトニウムの回この例においては、痕跡量のプルトニウ
ムによって汚染された分裂生成物の次の組成 HN 03 u c a u :4mol   l :4.7mg1 :321mg  l :398mg  1 :1230mg U      :1472mg  l Pd     :12mg  I Rh     :138mg  l Sr     :270mg  1 ΣPF    :96910mC11 を有する濃縮溶液を、ベンゾニトリル中の25W%(重
量/容積)希釈溶液を抽出のために使用して上記のよう
に処理した。 [0061] この条件で得た水溶液A1、A2、A3およびA4の組
成を次の表に示す。 [0062]
【表1】 A1   :    0% :34.2%    ° 
   96%  :A2:0% :35.4%   °
    2.9% :A3   :    2% :1
5.4%   °    0.6% :A4    :
   98% :     9%    °    0
,3% :[0063] これらの結果にかんがみて、1回の抽出と2回の洗浄後
、分裂生成物AOの濃縮溶液中に最初存在したプルトニ
ウムの98%を含有する水溶液A4が回収されることが
観察された。その上、水溶液A4のχ放射能は最初の7
放射能の僅か03%を表わすだけである。従って本発明
の方法は、この型の溶液中に含有されているほとんどす
べてのプルトニウムを非常に容易に回収することを可能
ならしめる。 [0064] 例2 分裂生成 の゛1縮゛ この例において、 2.92mg/lのPu”& 167 Ci / 1の分裂生成物 中に1有されている 重量のプルトニウムの回を含有し
ている分裂生成物の濃縮溶液を処理した。 [0065] この溶液の1容積をクロロホルム中のDCH18C6(
異性体混合物)の5%(重量/容積)溶液と接触させ、
次いで有機溶液1容積に対して硝酸溶液2容積を使用す
ることによって、5N硝酸で3回洗浄した。次に、水2
容積に対して有機溶液1容積を使用することによって、
プルトニウムを水で再抽出した。 [0066] このようにして水溶液中に、最初のプルトニウムの41
%が回収され、この水溶液の分裂生成物の残留放射能は
僅か4.6mC1/lであった。 [0067] この例においては、次の組成 セシウム       10−2μg1−1ルテニウム
      4  μg1−1アンチモン      
1.10  Atgl  ’ストロンチウム    1
.8. 1058 1−1プルトニウム     0.
15μg1−1アメリシウム     2.10 μg
l−1を有する排液を処理した。 [0068] プルトニウムを抽出するように、この排液をクロロホル
ム中のDCH18C6(異性体混合物)の5%(重量/
容積)有機溶液と接触させ、抽出後次の組成を有する水
性排液を回収した。 セシウム      0.9.10  μgルテニウム
     4  μg1−1アンチモン     2.
10 μgl−1ス)Oンfウム   0.6.10 
 B1−1−1(最初のSrの33%)プルトニウム 
   0.098μgl  ’(最初(7)Ptl)3
5%)アメリシウム    0.8.103μgl−1
(最初のAmの38%)[0069] これらの結果は、1回の単抽出によって、これらの水性
排液のストロンチウムプル1ニウムおよびアメリシウム
含量をほとんど2/3だけ減少することができることを
示した。 [00701 例4Pu、AmおよびCmを4有している水   の 
理この例においては、0.7モル/lの硝酸濃度を有し
、Pu:380μg/I Am:30μg/I Cm:0.7μg/l を含有している水性排液を処理した。 [0071] この排液の1容積をクロロホルム中に0.12モル/l
のDCH18C6クラウン化合物(異性体混合物)を含
有している有機溶液の1容積と接触させた。 溶液の分離後、有機溶液のPu、AmおよびCm含量を
測定した。このようにして、次のものが抽出された。 Pu:最初の量の58% Am:最初の量の49% Cm:最初の量の69% すなわちすべての放射体(Pu 十Am+Cm)の55
%。 [0072] 例5   上のプルトニウムの分離 この例においては、水性排液から痕跡量のプルトニウム
を除去するようにクラウン化合物が固定された固相を使
用した。 [0073] まず第1に、クラウン化合物DCH18C6(異性体混
合物)をクロロホルム中のDCH18C6の5%(重量
/容積)溶液を使用して次のような操作によって同相に
固定した。 [0074] 5mlのDCH18C6溶液を、直径1cmで長さ9c
mの、2g(7)7Dl、)ジルTM <ケイ酸マグネ
シウム)を充填したカラム中を通した。次に、4モル/
lのHNo 3を、過剰のDCH18C6を除去し、カ
ラムを平衡にさせるように通した。 [0075] クラウン化合物をフロリジルに固定し、汚染除去される
0、5mlの排液をカラムに循環させた後、この排液は
約0.5g/lのプルトニウムを含有している。次いで
固相を4Nの硝酸で洗浄した。カラムを去る排液のプル
トニウム含量は0.03g/lであった。 [0076] このようにして、水性排気中に含有されたプルトニウム
の94%は固相に固定された。 [0077] それから硝酸ヒドロキシルアミンの溶液を使用すること
によるカラムの還元剤洗浄によってプルトニウムが回収
された。 [0078] 次の例6〜7はプルトニウムの濃縮水溶液からプルトニ
ウムをアメリシウムから分離するためのクラウン化合物
の使用を説明する。 [0079] 例6 プルトニウム濃縮水溶゛の精製 この例においては、この精製は10.5gのPu、4.
8mg/lのAmおよび4モル/IのHNO3を含有し
ている水溶液を使用して出発し、アメリシウムを含有す
るこの溶液は、10%(重量/容積)のDCH18C6
(異性体混合物)を含有しているベンゾニトリルによっ
て構成された有機溶媒からプルトニウムを抽出すること
によって精製される。 [0080] この例においては、1回の抽出工程と1回の洗浄工程が
添付した図について記述したのと同じ様式の操作によっ
て達成される。プルトニウムの抽出のため、1容積のプ
ルトニウムとアメリシウムの水溶液は1容積の有機溶媒
と10分間接触させられ、次いでその相は分離され、こ
の抽出の後、もとのプルトニウムの0゜17%ともとの
アメリシウムの69%を含む水溶液A1ともとのプルト
ニウムの99%以上ともとのアメリシウムの31%を含
有する有機溶媒が回収される。 [0081] この抽出後、溶媒を、5容積の硝酸に対して1容積の有
機溶媒を使用して10分間の接触時間を使用することに
よって4N硝酸によって洗浄する。このようにして、も
とのプルトニウムの0.5%ともとのアメリシウムの0
.5%を含有している水溶液A5を回収した。 [0082] それゆえ有機溶媒は、洗浄後もとのプルトニウムの99
%以上ともとのアメリシウムの約30%を含有した。 [0083] プルトニウムは親木性アニオンを含有する溶液または還
元性溶液で洗浄することによって再抽出した。 [0084] 例L 異性体混合物DCH18C6の代わりに、次のよ
うに調製したDCH18C6のc 1s−ant i 
−c is異性体を使用して、プルトニウムとアメリシ
ウムの同じ溶液を処理するために例6におけるのと同じ
様式の操作を使用した[0085] 62.9%のc i s−s y n−c 1s−an
 t i −c i s異性体(9,1別の異性体を含
有する市販のDCH ンに溶解し、c i 5−an t i −c i結晶
させた。このようにして、3.4 体を濾過することによって回収した。 [0086] それからその溶液を蒸発して、 いまや約73%のC 8異性体(15,47g)  37%のcig)と1%
より少ないDCH18C6の18C6(7)24.6g
を74m1のへブタS異性体を室温で24時間この溶液
から再gの結晶化c 1s−ant i −c is異
性1s−syn−cis異性 体含量を有する21.2gの異性体混合物を回収した。 [0087] 次いで850m1のへブタンと25重量%の硝酸ウラニ
ル(NO3)2UO2・6H20の溶液108m1をこ
の混合物に加え、上記のすべてを室温で24時間攪拌し
た。それから生成した沈殿を濾過し、60℃の炉で20
時間乾燥した。 このようにして、12gの沈殿を得て、それを300m
1のクロロホルムと150m1の蒸留水に溶解した。次
いで有機相をM g S 04上で乾燥し、溶媒を濾過
し真空のもとに蒸発し、5.6gのc 1s−ant 
i −c is異性体を、すなわち98.9%の収率で
生じ、c i s−s yn−c i s異性体を溶媒
を蒸発させることによって濾過溶媒から回収した。この
ようにして、15.4gのcis−syn−cis異性
体を、すなわち99.5%の収率で得た。 [0088] それから調製されたc i 5−ant i −c i
 s異性体を、例6におけるようにプルトニウムを抽出
するようにベンゾニトリルに10%(重量/容積)の割
合で使用した。 [0089] これらの条件で、溶液A1はもとのプルトニウムの0.
35%ともとのアメリシウムの63%を含有し、溶液A
2はもとのプルトニウムの0.71%ともとのアメリシ
ウムの0.9%を含有する。 [0090] このように、もとのプルトニウムの約9996ともとの
アメリシウムの35%より僅かに多くが有機溶媒から回
収された。 [0091] CI 5−ant i −c is異性体は異性混合物
の場合のように高いプルトニウム回収割合を得ることを
可能にはしないカミPu−DCH18C6錯体の溶解度
としてはいっそう有利であり、それはc 1s−ant
 i −c is異性体については30g/lを越え、
この溶解度が17g/lである異性体混合物に関するも
のよりずっと太きかった。 [0092] また、c 1s−ant i −c is異性体の使用
は、錯体の沈殿生成の危険なしに有機溶媒からプルトニ
ウムのすべてを抽出可能ならしめるので、プルトニウム
の濃縮溶液の場合にはいっそう有利である。 [0093] 比較として、同じ分離をベンゾニトリル中のDCH18
C6の代わりにドデカン中の28%のリン酸トリブチル
の1容積を溶媒として使用して行った。 [0094] これらの条件で、洗浄後、もとのプルトニウムの80%
とアメリシウムの5%を含有する有機溶媒を得た。 [0095] このように、クラウン化合物の使用はプルトニウムの回
収および抽出割合をいちじるしく改善することを可能な
らしめる。 [0096] 伝旦  この例もまたプルトニウムとアメリシウムを含
有する水溶液の処理を説明する。 [0097] この例では、工程は Pu:30g/I Am: 9.5mg/I HNO: 4モル/l を含有する水溶液で開始し、有機溶媒としてベンゾニト
リル中に20%の濃度(重量/容積)をもつDCH18
C6のc 1s−ant i −c is異性体を使用
した。 [0098] 抽出は水溶液とこの有機溶媒を向流循環させて作ること
によりV  /V   比aq    org =3をもつ3層を含むバッテリー中で、1に等しいV 
 /V   容積比をもっ4aq    org N硝酸の循環向流によって2層バッテリー中の有機溶媒
を洗浄し、洗浄溶液を抽出バッテリー中ヘリサイクルさ
せることによって達成した。 [0099] これらの条件で、操作の最後に、次のもの、すなわちP
u:60g/I Amニア、4μg/l を含有する有機溶媒、 Pu : 0.02mg/I Am: 6.28mg/l を含有する水溶液 を得た。
【図面の簡単な説明】
【図1】 分裂生成物(PF)の濃縮溶液の処理のために、本発明
の方法を実行するための第1の様式の実施態様の例を表
わす線図である。
【書類名】
図面
【図1】

Claims (14)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】照射核燃料の再処理用一次サイクルに由来
    する分裂生成物の濃縮溶液、または照射核燃料再処理設
    備に由来する水性排液、またはアメリシウム含有プロト
    ニウムの濃縮溶液のいずれかによって構成される水溶液
    中に存在するプルトニウム(IV価)を回収する方法に
    おいて、該水溶液を少なくとも1種類のクラウン化合物
    を含む有機溶液と接触させ、その有機溶液にて抽出され
    たプルトニウムを水溶液にて再抽出することによって回
    収することを特徴とするプルトニウム(IV価)の回収
    方法。
  2. 【請求項2】有機溶液がベンゾニトリル、ニトロベンゼ
    ンまたはジクロロエタンによって構成される希釈剤を含
    む請求項1に記載の方法。
  3. 【請求項3】有機溶液のクラウン化合物の濃度が10^
    −^3〜2.5モル/lである請求項2に記載の方法。
  4. 【請求項4】再抽出水溶液が0.05〜2モル/lの硫
    酸を含有する硫酸溶液である請求項1に記載の方法。
  5. 【請求項5】プルトニウムの再抽出工程を行う前に硝酸
    水溶液によって抽出されたプルトニウムを有する有機溶
    液を洗浄するための少なくとも一つの付加工程を含む請
    求項1〜4のいずれか1項に記載の方法。
  6. 【請求項6】硝酸水溶液が2〜5モル/lの硝酸濃度を
    有する請求項5に記載の方法。
  7. 【請求項7】 水溶液中に存在する痕跡量のプルトニウム(IV価)を
    回収する方法において、プルトニウムを固相上に保持す
    るようにこの水溶液を少なくとも1種類のクラウン化合
    物を含む固相と接触させることを特徴とする回収方法。
  8. 【請求項8】固相が有機または無機物質であり、化学結
    合または吸着によってクラウン化合物がこの固相に固定
    される請求項7に記載の方法。
  9. 【請求項9】固相がフロリジルである請求項8に記載の
    方法。
  10. 【請求項10】プルトニウムが次に還元剤または親水性
    の酸の溶液と共に固相と接触させられることによって回
    収される請求項7〜9のいずれか1項に記載の方法。
  11. 【請求項11】クラウン化合物が式I、 I I 【化1】 ▲数式、化学式、表等があります▼(I) 【化2】 ▲数式、化学式、表等があります▼( I I ) 式中、nは0または1〜40の範囲の整数である、を満
    足する請求項1〜10のいずれか1項に記載の方法。
  12. 【請求項12】クラウン化合物がnが1である式( I
    )を満足する請求項11に記載の方法。
  13. 【請求項13】クラウン化合物がnが1である式( I
    )の化合物のcis−syn−cis異性体である請求
    項11記載の方法。
  14. 【請求項14】水溶液がアメリシウム含有プルトニウム
    の濃縮溶液であり、式 【化3】 ▲数式、化学式、表等があります▼ をもつクラウン化合物のcis−anti−cis異性
    体が使用される請求項1〜6のいずれか1項に記載の方
    法。
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AU3999995A (en) * 1994-11-10 1996-06-06 Minnesota Mining And Manufacturing Company Solid phase extraction using composite sheet for direct measurement of radioactivity
FR2797786B1 (fr) 1999-08-27 2001-10-05 Commissariat Energie Atomique Procede et installation d'elimination des cations metalliques d'un liquide par des resines de polyazacycloalcanes greffes sur un support
US7927566B2 (en) * 2004-09-09 2011-04-19 Designing-Contructing and Industrial-Inculcating Enterprise “Daymos Ltd.” Extraction of radionuclides by crown ether-containing extractants
FR2906927B1 (fr) * 2006-10-05 2014-07-25 Commissariat Energie Atomique Procede de vitrification de produits de fission.
CN100460057C (zh) * 2007-06-07 2009-02-11 浙江大学 一种同时分离发热元素Cs和Sr的吸附剂及其制备方法和应用

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA1131647A (en) * 1978-11-10 1982-09-14 Arie Van Zon Macrocyclic polyether complexes and method for macrocyclic polyether isolation via said complexes
US4421923A (en) * 1980-12-12 1983-12-20 Pcr Research Chemicals, Inc. Ring substituted crown ethers and method of producing same
DE3172916D1 (en) * 1981-08-31 1985-12-19 Kernforschungsz Karlsruhe Process for removing cesium ions from solutions by using an addition compound in solid form of a macrocyclic polyether and an inorganic heteropolyacid
DE3202776C2 (de) * 1982-01-28 1987-01-29 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Anreicherung und Abtrennung von schweren Wasserstoff-Isotopen aus diese enthaltenden Stoffströmen durch Isotopenaustausch
US4438251A (en) * 1983-05-16 1984-03-20 Armstrong World Industries, Inc. Polyurethane polymers comprising macrocyclic crown ethers in the polymer backbone
US4683124A (en) * 1985-06-13 1987-07-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Actinide recovery process
US4749518A (en) * 1985-08-06 1988-06-07 University Of South Carolina Extraction of cesium and strontium from nuclear waste
US5179213A (en) * 1987-09-04 1993-01-12 Brigham Young University Macrocyclic ligands bonded to an inorganic support matrix and a process for selectively and quantitatively removing and concentrating ions present at low concentrations from mixtures thereof with other ions
FR2633090B1 (fr) * 1988-06-16 1992-07-31 Cogema Procede pour separer au moyen d'ethers-couronnes l'uranium et le plutonium presents dans un milieu aqueux provenant du retraitement des combustibles nucleaires irradies
US4917825A (en) * 1988-10-05 1990-04-17 The United States Of America, As Represented By The Department Of Energy Solvent composition and process for the isolation of radium

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