JPH04331400A - 核燃料再処理装置 - Google Patents
核燃料再処理装置Info
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- JPH04331400A JPH04331400A JP3101482A JP10148291A JPH04331400A JP H04331400 A JPH04331400 A JP H04331400A JP 3101482 A JP3101482 A JP 3101482A JP 10148291 A JP10148291 A JP 10148291A JP H04331400 A JPH04331400 A JP H04331400A
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- 239000000284 extract Substances 0.000 abstract description 9
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- 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
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
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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
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は，核燃料再処理装置に関
するものである。
するものである。
【０００２】
【従来の技術】従来の核燃料再処理装置を図４により説
明すると，１１〜１４が抽出器で，これらの抽出器１１
〜１４には，重液入口２１と，重液出口２２と，軽液入
口３１と，軽液出口３２とが設けられている。また４１
が抽出器１１の重液入口２１に接続した重液供給管，４
２が抽出器１４の重液出口２２に接続した重液取出管，
４３が抽出器１１〜１４のうち，重液供給方向上流側の
抽出器の重液出口２２と下流側の抽出器の重液入口２１
とを接続する重液配管である。
明すると，１１〜１４が抽出器で，これらの抽出器１１
〜１４には，重液入口２１と，重液出口２２と，軽液入
口３１と，軽液出口３２とが設けられている。また４１
が抽出器１１の重液入口２１に接続した重液供給管，４
２が抽出器１４の重液出口２２に接続した重液取出管，
４３が抽出器１１〜１４のうち，重液供給方向上流側の
抽出器の重液出口２２と下流側の抽出器の重液入口２１
とを接続する重液配管である。
【０００３】また５１が抽出器１４の軽液入口３１に接
続した軽液供給管，５２が抽出器１１の軽液出口３２に
接続した軽液取出管，５３が抽出器１４〜１１のうち，
軽液供給方向上流側の抽出器の軽液出口３２と下流側の
抽出器の重液入口３１とを接続する重液配管である。上
記図４に示す核燃料再処理装置では，使用済核燃料が溶
けている重液（例えば硝酸水溶液）が重液供給管４１か
ら抽出器１１〜１４へ供給され，軽液（例えば有機溶液
）が軽液供給管５１から抽出器１４〜１１へ供給されて
，重液と軽液とが各抽出器内を対向して流れる。なおこ
の抽出器１１〜１４を向流平衡抽出器と称している。
続した軽液供給管，５２が抽出器１１の軽液出口３２に
接続した軽液取出管，５３が抽出器１４〜１１のうち，
軽液供給方向上流側の抽出器の軽液出口３２と下流側の
抽出器の重液入口３１とを接続する重液配管である。上
記図４に示す核燃料再処理装置では，使用済核燃料が溶
けている重液（例えば硝酸水溶液）が重液供給管４１か
ら抽出器１１〜１４へ供給され，軽液（例えば有機溶液
）が軽液供給管５１から抽出器１４〜１１へ供給されて
，重液と軽液とが各抽出器内を対向して流れる。なおこ
の抽出器１１〜１４を向流平衡抽出器と称している。
【０００４】このとき，各抽出器１１〜１４の内部では
，重液と軽液とが混合され，重液中のウラン２３５とプ
ルトニウム２３９（以下ウラン２３５と称する）とが軽
液へ抽出される。そして混合液が重液と軽液とに分離さ
れて，次の抽出器に流入する。即ち，重液は，抽出器１
１〜１４の順に流れ，軽液は，それとは逆に抽出器１４
〜１１の順に流れる。
，重液と軽液とが混合され，重液中のウラン２３５とプ
ルトニウム２３９（以下ウラン２３５と称する）とが軽
液へ抽出される。そして混合液が重液と軽液とに分離さ
れて，次の抽出器に流入する。即ち，重液は，抽出器１
１〜１４の順に流れ，軽液は，それとは逆に抽出器１４
〜１１の順に流れる。
【０００５】上記のようにウラン２３５等を軽液へ抽出
して，低濃度になった重液は，抽出器１４の重液取出管
４２から系外へ取り出される。一方，ウラン２３５等を
抽出して，高濃度になった軽液は，抽出器１１の軽液取
出管５２から系外へ取り出される。図５は，重液と軽液
とを混合した場合の平衡濃度曲線と各抽出器内の濃度変
化線を示している。また図６は，各抽出器１１〜１４の
入口と出口とでの濃度記号を示している。４個の抽出器
１１〜１４による全抽出量ΔＱ’は，次式により表され
る。
して，低濃度になった重液は，抽出器１４の重液取出管
４２から系外へ取り出される。一方，ウラン２３５等を
抽出して，高濃度になった軽液は，抽出器１１の軽液取
出管５２から系外へ取り出される。図５は，重液と軽液
とを混合した場合の平衡濃度曲線と各抽出器内の濃度変
化線を示している。また図６は，各抽出器１１〜１４の
入口と出口とでの濃度記号を示している。４個の抽出器
１１〜１４による全抽出量ΔＱ’は，次式により表され
る。
【０００６】ΔＱ’＝ＱＨ （Ｘ １１ −Ｘ ４２
）＝ＱＨ ΔＸ’・・・・・・・・・・■ 但しＱＨ は重液の流量である。
）＝ＱＨ ΔＸ’・・・・・・・・・・■ 但しＱＨ は重液の流量である。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】前記図４に示す従来の
核燃料再処理装置では，供給された軽液が全抽出器を通
るので，下流側に行くに従い濃度が高くなって，抽出能
力が低下する。そのため，ウラン２３５等の抽出量を多
くしようとすると，多くの抽出器を必要とするという問
題があった。
核燃料再処理装置では，供給された軽液が全抽出器を通
るので，下流側に行くに従い濃度が高くなって，抽出能
力が低下する。そのため，ウラン２３５等の抽出量を多
くしようとすると，多くの抽出器を必要とするという問
題があった。
【０００８】本発明は前記の問題点に鑑み提案するもの
であり，その目的とする処は，所要の抽出量に対する抽
出器の必要数を減らすことができる核燃料再処理装置を
提供しようとする点にある。
であり，その目的とする処は，所要の抽出量に対する抽
出器の必要数を減らすことができる核燃料再処理装置を
提供しようとする点にある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに，本発明は，重液の入口，出口と軽液の入口，出口
とを有する複数個の抽出器と，これらの抽出器を順次連
結する配管とからなる核燃料再処理装置において，前記
各抽出器をＭ行，Ｎ列に配置し，重液を第１行・第１列
の抽出器から第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ順次流すように
且つ軽液を各列毎に第Ｍ行の抽出器から第１行の抽出器
へ順次流すようにこれらの抽出器を前記配管により接続
している。
めに，本発明は，重液の入口，出口と軽液の入口，出口
とを有する複数個の抽出器と，これらの抽出器を順次連
結する配管とからなる核燃料再処理装置において，前記
各抽出器をＭ行，Ｎ列に配置し，重液を第１行・第１列
の抽出器から第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ順次流すように
且つ軽液を各列毎に第Ｍ行の抽出器から第１行の抽出器
へ順次流すようにこれらの抽出器を前記配管により接続
している。
【００１０】
【作用】本発明の核燃料再処理装置は前記のように構成
されており，■使用済核燃料が溶けている重液を第１行
・第１列の抽出器→第１行・第Ｎ列の抽出器→第Ｍ行・
第１列の抽出器→第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ流す。■軽
液を第１列・第Ｍ行の抽出器→第１列・第１行の抽出器
へ流す。■軽液を第Ｎ列・第Ｍ行の抽出器→第Ｎ列・第
１行の抽出器へ流す。上記■の軽液は，各抽出器を通る
過程で重液中のウラン２３５等を抽出し，上記■の軽液
は，各抽出器を通る過程で重液中のウラン２３５等を抽
出する。
されており，■使用済核燃料が溶けている重液を第１行
・第１列の抽出器→第１行・第Ｎ列の抽出器→第Ｍ行・
第１列の抽出器→第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ流す。■軽
液を第１列・第Ｍ行の抽出器→第１列・第１行の抽出器
へ流す。■軽液を第Ｎ列・第Ｍ行の抽出器→第Ｎ列・第
１行の抽出器へ流す。上記■の軽液は，各抽出器を通る
過程で重液中のウラン２３５等を抽出し，上記■の軽液
は，各抽出器を通る過程で重液中のウラン２３５等を抽
出する。
【００１１】
【実施例】次に本発明の核燃料再処理装置を図１に示す
一実施例により説明すると，本実施例では，抽出器が４
個あり，それぞれを１ー１，１ー２，２ー１，２ー２で
表している。このうち，抽出器１ー１，２ー１が第１行
のものに相当し，抽出器１ー２，２ー２が第Ｍ行のもの
に相当している。また抽出器１ー１，１ー２が第１列の
ものに相当し，抽出器２ー１，２ー２が第Ｎ行のものに
相当している。これらの抽出器１ー１〜２ー２には，重
液入口２１と，重液出口２２と，軽液入口３１と，軽液
出口３２とが設けられている。
一実施例により説明すると，本実施例では，抽出器が４
個あり，それぞれを１ー１，１ー２，２ー１，２ー２で
表している。このうち，抽出器１ー１，２ー１が第１行
のものに相当し，抽出器１ー２，２ー２が第Ｍ行のもの
に相当している。また抽出器１ー１，１ー２が第１列の
ものに相当し，抽出器２ー１，２ー２が第Ｎ行のものに
相当している。これらの抽出器１ー１〜２ー２には，重
液入口２１と，重液出口２２と，軽液入口３１と，軽液
出口３２とが設けられている。
【００１２】４１が抽出器１ー１の重液入口２１に接続
した重液供給管，４２が抽出器２ー２の重液出口２２に
接続した重液取出管，４３が上記各抽出器を（１ー１）
→（２ー１）→（１ー２）→（２ー２）の順に接続する
重液配管である。５１１が抽出器１ー２の軽液入口３１
に接続した軽液供給管，５１２が抽出器２ー２の軽液入
口３１に接続した軽液供給管，５２１が抽出器１ー１の
軽液出口３２に接続した軽液取出管，５２２が抽出器２
ー１の軽液出口３２に接続した軽液取出管である。
した重液供給管，４２が抽出器２ー２の重液出口２２に
接続した重液取出管，４３が上記各抽出器を（１ー１）
→（２ー１）→（１ー２）→（２ー２）の順に接続する
重液配管である。５１１が抽出器１ー２の軽液入口３１
に接続した軽液供給管，５１２が抽出器２ー２の軽液入
口３１に接続した軽液供給管，５２１が抽出器１ー１の
軽液出口３２に接続した軽液取出管，５２２が抽出器２
ー１の軽液出口３２に接続した軽液取出管である。
【００１３】そして第１列の抽出器１ー２の軽液出口３
２と抽出器１ー１の軽液入口３１とが軽液配管５３によ
り接続され，第Ｎ列の抽出器２ー２の軽液出口３２と抽
出器２ー１の軽液入口３１とが軽液配管５３により接続
されている。次に前記図１に示す核燃料再処理装置の作
用を具体的に説明する。使用済核燃料が溶けている重液
を重液供給管４１→抽出器１ー１→重液配管４３→抽出
器２ー１→重液配管４３→抽出器１ー２→重液配管４３
→抽出器２ー２→重液取出管４２へ流す。
２と抽出器１ー１の軽液入口３１とが軽液配管５３によ
り接続され，第Ｎ列の抽出器２ー２の軽液出口３２と抽
出器２ー１の軽液入口３１とが軽液配管５３により接続
されている。次に前記図１に示す核燃料再処理装置の作
用を具体的に説明する。使用済核燃料が溶けている重液
を重液供給管４１→抽出器１ー１→重液配管４３→抽出
器２ー１→重液配管４３→抽出器１ー２→重液配管４３
→抽出器２ー２→重液取出管４２へ流す。
【００１４】また軽液１を軽液供給管５１１→抽出器１
ー２→軽液配管５３→抽出器１ー１→軽液取出管５２１
へ流す。さらに軽液２を軽液供給管５１２→抽出器２ー
２→軽液配管５３→抽出器２ー１→軽液取出管５２２へ
流す。上記軽液１は，抽出器１ー２及び１ー１を通る過
程で，重液中のウラン２３５等を抽出し，同様に軽液２
は，抽出器２ー２及び２ー１を通る過程で，重液中のウ
ラン２３５等を抽出する。
ー２→軽液配管５３→抽出器１ー１→軽液取出管５２１
へ流す。さらに軽液２を軽液供給管５１２→抽出器２ー
２→軽液配管５３→抽出器２ー１→軽液取出管５２２へ
流す。上記軽液１は，抽出器１ー２及び１ー１を通る過
程で，重液中のウラン２３５等を抽出し，同様に軽液２
は，抽出器２ー２及び２ー１を通る過程で，重液中のウ
ラン２３５等を抽出する。
【００１５】この場合，４個の抽出器による全抽出量Δ
Ｑは，次のようになる。 ΔＱ＝ＱＨ （Ｘ１１１ −Ｘ ２２２）＝ＱＨ ΔＸ
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・■ 図３に各抽出器の入口と出口の濃度の記号を示した。従
来の核燃料再処理装置による全抽出量ΔＱ’は，前記■
式により表せるが，本発明の核燃料再処理装置の抽出器
の濃度変化線を示す図２と，従来の核燃料再処理装置の
それを示す図５とから明らかなように，ΔＸ＞ΔＸ’で
あるから，ΔＱ＞ΔＱ’になる。
Ｑは，次のようになる。 ΔＱ＝ＱＨ （Ｘ１１１ −Ｘ ２２２）＝ＱＨ ΔＸ
・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・
・■ 図３に各抽出器の入口と出口の濃度の記号を示した。従
来の核燃料再処理装置による全抽出量ΔＱ’は，前記■
式により表せるが，本発明の核燃料再処理装置の抽出器
の濃度変化線を示す図２と，従来の核燃料再処理装置の
それを示す図５とから明らかなように，ΔＸ＞ΔＸ’で
あるから，ΔＱ＞ΔＱ’になる。
【００１６】
【発明の効果】本発明の核燃料再処理装置は前記のよう
に■使用済核燃料が溶けている重液を第１行・第１列の
抽出器→第１行・第Ｎ列の抽出器→第Ｍ行・第１列の抽
出器→第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ流す。■軽液を第１列
・第Ｍ行の抽出器→第１列・第１行の抽出器へ流す。■
軽液を第Ｎ列・第Ｍ行の抽出器→第Ｎ列・第１行の抽出
器へ流す。上記■の軽液は，各抽出器を通る過程で重液
中のウラン２３５等を抽出し，上記■の軽液は，各抽出
器を通る過程で重液中のウラン２３５等を抽出するので
，同数の抽出器を使用した場合，ウラン２３５等の抽出
量を従来の場合よりも増加できる。換言すれば，所要の
抽出量に対する抽出器の必要数を減らすことができる。
に■使用済核燃料が溶けている重液を第１行・第１列の
抽出器→第１行・第Ｎ列の抽出器→第Ｍ行・第１列の抽
出器→第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ流す。■軽液を第１列
・第Ｍ行の抽出器→第１列・第１行の抽出器へ流す。■
軽液を第Ｎ列・第Ｍ行の抽出器→第Ｎ列・第１行の抽出
器へ流す。上記■の軽液は，各抽出器を通る過程で重液
中のウラン２３５等を抽出し，上記■の軽液は，各抽出
器を通る過程で重液中のウラン２３５等を抽出するので
，同数の抽出器を使用した場合，ウラン２３５等の抽出
量を従来の場合よりも増加できる。換言すれば，所要の
抽出量に対する抽出器の必要数を減らすことができる。
【図１】本発明の核燃料再処理装置の一実施例を示す系
統図である。
統図である。
【図２】同核燃料再処理装置の抽出器の濃度変化線を示
す説明図である。
す説明図である。
【図３】同核燃料再処理装置の各抽出器の入口と出口と
の濃度の記号を示す説明図である。
の濃度の記号を示す説明図である。
【図４】従来の核燃料再処理装置を示す系統図である。
【図５】同核燃料再処理装置の抽出器の濃度変化線を示
す説明図である。
す説明図である。
【図６】同核燃料再処理装置の各抽出器の入口と出口と
の濃度の記号を示す説明図である。
の濃度の記号を示す説明図である。
１ー１ 第１行・第１列の抽出器
１ー２ 第１行・第Ｎ列の抽出器
２ー１ 第Ｍ行・第１列の抽出器
２ー２ 第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器
４１ 重液供給管
４２ 重液取出管
４３ 重液配管
５１１ 軽液供給管
５１２ 軽液供給管
５２１ 軽液取出管
５２２ 軽液取出管
５３ 軽液配管
Claims (1)
- 【請求項１】 重液の入口，出口と軽液の入口，出口
とを有する複数個の抽出器と，これらの抽出器を順次連
結する配管とからなる核燃料再処理装置において，前記
各抽出器をＭ行，Ｎ列に配置し，重液を第１行・第１列
の抽出器から第Ｍ行・第Ｎ列の抽出器へ順次流すように
且つ軽液を各列毎に第Ｍ行の抽出器から第１行の抽出器
へ順次流すようにこれらの抽出器を前記配管により接続
したことを特徴とする核燃料再処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3101482A JPH04331400A (ja) | 1991-05-07 | 1991-05-07 | 核燃料再処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3101482A JPH04331400A (ja) | 1991-05-07 | 1991-05-07 | 核燃料再処理装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04331400A true JPH04331400A (ja) | 1992-11-19 |
Family
ID=14301936
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3101482A Withdrawn JPH04331400A (ja) | 1991-05-07 | 1991-05-07 | 核燃料再処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04331400A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03288290A (ja) * | 1990-04-03 | 1991-12-18 | Omron Corp | 非接触式携帯用記憶媒体処理システム |
-
1991
- 1991-05-07 JP JP3101482A patent/JPH04331400A/ja not_active Withdrawn
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03288290A (ja) * | 1990-04-03 | 1991-12-18 | Omron Corp | 非接触式携帯用記憶媒体処理システム |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Application deemed to be withdrawn because no request for examination was validly filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19980806 |