JPS5820000B2 - 照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽出、捕集および貯蔵法 - Google Patents

照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽出、捕集および貯蔵法

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JPS5820000B2
JPS5820000B2 JP50082311A JP8231175A JPS5820000B2 JP S5820000 B2 JPS5820000 B2 JP S5820000B2 JP 50082311 A JP50082311 A JP 50082311A JP 8231175 A JP8231175 A JP 8231175A JP S5820000 B2 JPS5820000 B2 JP S5820000B2
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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽
出、捕集および貯蔵法に関する。
核燃料の照射に際して各種の分裂生成物中にヨウ素の同
位元素127,129および131が得られ、その量な
らびに相対的割合は中性子量および反応炉内における燃
料の滞留時間に依存する。
同位体131は半減期8.1日のβγ放射体であり、他
方ヨウ素129は同じくβγ放射体であるが半減期が1
7.2X106年であり人間的時間では安定と考えられ
る。
゛一例としてトン当り33,000MWdの照射
を受けた軽水型炉(LWR)の酸化物燃料に於ては、燃
料1トン当りのヨウ素全量は270gであり、ヨウ素1
27は20%、またはヨウ素129は80%を占め、ヨ
ウ素181の量は無視しうる。
150日間の冷却後、燃料1トン当りの放射能はヨウ素
129に対し0.038キユリー、またヨウ素131に
対し2.61キユリーである。
近年に於ける燃料の処理量および平均照射量の急激の増
加、ならびに許容廃棄物量を極力低下させる傾向に鑑み
、ヨウ素を99.9%以上の割合で確実かつ効果的に捕
集することが重要である。
照射済み燃料の処理実験によれば元素の分解時にヨウ素
の10%以下が逃散し、残りの部分は酸化物中に含まれ
溶解時まで放出されないことが示されている。
現在までに行なわれた試みは主として気体生成物中のヨ
ウ素の捕集を目的としている。
この目的のために下記の如き種々の方法が見出されてい
る。
即ち:*ソーダ(水酸化すl−IJウム)、チオ硫酸塩
、ヒドラジン等を用いたアルカリ性溶液によるガス洗浄
法: *硝酸第二水銀または硝酸第一/第二水銀の微硝酸酸性
溶液(10−3〜IM)による洗浄法。
これにより洗浄塔内にヨウ化第二水銀HgI2またはヨ
ウ化第−/第二水銀Hg212−Hgl□が沈澱する: *硝酸第二水銀(0,1〜0.4M)の硝酸酸性(7〜
9M)の溶液を用いる方法。
これによりヨウ素・第二水銀錯体を形成し、ついで溶液
を濃縮してこれを熱時分解させヨウ素第二水銀Hg(■
03)2を沈澱させる。
*硝酸の熱濃溶液(16〜22M)を用いる方法。
これによりヨウ素をヨウ素酸103−に酸化しついで塔
外の濃縮により無水ヨウ素酸1205を沈澱させる。
またこの他に固体吸着剤による各種の捕集法があり、こ
の中には銀交換を行った活性炭、モレキュラーシープま
たはゼオライト、および硝酸銀AgNO3を含浸した触
媒担体などが挙げられる。
これらの方法はいずれも気体流日向から良好にヨウ素を
除去しつるにせよ、かなりの量のヨウ素が燃料の溶解用
の溶液中へ移行し、さらに溶媒抽出が行われる場合には
溶媒中へ移行する。
本発明は照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素を抽
出、捕集、貯蔵する方法に関するものであり、燃料を硝
酸中に溶解したのち、該溶解時に発生する水、窒素酸化
物およびヨウ素酸化物から成る蒸気を濃縮器ついで亜律
酸蒸気の吸収塔に導きここでヨウ素および亜硝酸イオン
を含む再結合硝酸を生成させ、ついで再結合酸中に含ま
れるヨウ素を分離することを特徴とする。
本方法の第一の実施態様に於ては、再結合酸中に含まれ
るヨウ素の分離は再結合酸の溶液を脱着塔にキャリヤガ
スに対し向流に送ることによって行い、該キャリヤガス
がヨウ素を増入れかぐして該ガス中に捕集されたヨウ素
が回収されるものである。
該キャリヤガスを吸着塔内に於て還元剤を添加したアル
カリ性溶液と向流に循環させることによりヨウ素は該ガ
スから抽出される。
吸着塔から出たアルカリ性溶液には鉛塩が添加され、こ
れによりヨウ素はヨウ化鉛として沈澱される。
またヨウ素を含むキャリヤガスを、鉛塩を含むアルカリ
性でかつ還元性の溶液と向流に洗浄塔に送りヨウ化鉛を
形成させる。
またヨウ素を含むキャリヤガスを、銀交換された固体吸
着剤すなわちゼオライト、モレキュラーシーブまたは触
媒担体を有する塔内に通過させる。
またヨウ素を含むキャリヤガスを、Pb イオンを含み
、かつ補給量(メイクアップ量)の硝酸鉛および硝酸ヒ
ドラジンを添加した洗浄液が向流で流れる塔内に送りヨ
ウ素をヨウ化鉛の結晶として回収する。
本方法の第二の実施態様に於ては、再結合酸中に含まれ
るヨウ素を分離するため再結合基から出る溶液を蒸留装
置に送り、ここで溶液中に含まれる亜硝酸イオンの存在
下にヨウ素を定量的に蒸留し、ついでヨウ素を冷却によ
り分離する。
冷却時に生じるヨウ素結晶は長期貯蔵のため留出物から
分離される。
ヨウ素結晶は還元剤を加えたアルカリ性溶液に再溶解さ
れ流出液処理ステーションに送られる。
溶解したヨウ素を含むアルカリ性溶液には鉛塩が添加さ
れてヨウ化鉛が沈澱され、これは本方法の第三の実施態
様に従い長期貯蔵のため処理される。
また再結合酸を有機溶剤による抽出装置に送り、該有機
溶剤をこののちPb+1イオンならびに硝酸鉛および硝
酸ヒドラジンを含む洗浄液と向流処理し、ヨウ素をヨウ
化鉛結晶として回収する。
また銅塩を含む洗浄液も同様に使用でき、ヨウ素はヨウ
化第二銅として沈澱される。
本発明方法と類似した方法を開示した特許としてはベル
ギー特許788022号およびフランス特許15372
92号が挙げられる。
該ベルギー特許の方法に於ては気体雰囲気を硝酸水溶液
と向流に接触させてヨウ素を除去し、ついで該溶液を処
理する。
この方法に於てはヨウ素は貯蔵が困難なヨウ素酸103
−に変換され、また同時に不安定、吸湿性かつ腐食性の
1□05が生成する。
これに反し本発明方法に於ては後述する如く再結合酸中
のNO2−イオンの存在によりヨウ素が元素12すして
安定化され、定量的募留が可能となる。
上記フランス特許の方法はテルルの照射によりヨウ素1
31を製造するものでありヨウ素を蒸留により回収しつ
る点に於て本発明の方法に類似しているが、蒸留時にヨ
ウ素を元素状態としかつ定量的に蒸留を行いつるために
は常に過酸化水素を添加しつつ蒸留を実施せねばならな
い点が異る。
本発明の他の特徴および利点は三種の実施態様につき付
図に関連した下記の説明により明らかにされよう。
照射済み燃料の溶解時において、生成した亜硝酸蒸気は
再結合されて硝酸が回収され、これは連続的または回分
的に溶解器1に送られる。
平衡定数〔1〕気体10〕液体ならびに気体および溶液
の相対流量はヨウ素の大部分が再結合酸中に移行するよ
うにする。
従ってこの酸を直接に上記溶解器中に再循環2させると
ヨウ素が蓄積し、再結合酸の再循環が連続的あるいは断
続的のいずれで行われても凝縮回路3および亜硝酸蒸気
の吸着回路4内にヨウ素の局部的沈着が生じる。
本発明の方法は回収酸中のヨウ素を完全に除去するのみ
ならずこれを捕集し安定な形で貯蔵することを可能にす
るものである。
第一の実施態様に於ては、亜硝酸蒸気の吸着塔から出る
再結合酸ARはポンプ5により連続的または断続的に充
填物(ラシツビ環、ベール台など:を有しまたは段状の
脱着塔6の頂部に送られ、これに空気または不活性ガス
の「脱着」ガスがパイプ7により向流で送入される。
この塔はジャケット8により加熱することが出来る。
再結合酸溶液とガスとのヨウ素分配係数を操作温度の関
数として知れば脱着係数が1よりはるかに犬となるよう
気体および液体の流量を調節することが出来る。
脱着後の酸中におけるヨウ素の残留量は塔の理論段数の
みに、即ち充填物の能率および高さに依存する。
従って95%以上のヨウ素除去率を得ることが出来る。
このように処理された酸は溶解器あるいは装置内の他の
任意の場所に支障なく送ることが出来る3気体流中に捕
集されたヨウ素は下記の各種の方法により捕集しうる。
方法 A 該ガスはポンプ11およびパイプ10から供給されるア
ルカリ性かつ環元性の液A(水酸化ナトリウム+ヒドラ
ジンまたはチオ硫酸塩等)を使用する洗浄塔9内を循環
する。
ついでガスは廃棄される前にパイプ12により浄化塔1
3に送られる。
アルカリ性溶液は流出液処理装置14に送られ、ここで
中和され(pH8,5)、溶液中のヨウ素は還元剤の添
加によりヨウ化物として安定化されあるいは15に於て
塩の添加により不活性化合物とされる。
非常に溶解度が低くかつ分解温度が950℃以上で非常
に安定なヨウ化鉛Pbl□が沈澱される。
ヨウ化鉛はフィルタ16上に保持される。この沈澱は瀝
過により母液から分離され、長期保存のため例えばアス
ファルト包装とする目的で固体残渣処理ステーション1
γに送られる。
沈澱母液18は廃液処理装置14に送られる。
方法 B 不溶性化合物たとえばヨウ化鉛を生成する塩を含む溶液
Bと向流にヨウ素を含むガスを送入する。
塔内での沈澱生成を避けるためには該塔を加熱すればよ
く、不溶性化合物の沈澱は塔外での冷却により行われる
母液からの沈澱の分離ならびにこれらの処理は前記の如
く行いつる。
方法 C ヨウ素を含むガスを塔19内に於て硝酸銀を含浸させた
触媒用体床または銀交換ゼオライト床上を通過させる。
この方法は非常にすぐれた捕集効率を挙げうるが、明ら
かに高価な方法である。
要約すると、この実施態様はガス低流量で操作しうる点
が利点であり、被処理ガス中のヨウ素が高濃度であるた
め小容量の設備で能率を挙げることが出来る。
方法 D ヨウ素を含むガスはPb”’fオンを含む洗浄液20′
を用い50℃以上に加熱された向流塔19′の内部を通
過する。
膣液20′は引続き熱交換器21′および加熱器22′
を通り塔19′の頂部に導入される前に23′に於て硝
酸鉛および硝酸ヒドラジンが添加される。
該塔基部に於て液20′の一部は塔頂部に再び導かれ、
また一部は熱交換器21′および冷却器24’に導かれ
、ここでヨウ素がPbl□として沈澱する。
本方法の第二の実施態様に於ては、ヨウ素を含む再結合
酸は蒸留装置20に送られ、ここで沸点に到達する。
ヨウ素の蒸気圧が高いため酸溶液の10%以下を蒸留す
る間にヨウ素を定量的に除去することが出来る。
ヨウ素の気化に対し亜硝酸イオンNO2−が有利な作用
を有することが明らかにされた。
該イオンは還元剤として作用し、次亜ヨウ素酸10−ま
たはヨウ素酸103−などの酸化物の生成を防ぎヨウ素
を元素状態12として安定化させる。
ヨウ素の初期量は3X10−3Mの場合における除去係
数を蒸留酸の容積%および亜硝酸イオンの関数として第
」表に示す。
酸蒸留10%の時点に於て亜硝酸濃度2×10’Mの場
合にはヨウ素は2%余しか残留せず、また亜硝酸8.8
X10−2Mの場合にはヨウ素は0.3%以下しか残留
しないことが判る。
この亜硝酸イオンは熱論再結合酸中に存在し、その濃度
は収率ならびに亜硝酸蒸気の酸化および吸着の条件に依
存する。
ヨウ素および再結合酸の回収は種々の方法によって行わ
れる。
方法 E ヨウ素は21に於て冷却結晶化され22に於て炉別する
ことにより留出物から直接に分離されるヨウ素の溶解度
は非常に低い(300■7t。
30℃)。
かくしてヨウ素結晶が得られ、これは23に於て貯蔵の
ため気密容器中に入れられあるいは放射性ヨウ素源11
29の製造用に処理される。
結晶母液24は蒸留装置20に再循環される。
方法 F 沢過22により回収されたヨウ素結晶を還元剤を含みあ
るいは含まないアルカリ溶液25中に溶解する。
この溶液は中和され第一の実施態様の方法Aと同様に排
出物処理装置26に送られる。
方法 G ヨウ素を溶解したアルカリ性溶液から第一の実施態様と
同様に不溶性化合物たとえばヨウ化鉛Pb12を27に
於て沈澱させる。
母液は排出物処理装置28に送られる。
方法 H ヨウ素を含む水蒸気を溶解器1の出口に於て直接に還元
剤およびヨウ素と不溶性化合物(たとえばPb12)を
形成する塩を含む溶液中に凝縮させて29に於て沈澱を
形成させ、生成する化合物を30に於て直接炉別し、沈
澱母液を沈澱反応器29に再循環させる。
本方法の第三の実施態様に於ては再結合酸とヨウ素を含
む水溶液をポンプ5により抽出器31に送り、ここで有
機溶媒32と接触させてヨウ素を抽出する。
ヨウ素を含む溶媒は再抽出器33に送られ方法りと同様
に液20′により処理される。
ヨウ素が除かれた溶媒は抽出器31で再使用される前に
処理ステーション34に送られる。
【図面の簡単な説明】
第1図はキャリアガスによるヨウ素の向流脱着のための
装置のダイヤグラムであり;第2図はヨウ素を含む再結
合酸の蒸留用の装置のダイアグラムであり;第3図は再
結合酸中に含まれるヨウ素の溶媒抽出に関する装置のダ
イアグラムである。 1・・・・・・溶解器、3・・・・・・凝縮回路、4・
・・・・・吸着回路、6・・・・・・脱着塔、9・・・
・・・洗浄塔、16・・・・・・フィルター、20・・
・・・・蒸留装置、26・曲−#l’ m吻処理装置、
29・・・・・・沈澱反応器、31・・曲抽出器、32
・・・・・・溶媒、33・・・・・・再抽出器。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽出、
    捕集および貯蔵を行う方法に於て、該燃料を硝酸液に溶
    解したのち、該溶解時に発生しかつ水、窒素酸化物およ
    びヨウ素から成る蒸気を凝縮器に、ついで亜硝酸蒸気吸
    着塔に送り、ここでヨウ素および亜硝酸イオンを含む再
    結合硝酸を生成させ、ついで再結合酸中に含まれるヨウ
    素を分離することを特徴とする方法。
JP50082311A 1974-07-03 1975-07-03 照射済み核燃料中に含まれる放射性ヨウ素の抽出、捕集および貯蔵法 Expired JPS5820000B2 (ja)

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FR7423139A FR2277415A1 (fr) 1974-07-03 1974-07-03 Procede d'extraction, de piegeage et de stockage de l'iode radioactif contenu dans les combustibles nucleaires irradies
FR7423139 1974-07-03

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JPS5129700A JPS5129700A (ja) 1976-03-13
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DE (1) DE2529362A1 (ja)
ES (1) ES439039A1 (ja)
FR (1) FR2277415A1 (ja)
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