JPS6224191A - 電解還元による使用済核燃料の再処理方法 - Google Patents

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〉 この発明は、使用済核燃料の再処理方法に関し、さらに
詳しくは、ビューレックス湿式再処理法の改良に関する
ものである。

このビューレックス湿式再処理法は、使用済核燃料に含
まれるウランおよびプルトニウムを核分裂生成物から分
離し、ざらにウランとプルトニウムを精製した形で回収
する方法である。

〈従来の技術〉 従来から実施されているビューレックス湿式再処理法の
一例を第２図を参照して説明する。

使用済核燃料は前処理したのち硝酸に溶解し、溶液組成
の調整を行なって溶媒抽出操作を施す。

この溶媒抽出操作は、共除染工程１分配工程。

プルトニウム精製工程およびウラン精製工程の４つに大
別され、ウランおよびプルトニウムはこれらの各工程に
適切な原子価に調整されて処理される。抽出溶媒として
は、ウランおよびプルトニウムを選択的に効率よく抽出
するリン酸１〜リブチル（ＴＢＰ）が広く使用されてい
る。

共除染工程においては第１抽出器１および第２抽出器２
を設け、第１抽出器１ではウランは６価Ｕ（ＶＩ）、プ
ルトニウムは４価Ｐｕ（ＩＶ）でＴＢＰに抽出され核分
裂生成物（ＦＰ）と分離される。第２抽出器２では、Ｔ
ＢＰ相に抽出されたウランおよびプルトニウムが第１抽
出器１と同じ原子価のもとて水溶液相に逆抽出される。

分配工程は第３抽出器３および第４抽出器４から成り、
第２抽出器２で逆抽出されたウランおよびプルトニウム
水溶液は硝酸濃度調整ののち、第３抽出器３に送られる
。ここで再度ＴＢＰにより同じ原子価のもとてウランお
よびプルトニウムが抽出され、核分裂生成物との一周の
分離が促進される。第４抽出器４においては、ＴＢＰ相
に抽出されているＵ（ＶＩ）Ｊ５よびｐｕ（ＩＶ）のう
ちプルトニウムのみがウラナス（４価ウラン）等の還元
剤でＰｕ　（ＩＩＩ）に還元される。このときの還元反
応式は下記（１）式の通りであり、またこの反応の平衡
定数は２規定硝酸溶液中では下記（２）式のようになる
ことが明らかとなっている。

Ｕ　（ＩＶ）　＋２Ｐｕ　（ＩＶ）　＋２１−１２０に
＝・１．６Ｘ　’ｌ　Ｑ１７ このようにプルトニウムを３価に還元すると、ＴＢＰへ
の抽出性が極めて低くなり水溶液相に逆抽出される。一
方、ウランについては６価を保ってＴＢＰ相に抽出され
たまま次の工程に送り込まれる。このようにして分配工
程ではプルトニウムとウランの分配が行なわれる。更に
微量の核分裂生成物はプルトニウム側である水溶液相に
逆抽出される。

ウラン精製工程は第５抽出器５、第６抽出器６および第
１抽出器１から成り、いずれの抽出器においてもウラン
は６価に保たれたまま抽出および逆抽出され、極微濃度
で混在するプルトニウムおよび核分裂生成物から分離精
製されてウラン製品を回収できる。なお、この工程にお
いてもプルトニウムの還元剤としてウラナス等が用いら
れている。

プルトニウム精製工程は第８抽出器８および第９抽出器
９から成り、先の第４抽出器４で水溶液相に分配された
Ｐｕ　（ＩＩＩ）はＴＢＰに高い抽出性を持つＰｕ（Ｉ
Ｖ）に原子価調整された後、第８抽出器８でＴＢＰによ
り抽出され微濃度の核分裂生成物と分離される。次いで
第９抽出器でウラナス等の還元剤によりＰｕ　（ＩＩＩ
）に還元されＴＢＰ相から水溶液相に逆抽出されて、精
製された形でプルトニウム製品を回収できる。

以上のように、従来のビューレックス湿式再処理法では
、ウランおよびプル１ヘニウムを核分裂生成物から分離
し、ウランとプルトニウムをそれぞれ純粋な形で取出す
ことを主眼としている。

しかしながら、将来、高速増殖炉等によって発生する使
用済核燃料を再処理しようとした場合、前述したウラナ
スによる還元を利用したご。

ニーレックス湿式■処理法では、高速増殖炉使用済核燃
料中に含まれているプルトニウムの量が軽水炉に比べ極
めて多いため、プル１〜ニウム還元剤であるウラナスの
必要量が極端に増えることが明らかとなり、また使用済
核燃料中に含まれているウラナスの同位体比をできるだ
け変化させないことを考えると、現在のビューレックス
湿式再処理法の適用は実用上、大きな問題を含むことに
なる。

このため最近では、プルトニウムを３画に還元するため
にウラナスを用いる代りに、電解還元したり硝酸ヒドロ
キシルアミンを使用する方法が検討されている。いずれ
の方法も基本的にはプルトニウム還元剤としてウラナス
を用いる上述したビューレックス湿式再処理法と工程自
体大きな相違はない。すなわち電解還元法は、第２図の
第４抽出器４および第９抽出器９に電解還元機能をもた
せるために、抽出器内部に電解還元用の電極を組込むも
のである。一方、硝酸ヒドロキシルアミン法は、第２図
の第４抽出器４および第９抽出器９で使用するプルトニ
ウム還元剤として硝酸ヒドロキシルアミンを用いるもの
である。

〈発明が解決しようとする問題点〉 しかしながら、電解還元法や硝酸ヒドロキシルアミン法
においても以下のような問題点がある。

まず電解還元法においては、抽出器内部に電解還元用の
電極を組込まなければならないために、製作は勿論通常
の管理等が極めて複雑となる。これは、ＴＢＰ相と水溶
液相との混合相において電解還元を行なうために、電極
面へのＴＢＰ相の付着あるいは陽極を隔離する隔膜への
付着や目詰りを防止する対策が必要となると同時に、抽
出器としての機能を損わないようにする配慮も必要とな
るからである。

一方、硝酸ヒドロキシルアミン法の場合、プルトニウム
の還元速度の観点から低濃度の硝酸溶液中で反応させる
必要があり、高濃度（２〜３規定）の硝酸溶液中で反応
させようとする場合には、鉄などを反応系に添加する必
要がある等の欠点を有する。更にＰｕ　（ＩＩＩ）のＴ
ＢＰ相へのリークを防止する意味で硝酸ヒドロキシルア
ミンとは別な還元剤の併用の必要があったりする。

また、これらいずれの方法においても、第２図の第４抽
出器４でＰｕ（ＩＶ）をｐｕ　（ＩＩＩ）に還元したの
ち第８抽出器８へ送る前にＰｕ　（ＩＩＩ）をＰｕ（Ｉ
Ｖ）へ酸化し、さらに第９抽出器９において再びＰＵ（
ＩＶ）をＰｕ　（ＩＩＩ）へ還元するといった煩雑な原
子価調整を行なう必要がある。

加えて、第８抽出器８においては、ＴＢＰ相へのプル１
−ニウム負荷を大きくとることによって回収プルトニウ
ムの濃度を高くすることが考えられているが、ＴＢＰ相
のプルトニウム濃度が高くなると、ＴＢＰ相のプルトニ
ウム錯体は稀釈剤に対する溶解度が低いため、その濃度
によってはＴＢＰ相が二相に分離してしまったり、プル
トニウムのα線によりＴＢＰ相が損傷を受けたりすると
いった工程管理上の問題がある。

ちなみにＴＢＰ相中のプルトニウム濃度の最大値は４０
Ω／Ｊ２．程度であることが知られている。

このようにＴＢＰ相に高濃度のプルトニウムを抽出する
ことは必ずしも良い結果をもたらすことはなく、従って
プルトニウムの抽出に関して核物質の臨界管理だけでな
く抽出化学上の濃度管理も行なわなければならないとい
う新たな問題を生ずる。

ざらに硝酸ヒドロキシルアミン法の場合、回収プルトニ
ウムの蒸発濃縮工程に先立って硝酸ヒドロキシルアミン
を分解する必要があるといった欠点もある。

以上のように、現在、検討されている電解還元法や硝酸
ヒドロキシルアミン法をビューレックス湿式再処理工程
に適用する場合にも多くの問題を含む。更に将来、核燃
料再処理工程においても核拡散防止対策が必要となるこ
とを考えた場合、これら方法においてはその対策の１つ
であるプル１−ニウム製品をプルトニウムとウランの混
合物として定量的に回収することが困難となってくる。

この発明は上述したごとき従来技術における問題点を解
消することを目的としてなされたものであり、特にＰｕ
（ＩＶ）のＰｕ　（［１）への還元を電解還元によって
行なうとともに、電解還元操作と抽出分離操作の両方を
最も効率良く行なうことができる方法を提供せんとする
ものである。

この発明のざらに別な目的は、プルトニウムの回収に際
して、核拡散防止上効果的なウランとの混合物として定
量的に回収することができる使用済核燃料再処理方法を
提供することである。

この発明の更に別な目的は、従来のビューレックス湿式
再処理法において行なっていたようなＰｕ　（ＩＶ）　
→Ｐｕ　（ＩＩＩ）　、およびＰｕ　（ＩＩＩ）→Ｐｕ
（ＩＶ）の煩雑な原子価調整操作を必要としない、改良
された使用済核燃料再処理方法を提供することである。

く問題点を解決するための手段〉 この発明によれば、従来のビューレックス湿式再処理に
おける電解還元法のように抽出器に電解還元用電極を組
込んで電解還元と抽出分離とを同時に行なわず、電解還
元操作と抽出分離操作をそれぞれ別個の電解還元槽と抽
出器で独立して行なうことによって上記の目的を達成さ
せている。

すなわちこの発明においては、従来のビューレックス湿
式再処理法と同様に先ず硝酸溶液中の「プランとプルト
ニウムをＴＢＰのごとき抽出溶媒で抽出し、それらを分
離することなく核分裂生成物のみを従来のビューレック
ス湿式再処理法で１ｑられる精製ウランや精製プルトニ
ウムと同じレベルとなるまで除去したのち、それらを逆
抽出させてＵ（ＶＩ）およびＰｕ（ＩＶ）を含有する硝
酸水溶液のごとき水性溶液を得る。

この水溶液に、硝酸濃度調整および安定剤（例えばヒド
ラジン等）添加といった従来から必要とされている慣用
的処理を施したのち、電解還元槽を用いて電解還元する
。この電解還元は、水溶液中に含まれる全てのＰｕ（Ｉ
Ｖ）をＰｕ　（１）にし、かつＵ（ＩＶ）が見出される
ようになるまで行なう。このようにすると電解還元槽出
口の水溶液中にはＵ　（ＶＩ）　、　Ｕ　（ＩＶ）およ
びＰｕ　（ＩＩＩ）が含まれることになる。次いでこの
水溶液を次工程の抽出器に導き、ＴＢＰのごとき抽出溶
媒と接触させることによって、溶媒相にＵ（ＶＩ）を、
水溶液相にＰｕ　（ｎｌ）とＵ（ＩＶ）とをそれぞれ分
配させる。この抽出操作は演用的な抽出器を用いても効
率よく（テなうことができる。かくして得られた溶媒相
からはウランを回収でき、一方、水溶液相からはプルト
ニウムとウランとをそれらの混合物として回収できる。

上記の電解還元操作により精製されるＵ（ＩＶ）は、電
解条件を選定することによってその濃度をコントロール
できるため、定量的にＰｕ　（ＩＩＩ）にＵ（ＩＶ）を
混合させることが可能となる。

また、上記で得られたＰｌ、Ｊ　（ＩＩＩ）とＵ（ＩＶ
）を含む水溶液相を必要に応じて再度第２の抽出溶媒と
接触させることによって、第２の溶媒相にＵ（ＩＶ）を
、水溶液相にＰｕ　（ＩＩＩ）をそれぞれ分配させるこ
とができ、かくしてプルトニウムの精製を行なうことも
できる。この場合にも、Ｐｕ　（ＩＶ）　→Ｐｕ　（Ｉ
ＩＩ）　、およびＰｕ（ｍ）→ｐｕ（ＩＶ）の煩雑な原
子価調整操作を必要とすることはない。

〈実施例〉 以下、この発明について実施例を挙げて更に詳しく説明
する。第１図にこの発明の改良ビューレックス湿式再処
理フローを示す。まず使用済核燃料は軽水炉使用済核燃
料の前処理操作と基本的にはほぼ同様な前処理を施され
硝酸に溶解し調整される。なお、この調整液中のプルミ
ルニウム含有泄は高速増殖炉使用済核燃料の場合、軽水
炉のそれと比較し約１０倍はど高くなる。

この調整液を第１抽出器１１内でＴＢＰと接触させウラ
ン、プルトニウムをＴＢＰに抽出し、核分裂生成物から
分離する。続いてＴＢＰ相に抽出されているウラン、プ
ルトニウムを逆抽出せずに第２抽出器１２で核分裂生成
物の洗浄操作を行なう。なお、この洗浄操作ではウラン
。

プルトニウムの水溶液相への漏れを極力少なくするため
に新なＴＢＰを供給する。このためＴＢＰ相中のウラン
、プル１〜ニウムの濃度が少々低下することになる。こ
のような操作を経たＴＢＰ相のウラン、プルトニウムを
第３抽出器１３で希硝酸によって水溶液相に逆抽出させ
る。

この逆抽出液の硝［６度をウラン、プルトニウムの抽出
し易い濃度に調整し、再び第４抽出器１４でＴＢＰによ
る抽出操作を行ないより一層の核分裂生成物との分離を
行なう。その後、第５抽出器１５で第３抽出器１３と同
様な操作でＴＢＰ相のウラン、プルトニウムを逆抽出し
、水溶液とする。これによって結果として従来法と同じ
レベルまで核分裂生成物との分離が達成できるのであ葛
。

なお、ここまでの操作は基本的には従来法と同じであり
、容易に理解されよう。したがって、第２抽出器１２の
洗浄操作を従来法と同様な逆抽出操作とし、抽出器を新
たに追加し抽出操作を行なっても水沫と同じレベルの核
分裂生成物との分離を達成できる。

このようにして得た水溶液相のウラン、プル１〜ニウム
混合液を、硝酸濃度を調整したのち蒸発缶２０にて蒸発
濃縮操作を行なう。なお、この蒸発濃縮操作は必ずしも
必要としないが、次の工程である電解還元操作のために
はウラン。

プルトニウム濃度が高いほど好ましいことが実験的に明
らかとなっている。したがってウラン濃度が常温におい
ても結晶化しない程度まで濃縮を行なっても良いが、通
常は３００Ｍ　１２程度まで濃縮することが好ましい。

この操作ののち、安定剤（ヒドラジン等）を添加し、電
解還元槽３０によって電解還元を行なう。

ここで、電解還元に関する一実施例を挙げて説明する。

この発明においてヒドラジン共存下の硝酸溶液中でウラ
ンとプルトニウムはチタンを陰極とする電極面で電解還
元される。この還元反応によって生ずるｐｕ　（ＩＩＩ
）の量は同−条。

外下においてＵ（ＩＶ）の量と比較し約１０倍はど高く
、かつウランとプルトニウムとが共存する系においては
ざらにＰｕ　（ＩＩＩ）の生成量が多くなることが判明
している。つまりこれは、電解還元によってウランとプ
ルトニウムは陰極において併発的に還元されるが、電解
還元によって生じたＵ（ＩＶ）は続いて前記（１）式の
還元反応によりＰｕ（ＩＶ）と反応してＰｕ（ＩＶ）を
Ｐｕ　（ＩＩ）に還元するためである。また、この反応
の平衡定数は２規定硝酸溶液中で前記（２）式％式％ これらの関係から、電解還元によって生成したＵ（ＩＶ
）は、（１）式によりＰｕ（ＩＶ）を還元し、（２）式
の平衡定数の値からして、殆んどのＰｕ（ＩＶ）が還元
さしなイカキリ、Ｕ（ＩＶ）を見出すことはできないこ
とが判る。

よって、プルトニウムとウランが共存する系における電
解還元反応は見かけ上プルトニウムの還元が優先し、殆
んどのプルトニウムが還元されたのちウランの還元に移
行するのである。

以上のことから第１図のフローシートにおける電解還元
槽３０の形状は電極形状、面積、通過する溶液の流量、
供給電流が条件として与えられれば任意に決定できる。

また電解還元槽３０は、従来から使用されている抽出器
内に電解還元用電極を組込んだ装置とは異なり、電解還
元のみに着目すれば良いため、構造が単純であり、再処
理工程に組込んだ場合の保守性が大幅に軽減できるもの
である。

この電解還元槽３０にはウランとプルトニウムの混合水
溶液が供給されるが、その時の電解還元条件は前述した
ように電解還元槽３０出口からＵ（ＩＶ）が見出される
よう選定すれば、プルトニウムの殆んど全てがＴＢＰに
非抽出性のＰｕ　（ＩＩＩ）に還元されていることにな
る。なお、Ｕ（ＩＶ）については、Ｐｕ　（ＩＩＩ）の
安定剤的な効果を有するから、ある程度のＬｌ（ＩＶ）
の濃度となるようすることが好ましい。更に、電解還元
条件によってはもっと大量のＵ（ＩＶ）を共存させるこ
とが容易に行なえる。

このように、電解還元槽３０出口における組成をＰｕ　
（ＤＩ）　、　Ｕ　（ＩＶ）およびＵ（ＶＩ）とし、第
６抽出器１６による分配工程に供給する。この抽出器１
６は従来から公知となっている抽出器であれば良く、何
ら特徴を有するものでない。

この工程において、ＴＢＰでＵ（ＶＩ）を抽出し、Ｐｕ
　（ＩＩＩ）とＵ（ＩＶ）を水溶液相に分配させ分離を
行なう。

なお、この抽出器１６内においてもＵ（ＩＶ）はＰｕ　
（ＩＩＩ）の安定剤として作用するから、ある程度のＵ
（ＩＶ）の存在は好ましく、ＴＢＰ相のＵ（ｌへのプル
トニウムリークを防止する意味でも重要となる。

硝酸溶液中におけるＵ（ＩＶ）の安定性はヒドラジン存
在下において極めて安定であることが知られており、９
０日近くまで０．５％／日の速度で直線的に酸化される
ことが知られている。

したがって、Ｕ（ＩＶ）とＰｕ　（ＩＩＩ）の共存する
溶液中においてはＰｕ　（ｎｌ）の安定性はＵ（ＩＶ）
の安定性に委ねられることになる。つまり、Ｕ（ＩＶ）
がある濃度共存する硝酸溶液中ではＰｕ　（ＩＩＩ）は
極めて安定であると言える。

しかしＴＢＰが共存する抽出器内部ではこのように安定
性の高いＵ（ＩＶ）もめる程度酸化される。これについ
ては抽出器としてミキサ・セ゛トラを用いウラナスの酸
化について調べた結果、供給したウラナスの一部が抽出
器内で酸化されるが、殆んどのウラナスはプルトニウム
側に回収されることが判明した。したがって、アルドニ
ウム側に共存させるウランの口は供給するウラナス伍に
依存する。

更に、抽出器を空気接触の少ないパルスカラム等を用い
れば、より定量的にウラナスをプルトニウム側に共存さ
せることが可能となる。

したがって水溶液相としてプルトニウムとウランの混合
物を定量的に回収するには抽出器としてパルスカラムが
好ましい。

次工程でおる第７抽出器１７では、極微濃度のプルトニ
ウムをウランから分離するため洗浄操作のみを行なう。

なお、この洗浄にはプルトニウムの還元剤をおる程度用
いた方が好ましいが、その母は対象とするプル１〜ニウ
ムが微濃度で必るため極く少量で良い。核分裂生成物に
ついてはすでに前工程で極めて高い除染係数で分離され
ており、プルトニウムの除去にだけ着目すれば良い。し
かしこの工程は基本的には核分裂生成物の洗浄効果もあ
ることから、この工程でより一層の分離が促進されるこ
とになる。続いて、第８抽出器１８によって希硝酸でウ
ランを逆抽出し、水溶性の精製ウラン製品として回収す
る。これは従来の逆抽出工程と同じである。

一方、第６抽出器１６での水溶液相にはプルトニウム（
ＩＩＩ）と電解還元槽の条件によりＵ（ＩＶ）が定量的
に混合している。プルトニウムとウランの混合物として
回収するには、これを混合製品とすれば良い。また、プ
ルトニウムのみ精製した形で回収するには第９抽出器１
９を設け、Ｐｕ　（ＩＩＩ）中のＵ（ＩＶ）（７）抽出
をＴＢＰで行なえば、Ｐｕ　（ＩＩＩ）の精製品として
回収できるのである。ちなみにウラン（ＩＶ）のＴＢＰ
に対する抽出性はＰｕ　（ＩＩＩ）のそれと比較し約１
００倍高く、しかも精製プルトニウムとして得るために
は、先の電解還元槽出口のＵ（ＩＶ）を必要最少限とし
ており、この工程における抽出すべきウラン（ＩＶ）が
極めて少ない。

このため、容易にＵ（ＩＶ）を抽出分離できる。

なお、この精製工程は従来の精製工程の考え方が適用で
きる。以上のようにこの発明のプルトニウム精製工程で
はプルトニウムをＴＢＰに抽出させることを必要とせず
、ＴＢＰのα線による劣化も従来考えられている方法に
比し少なく抑えることができることになる。

〈発明の効果〉 この発明は上記したように、従来のビューレックス湿式
再処理法に電解還元法を適用し、ウランとプルトニウム
を含む水性溶液を電解還元してプルトニウムを抽出溶媒
に非抽出性のＰｕ　（ＩＩＩ）に還元し分離するもので
必って、特に電解還元槽における電解還元工程と抽出器
における抽出分離工程とを各々独立させて行なうもので
ある。そのため、現在諸外国で検討されているような抽
出器に電解還元用電極を組込んだ電解還元と抽出分離機
能を併せもつ装置と比較すると、装置の構造や形状が単
純化できるとともに、装置の運転や保守等が極めて容易
になる。すなわち、電解還元槽については電解還元機能
のみに着目すれば良く、電極の形状、配置等を任意に選
定することができ、一方抽出器については従来の技術お
よび装置をそのまま応用することができる。

また、プルトニウムの分配および精製工程についてみる
と、従来のビューレックス湿式再処理法においてはプル
トニウムの原子価を（ＩＶ）→（ｎＩ）→（ＩＶ）→（
ＩＩＩ）のように何度も調整する必要があり、それに応
じて適切な酸化還元剤を使用し烈ければならなかったが
、この発明においてはプルトニウムの原子価を電解還元
により（ＩＶ）→（Ｉｎ）に還元したのちは原子価調整
を佇なう必要はなく、また酸化還元剤として特別な試薬
を用いる必要もない。

ざらに、この発明におけるプルトニウムの精製工程では
、従来のビューレックス湿式再処理法におけるようにプ
ルトニウムを抽出溶媒に抽出させることがないため、抽
出溶媒の劣化を低く抑えることができるといった利点も
ある。

【図面の簡単な説明】 第１図はこの発明の実施例を示すフローシート、および
第２図は従来のビューレックス湿式再処理法を示すフロ
ーシートであり、いずれにおいても点線はＴＢＰ相流、
実線は水溶液相流を表わす。 １１．１２．１３，１４，１５，１６，１７゜１８．１
９・・・抽出器、２０・・・蒸発缶、３０・・・電解還
元槽。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、使用済核燃料の再処理工程で生成されるＵ（VI）お
   よびＰｕ（IV）を含有する水性溶液を電解還元して該水
   性溶液がＵ（VI）、 Ｕ（IV）およびＰｕ（III）を含有するようになるまで
   還元し、次いで該水性溶液を抽出溶媒と接触させて溶媒
   相にＵ（VI）を、水性溶液相にＰｕ（III）とＵ（IV）
   とをそれぞれ分配させ、該溶媒相からウランを回収し、
   一方該水性溶液相からプルトニウムとウランとをそれら
   の混合物として回収することを特徴とする電解還元によ
   る使用済核燃料の再処理方法。 ２、使用済核燃料の再処理工程で生成されるＵ（VI）お
   よびＰｕ（IV）を含有する水性溶液を電解還元して該水
   性溶液がＵ（VI）、 Ｕ（IV）およびＰｕ（III）を含有するようになるまで
   還元し、次いで該水性溶液を抽出溶媒と接触させて溶媒
   相にＵ（VI）を、水性溶液相にＰｕ（III）とＵ（IV）
   とをそれぞれ分配させ、該溶媒相からウランを回収し、
   一方該水性溶液相は再度第２の抽出溶媒と接触させて第
   ２の溶媒相にＵ（IV）を、水性溶液相にＰｕ（III）を
   それぞれ分配させ、該第２の溶媒相からウランを回収し
   、該水性溶液相からプルトニウムを回収することを特徴
   とする電解還元による使用済核燃料の再処理方法。