JPS641760B2 - - Google Patents
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- JPS641760B2 JPS641760B2 JP18118280A JP18118280A JPS641760B2 JP S641760 B2 JPS641760 B2 JP S641760B2 JP 18118280 A JP18118280 A JP 18118280A JP 18118280 A JP18118280 A JP 18118280A JP S641760 B2 JPS641760 B2 JP S641760B2
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Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01B—NON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
- C01B7/00—Halogens; Halogen acids
- C01B7/13—Iodine; Hydrogen iodide
- C01B7/14—Iodine
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
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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
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- Treating Waste Gases (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は、核燃料物質の硝酸溶液中に含まれ
る核分裂生成ヨウ素を分離する方法に関する。
る核分裂生成ヨウ素を分離する方法に関する。
放射性ヨウ素とその化合物と回生することは原
子力設備の安全に関する問題である。ヨウ素は揮
発性の核分裂生成物であつて、軽水原子炉の燃料
ペレツトおよび燃料要素被覆から回生される。燃
料要素の再処理に際して冷却時間が１年を越す程
度であると、Ｉ−129は1.57×107yという長い半
減期であつて生物圏内で濃縮され得るため放射線
障害の点で注意しなければならない。
子力設備の安全に関する問題である。ヨウ素は揮
発性の核分裂生成物であつて、軽水原子炉の燃料
ペレツトおよび燃料要素被覆から回生される。燃
料要素の再処理に際して冷却時間が１年を越す程
度であると、Ｉ−129は1.57×107yという長い半
減期であつて生物圏内で濃縮され得るため放射線
障害の点で注意しなければならない。
特別な措置をとらなくても核分裂ヨウ素の大部
分は既に核燃料物質の溶解に際して水蒸気で飽和
した酸化窒素および必要に応じて導入される撹拌
空気によつて分離され、溶解槽廃ガスと共に排出
される。核燃料物質溶液内に残されたヨウ素は続
く処理操作により多数の異なる処理物の流れに分
配されるため、再処理設備および廃棄物処理設備
から回生されなければならない。
分は既に核燃料物質の溶解に際して水蒸気で飽和
した酸化窒素および必要に応じて導入される撹拌
空気によつて分離され、溶解槽廃ガスと共に排出
される。核燃料物質溶液内に残されたヨウ素は続
く処理操作により多数の異なる処理物の流れに分
配されるため、再処理設備および廃棄物処理設備
から回生されなければならない。
核燃料物質溶液から核分裂ヨウ素を追い出すた
め、この溶液の一部を蒸溜して沈下させるか多量
の撹拌ガスを使用して加熱された燃料物質溶液か
ら分離することは公知である。
め、この溶液の一部を蒸溜して沈下させるか多量
の撹拌ガスを使用して加熱された燃料物質溶液か
ら分離することは公知である。
これらの公知の方法の欠点は、核分裂ヨウ素を
残りが少数プロミル程度となるまで確実に追い出
すため核燃料物質溶液を約50％になるまで蒸溜し
て処理する必要があること、留出物を溶解器に直
接戻すため多量のガスを流す必要があること、こ
れに基いて溶解器廃ガス中に含まれる有害物質が
稀釈されるためそれを除去する設備が高価となり
又安全度が低下する危険性があることである。核
燃料物質溶液の蒸留に際してコンデンサを通して
水蒸気を溶解器排ガスから充分に除去し、その際
ヨウ素の一部を留出物と共に凝縮させることはフ
ランス特許第2277415号明細書（特開昭51−29700
号公報）により公知である。
残りが少数プロミル程度となるまで確実に追い出
すため核燃料物質溶液を約50％になるまで蒸溜し
て処理する必要があること、留出物を溶解器に直
接戻すため多量のガスを流す必要があること、こ
れに基いて溶解器廃ガス中に含まれる有害物質が
稀釈されるためそれを除去する設備が高価となり
又安全度が低下する危険性があることである。核
燃料物質溶液の蒸留に際してコンデンサを通して
水蒸気を溶解器排ガスから充分に除去し、その際
ヨウ素の一部を留出物と共に凝縮させることはフ
ランス特許第2277415号明細書（特開昭51−29700
号公報）により公知である。
更にヨウ素に過酸化水素を加えてヨウ化水素と
して蒸留することもドイツ連邦共和国特許出願公
開第2443520号公報により公知であるが、この場
合ヨウ素を含む留出物が沈積しその取り扱いに余
計な手間がかかる。
して蒸留することもドイツ連邦共和国特許出願公
開第2443520号公報により公知であるが、この場
合ヨウ素を含む留出物が沈積しその取り扱いに余
計な手間がかかる。
米国特許第3803295号明細書（特開昭49−89099
号公報）に記載されている別の公知方法では核燃
料物質の溶液に対するオゾン処理が追加される。
これによつて強い放射性の分裂ルテニウムの僅か
の部分が酸化されて揮発性のRuO4となり排ガス
中に含まれ、そこで分解して非溶性のRuO2とな
り排ガス系の広い面積に亘つて除去困難な汚染を
作る。
号公報）に記載されている別の公知方法では核燃
料物質の溶液に対するオゾン処理が追加される。
これによつて強い放射性の分裂ルテニウムの僅か
の部分が酸化されて揮発性のRuO4となり排ガス
中に含まれ、そこで分解して非溶性のRuO2とな
り排ガス系の広い面積に亘つて除去困難な汚染を
作る。
この発明の目的は、核燃料物質溶液から核分裂
生成ヨウ素を高い効率で取り出すことを可能に
し、同時に蒸溜留出物の量が極めて少量となり輸
送ガス量も著しく低下する方法を開発することで
ある。
生成ヨウ素を高い効率で取り出すことを可能に
し、同時に蒸溜留出物の量が極めて少量となり輸
送ガス量も著しく低下する方法を開発することで
ある。
この目的はこの発明の特許請求の範囲第１項に
記載された方法によつて達成される。この発明の
有利な実施態様は特許請求の範囲第２項乃至第４
項に示されている。
記載された方法によつて達成される。この発明の
有利な実施態様は特許請求の範囲第２項乃至第４
項に示されている。
この発明による方法の長所は、ヨウ素を含む留
出物を取扱う必要がなくなること、導入されるガ
ス量が著しく少量となるため廃ガスの精製が容易
となり、溶解槽の液面レベルが確実に一定に保持
されることである。
出物を取扱う必要がなくなること、導入されるガ
ス量が著しく少量となるため廃ガスの精製が容易
となり、溶解槽の液面レベルが確実に一定に保持
されることである。
図面についてこの発明を更に詳細に説明する。
第１図ａに蒸留によつて核燃料物質溶液からヨ
ウ素を分離するための公知の装置の概略を示す。
この装置は溶解器１から成り、その中にかご２が
ロープ３によつて釣り下げられる。かご２には例
えば機械的に切断して細片として焼いた原子炉燃
料要素を入れる。溶解器１には例えば硝酸を入れ
て核燃料物質を溶解する。加熱装置４で加熱すれ
ばこの溶解が促進される。溶解器１にはこの外に
溶解作用を増強する撹拌空気を送り込むことがで
きる。溶解器内に発生した蒸気はその後に設けら
れた蒸気室５に集められる。第１図ａに示した装
置では蒸気室５の上端６が第一導管７を通して管
状のコンデンサ９の上端８に結合される。このコ
ンデンサは降下型であつて、冷却水は下から上に
向つて流れ、蒸気は上から下に向つて流れる。コ
ンデンサの下端１０には相分離器１１を通して凝
縮物を収容する受け器１２が接続されている。
ウ素を分離するための公知の装置の概略を示す。
この装置は溶解器１から成り、その中にかご２が
ロープ３によつて釣り下げられる。かご２には例
えば機械的に切断して細片として焼いた原子炉燃
料要素を入れる。溶解器１には例えば硝酸を入れ
て核燃料物質を溶解する。加熱装置４で加熱すれ
ばこの溶解が促進される。溶解器１にはこの外に
溶解作用を増強する撹拌空気を送り込むことがで
きる。溶解器内に発生した蒸気はその後に設けら
れた蒸気室５に集められる。第１図ａに示した装
置では蒸気室５の上端６が第一導管７を通して管
状のコンデンサ９の上端８に結合される。このコ
ンデンサは降下型であつて、冷却水は下から上に
向つて流れ、蒸気は上から下に向つて流れる。コ
ンデンサの下端１０には相分離器１１を通して凝
縮物を収容する受け器１２が接続されている。
溶解器１の循環容器１３から第二導管１４を通
して高温の硝酸溶液が加熱足部１５に送られる。
このウランを含む溶液は排出管１６を通して排出
される。同じく加熱足部１５に接続された第三導
管１７からは撹拌空気の外に酸化窒素が溶解器１
に送り込まれる。
して高温の硝酸溶液が加熱足部１５に送られる。
このウランを含む溶液は排出管１６を通して排出
される。同じく加熱足部１５に接続された第三導
管１７からは撹拌空気の外に酸化窒素が溶解器１
に送り込まれる。
ヨウ素の分離に対しては更に受け器１２から取
り出されるヨウ素を含む留出物の処理と溶解器内
のレベルを充分一定に保つ手段が必要であるが、
ヨウ素が充分除去された留出物を直接溶解器に戻
すようにすればこのような欠点を避けることがで
きる。
り出されるヨウ素を含む留出物の処理と溶解器内
のレベルを充分一定に保つ手段が必要であるが、
ヨウ素が充分除去された留出物を直接溶解器に戻
すようにすればこのような欠点を避けることがで
きる。
第１図ａの装置の受け器１２の出口から直接核
燃料物質溶液に戻される場合には、降下型のコン
デンサ９に送り込む洗浄ガスはヨウ素を引き出す
ためにかなり多量にしなければならない。そのた
めには多量の撹拌空気を核燃料物質溶液に供給す
るか核燃料物質溶液とコンデンサの中間で排ガス
にスカベンジヤ−空気を供給する。このように多
量のガス導入は、第１図ｂに示すこの発明による
装置を使用して凝縮物を溶解器に逆流させ、核燃
料物質溶液を沸騰させることによつて避けること
ができる。第１図ｂに示された装置の溶解器１と
蒸気室５の配置は第１図ａの装置と同じである
が、蒸気室の上端６には還流冷却器２０が接続さ
れ、この冷却器から出た凝縮物は直接蒸気室５を
通つて循環容器１３に達し、第二導管１４を通し
て溶解器１の加熱足部１５に戻されてそこの液位
を一定に保つ。
燃料物質溶液に戻される場合には、降下型のコン
デンサ９に送り込む洗浄ガスはヨウ素を引き出す
ためにかなり多量にしなければならない。そのた
めには多量の撹拌空気を核燃料物質溶液に供給す
るか核燃料物質溶液とコンデンサの中間で排ガス
にスカベンジヤ−空気を供給する。このように多
量のガス導入は、第１図ｂに示すこの発明による
装置を使用して凝縮物を溶解器に逆流させ、核燃
料物質溶液を沸騰させることによつて避けること
ができる。第１図ｂに示された装置の溶解器１と
蒸気室５の配置は第１図ａの装置と同じである
が、蒸気室の上端６には還流冷却器２０が接続さ
れ、この冷却器から出た凝縮物は直接蒸気室５を
通つて循環容器１３に達し、第二導管１４を通し
て溶解器１の加熱足部１５に戻されてそこの液位
を一定に保つ。
還流冷却器２０に送り込まれた蒸気は還流する
凝縮物からヨウ素を分離する。少量加えられたス
カベンジヤー・ガスは還流冷却器２０の出口２１
においてヨウ素が凝縮することなく輸送されるよ
うにするためのものである。出口温度が高い程輸
送ガスの必要量が低下する。
凝縮物からヨウ素を分離する。少量加えられたス
カベンジヤー・ガスは還流冷却器２０の出口２１
においてヨウ素が凝縮することなく輸送されるよ
うにするためのものである。出口温度が高い程輸
送ガスの必要量が低下する。
第１図ａの公知の装置を使用し蒸留によつてヨ
ウ素抽出を行なうときの時間経過を第２図に示
す。ダイヤグラム３０は核燃料物質溶液内の残留
ヨウ素含有量の時間経過を示す。核燃料物質の溶
解に際して遊離する核分裂ヨウ素をシミユレート
するため、ダイヤグラム３１に示すように１時間
当りの沸騰量SRを約12％に定め、Ｉ−123をトレ
ーサーとしたヨウ化カリウムをダイヤグラム３２
に従つて沸騰硝酸に加える。全量40ｇのKI−123
を２時間の間に添加する。これによつてヨウ素含
有量が増大し、ヨウ素添加の終りには9.5％に上
昇し、その後は曲線３４に従つて降下し、約４時
間の間に約６％の残留ヨウ素含有量にまで低下
る。この残留ヨウ素はヨウ素酸塩のような最早蒸
留不可能のヨウ素化合物から成る。ダイヤグラム
３３に示すように毎時約５Kgの二酸化窒素を吹き
込むことによりこのヨウ素化合物は蒸留可能のヨ
ウ素に還元される。
ウ素抽出を行なうときの時間経過を第２図に示
す。ダイヤグラム３０は核燃料物質溶液内の残留
ヨウ素含有量の時間経過を示す。核燃料物質の溶
解に際して遊離する核分裂ヨウ素をシミユレート
するため、ダイヤグラム３１に示すように１時間
当りの沸騰量SRを約12％に定め、Ｉ−123をトレ
ーサーとしたヨウ化カリウムをダイヤグラム３２
に従つて沸騰硝酸に加える。全量40ｇのKI−123
を２時間の間に添加する。これによつてヨウ素含
有量が増大し、ヨウ素添加の終りには9.5％に上
昇し、その後は曲線３４に従つて降下し、約４時
間の間に約６％の残留ヨウ素含有量にまで低下
る。この残留ヨウ素はヨウ素酸塩のような最早蒸
留不可能のヨウ素化合物から成る。ダイヤグラム
３３に示すように毎時約５Kgの二酸化窒素を吹き
込むことによりこのヨウ素化合物は蒸留可能のヨ
ウ素に還元される。
二酸化窒素の送り込みの開始時に熱の供給を調
節する。これはNO2の吸収によつて形成された
亜硝酸の急速な分解を防ぐためのもので、実施運
転に際しても行われる。送り込み開始から約20分
後には蒸留不可能のヨウ素が蒸留可能のヨウ素に
還元され、残留ヨウ素含有量は約１時間の間に７
％から0.7％に低下する。沸騰速度を上昇させ余
分の二酸化窒素を加えても残留ヨウ素は最初極め
てゆるやかに低下する。５Kgのヨウ化カリウムを
不活性坦体ヨウ素酸塩として加えることにより、
残留ヨウ素が約0.3％になるまでヨウ素を除去す
ることができる。溶解器の容積VAが0.44m3のと
き撹拌空気の送り込み量RL毎時0.2m3とする。
節する。これはNO2の吸収によつて形成された
亜硝酸の急速な分解を防ぐためのもので、実施運
転に際しても行われる。送り込み開始から約20分
後には蒸留不可能のヨウ素が蒸留可能のヨウ素に
還元され、残留ヨウ素含有量は約１時間の間に７
％から0.7％に低下する。沸騰速度を上昇させ余
分の二酸化窒素を加えても残留ヨウ素は最初極め
てゆるやかに低下する。５Kgのヨウ化カリウムを
不活性坦体ヨウ素酸塩として加えることにより、
残留ヨウ素が約0.3％になるまでヨウ素を除去す
ることができる。溶解器の容積VAが0.44m3のと
き撹拌空気の送り込み量RL毎時0.2m3とする。
この発明による装置を使用し環流の下に沸騰さ
せることによりヨウ素を脱着させる過程の時間経
過を第３図に示す。ダイヤグラム４０は核燃料物
質溶液の残留ヨウ素含有量の時間変化を示す。核
燃料物質の溶解時のヨウ素の遊離をシミユレート
するためダイヤグラム４１に従つてまず沸騰速度
SRを０から毎時10％に上げ、ダイヤグラム４２
に従つてＩ−123をトレーサーとするヨウ化カリ
ウムを３時間に亘つて60ｇ導入し、ダイヤグラム
４３に従つて毎時約２Kgの二酸化窒素を供給す
る。これによりヨウ素含有量は最初13％まで増大
し、約１時間後に沸騰速度が毎時10％に上つたと
き急激に約2.5％に低下する。不変の処理条件の
下に続く２時間の間に約3.5％まで増大したヨウ
素含有量はヨウ化カリウムの供給と共に低下し始
める。
せることによりヨウ素を脱着させる過程の時間経
過を第３図に示す。ダイヤグラム４０は核燃料物
質溶液の残留ヨウ素含有量の時間変化を示す。核
燃料物質の溶解時のヨウ素の遊離をシミユレート
するためダイヤグラム４１に従つてまず沸騰速度
SRを０から毎時10％に上げ、ダイヤグラム４２
に従つてＩ−123をトレーサーとするヨウ化カリ
ウムを３時間に亘つて60ｇ導入し、ダイヤグラム
４３に従つて毎時約２Kgの二酸化窒素を供給す
る。これによりヨウ素含有量は最初13％まで増大
し、約１時間後に沸騰速度が毎時10％に上つたと
き急激に約2.5％に低下する。不変の処理条件の
下に続く２時間の間に約3.5％まで増大したヨウ
素含有量はヨウ化カリウムの供給と共に低下し始
める。
全体で約３時間の沸騰の終りにダイヤグラム４
３に示すように二酸化窒素の供給量を増大させ、
それぞれ５ｇのヨウ化カリウムを坦体ヨウ素酸塩
として２回添加すると、残留ヨウ素含有量は0.2
％という要望値より１桁低い値である。0.02％以
下となる。
３に示すように二酸化窒素の供給量を増大させ、
それぞれ５ｇのヨウ化カリウムを坦体ヨウ素酸塩
として２回添加すると、残留ヨウ素含有量は0.2
％という要望値より１桁低い値である。0.02％以
下となる。
還流コンデンサの後のヨウ素の輸送は主として
酸化窒素によつて行われ、この酸化窒素は約半分
が核燃料物質溶液に還流冷却器内で吸収される。
コンデンサの出口温度は平均で約80℃である。シ
ミユレートされた核燃料物質溶液は約10mg／の
有機不純物を含む。
酸化窒素によつて行われ、この酸化窒素は約半分
が核燃料物質溶液に還流冷却器内で吸収される。
コンデンサの出口温度は平均で約80℃である。シ
ミユレートされた核燃料物質溶液は約10mg／の
有機不純物を含む。
溶解器の容積VAはこの場合も0.44m3程度であ
るが、導入される撹拌空気の量は0.2m3／ｈ以下
である。
るが、導入される撹拌空気の量は0.2m3／ｈ以下
である。
いずれの場合にもシミユレートされた核燃料物
質溶液は１規定の硝酸ウラニル（UO2（NO3）2）
と３乃至４規定の硝酸（HNO3）から成る。
質溶液は１規定の硝酸ウラニル（UO2（NO3）2）
と３乃至４規定の硝酸（HNO3）から成る。
ヨウ素脱離作業の最終部分はなお溶解していな
い核燃料物質の残部を燃料物質溶液から除去した
後に実施するのが効果的である。これは未溶解の
燃料物質残部を溶解器から核燃料物質バスケツト
と共に取り出すか、あるいは純粋の核燃料物質溶
液を後に続くヨウ素脱離用の容器に移すことによ
つて行われる。
い核燃料物質の残部を燃料物質溶液から除去した
後に実施するのが効果的である。これは未溶解の
燃料物質残部を溶解器から核燃料物質バスケツト
と共に取り出すか、あるいは純粋の核燃料物質溶
液を後に続くヨウ素脱離用の容器に移すことによ
つて行われる。
第１図ａは公知の方法を第１図ｂはこの発明の
方法を実施する二種類の装置を示し、第２図と第
３図はこれらの装置を使用して核燃料物質溶液か
ら核分裂生成ヨウ素を抽出する経過を示すダイヤ
グラムである。 １……溶解器、５……蒸気室、１３……循環容
器、９および２０……コンデンサ。
方法を実施する二種類の装置を示し、第２図と第
３図はこれらの装置を使用して核燃料物質溶液か
ら核分裂生成ヨウ素を抽出する経過を示すダイヤ
グラムである。 １……溶解器、５……蒸気室、１３……循環容
器、９および２０……コンデンサ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ (a) 核燃料物質を含む硝酸溶液の少くとも一
部を蒸留し、沈下した留出物を溶解器に戻し、 (b) 核分裂生成物の分離が加熱された溶液に対し
てガスを使用して行われ、 (c) 蒸留が困難及至不可能である酸化されたヨウ
素種を還元するため核燃料物質溶液に溶解の終
り近くからその終了後に亘つてNO2ガス又は
NO−NO2混合ガスを導入し、 (d) 核分裂ヨウ素の除去を改善し迅速にするため
不活性の坦体ヨウ素を蒸留の終り近くに添加す
る方法において、 (e) 溶液の体積を充分一定に保持するため溶液が
沸騰するとき蒸発する溶剤を還流冷却器内で凝
縮させ、凝縮物を上昇蒸気に対して対向流接触
させて溶液に戻し、 (f) 脱着過程中ヨウ素をコンデンサから運び出す
ためできるだけ少量の輸送ガスを送り込み、そ
の際この輸送ガス量の上限を核燃料の溶解時に
発生する窒素酸化物（NO＋NO2）を空気によ
つて完全に酸化するのに必要な量以下にし、 (g) コンデンサから引き出される輸送ガスの温度
を40℃と動作圧によつて決まる水の沸点以下の
温度との間に調整し、 (h) 効果的なヨウ素脱着のために％で表わした１
時間当りの沸騰量と時間で表わした沸騰時間と
の積を溶解中および溶解後において20以上の値
に調整し、 (i) 供給された窒素酸化物量を0.4Mol／ｔウラ
ンより多く、4Mol／ｔウランより少なくし、 (j) 脱着過程の終り近くで核分裂ヨウ素含有量が
数プロミルから数パーセントに低下した後公知
方法に従つて不活性ヨウ素坦体を加えて脱着を
加速すると同時に脱着率を改善し、 (k) 加えたヨウ素坦体の量を溶解した核燃料物質
中の全核分裂ヨウ素含有量の５乃至20％とす
る、 ことを特徴とする核燃料物質の硝酸溶液から核分
裂生成ヨウ素を分離する方法。 ２ 窒素酸化物添加量が沸点直下の温度において
提供されることを特徴とする特許請求の範囲第１
項記載の方法。 ３ ヨウ素坦体としてヨウ素酸塩が窒素酸化物の
供給を中断した後核燃料物質溶液に導かれること
を特徴とする特許請求の範囲第１項または第２項
記載の方法。 ４ 凝縮物から引き出されたガス相の温度が60℃
と95℃の間に調整されることを特徴とする特許請
求の範囲第１項乃至第３項のいずれかに記載の方
法。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2951339A DE2951339C2 (de) | 1979-12-20 | 1979-12-20 | Verfahren zum Desorbieren von Spaltjod aus salpetersaurer Brennstofflösung |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5698686A JPS5698686A (en) | 1981-08-08 |
| JPS641760B2 true JPS641760B2 (ja) | 1989-01-12 |
Family
ID=6089037
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP18118280A Granted JPS5698686A (en) | 1979-12-20 | 1980-12-19 | Method of separating fission product iodine from nitric acid solution of nuclear fuel material |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4432955A (ja) |
| EP (1) | EP0031410B1 (ja) |
| JP (1) | JPS5698686A (ja) |
| BR (1) | BR8008403A (ja) |
| DE (1) | DE2951339C2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH033453U (ja) * | 1989-05-30 | 1991-01-14 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6361194A (ja) * | 1986-09-01 | 1988-03-17 | 株式会社日立製作所 | 使用済核燃料の連続溶解装置 |
| DE3935808C1 (ja) * | 1989-10-27 | 1990-07-05 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De | |
| DE3940401A1 (de) * | 1989-12-06 | 1991-07-25 | Siemens Ag | Verfahren und anordnung zum vermindern des iodgehalts in einer salpetersauren kernbrennstoffloesung |
| FR2675617B1 (fr) * | 1991-04-17 | 1995-04-07 | Jgc Corp | Procede de retraitement des combustibles nucleaires uses. |
| DE4116388C1 (ja) * | 1991-05-18 | 1993-01-14 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De | |
| FR2679063B1 (fr) * | 1991-07-11 | 1994-07-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede et appareillage d'elimination en continu de l'iode radioactif contenu dans les elements combustibles nucleaires irradies. |
| JP2738478B2 (ja) * | 1992-02-10 | 1998-04-08 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法 |
| JPH0634791A (ja) * | 1992-07-15 | 1994-02-10 | Japan Atom Energy Res Inst | 使用済燃料溶解液中のヨウ素を除去する方法 |
| DE19638659C1 (de) * | 1996-09-20 | 1998-02-12 | Siemens Ag | Verfahren sowie System zur Verringerung des Austretungsrisikos von radioaktivem Iod bei der Revision von Primärkreiskomponenten eines Kernkraftwerks |
| CN111584111B (zh) * | 2020-05-15 | 2022-06-28 | 中国原子能科学研究院 | 用于乏燃料元件的溶解器及溶解液的处理方法 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3752876A (en) * | 1971-08-26 | 1973-08-14 | Atomic Energy Commission | Removal of organic and inorganic iodine from a gaseous atmosphere |
| US3803295A (en) * | 1972-03-06 | 1974-04-09 | Atomic Energy Commission | Method for removing iodine from nitric acid |
| JPS4989099A (ja) * | 1972-12-21 | 1974-08-26 | ||
| US3914388A (en) * | 1973-09-11 | 1975-10-21 | George I Cathers | Volatilization of iodine from nitric acid using peroxide |
| FR2277415A1 (fr) * | 1974-07-03 | 1976-01-30 | Commissariat Energie Atomique | Procede d'extraction, de piegeage et de stockage de l'iode radioactif contenu dans les combustibles nucleaires irradies |
| DE2711368A1 (de) * | 1977-03-16 | 1978-09-21 | Hoechst Ag | Verfahren zum zurueckhalten von fluechtigen radioaktiven substanzen, die bei der aufarbeitung von kernbrennstoffen anfallen |
| DE2711374A1 (de) * | 1977-03-16 | 1978-09-21 | Hoechst Ag | Verfahren zum reinigen von radioaktive substanzen enthaltenden gasen aus der aufarbeitung von abgebrannten kernbrennstoffen |
-
1979
- 1979-12-20 DE DE2951339A patent/DE2951339C2/de not_active Expired
-
1980
- 1980-10-20 EP EP19800106369 patent/EP0031410B1/de not_active Expired
- 1980-12-19 US US06/218,193 patent/US4432955A/en not_active Expired - Fee Related
- 1980-12-19 JP JP18118280A patent/JPS5698686A/ja active Granted
- 1980-12-19 BR BR8008403A patent/BR8008403A/pt unknown
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH033453U (ja) * | 1989-05-30 | 1991-01-14 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0031410A1 (de) | 1981-07-08 |
| JPS5698686A (en) | 1981-08-08 |
| DE2951339A1 (de) | 1981-07-02 |
| BR8008403A (pt) | 1981-07-14 |
| EP0031410B1 (de) | 1984-01-25 |
| US4432955A (en) | 1984-02-21 |
| DE2951339C2 (de) | 1985-11-21 |
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