JPH073472B2 - 使用済溶媒の処理法 - Google Patents
使用済溶媒の処理法Info
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- JPH073472B2 JPH073472B2 JP63222100A JP22210088A JPH073472B2 JP H073472 B2 JPH073472 B2 JP H073472B2 JP 63222100 A JP63222100 A JP 63222100A JP 22210088 A JP22210088 A JP 22210088A JP H073472 B2 JPH073472 B2 JP H073472B2
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- 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
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は使用済核燃料の再処理プロセス、及びスクラッ
プ核燃料の湿式回収プロセス等に利用可能な使用済溶媒
の処理法に関するものである。
プ核燃料の湿式回収プロセス等に利用可能な使用済溶媒
の処理法に関するものである。
一般に、使用済核燃料の再処理プロセス、及びスクラッ
プ核燃料の湿式回収プロセスにおいて、抽出工程で使用
する有機溶媒は放射線や酸の影響により劣化するため、
その劣化生成物を水酸化ナトリウム溶液、炭酸ナトリウ
ム溶液で取り除いた後、再使用している。
プ核燃料の湿式回収プロセスにおいて、抽出工程で使用
する有機溶媒は放射線や酸の影響により劣化するため、
その劣化生成物を水酸化ナトリウム溶液、炭酸ナトリウ
ム溶液で取り除いた後、再使用している。
しかし、このような従来の方法では、 劣化度が進行した有機溶媒は再生不可能となり、処理
困難な放射性廃液となる。
困難な放射性廃液となる。
ナトリウムを含む溶液は硝酸系の放射性廃液と混合さ
れた後減容し、ガラス固化処理、アスファルト固化処理
を行うが、その際多くのナトリウムを含むため減容の制
限を受け、固化処理の繁雑さの原因にもなる。
れた後減容し、ガラス固化処理、アスファルト固化処理
を行うが、その際多くのナトリウムを含むため減容の制
限を受け、固化処理の繁雑さの原因にもなる。
等の欠点があり、そのため可能な限りナトリウムを使用
しないプロセスと溶媒再生プロセスの開発が望まれてい
る。
しないプロセスと溶媒再生プロセスの開発が望まれてい
る。
また、放射性廃液の処理工程では放射性物質の濃縮のた
めに蒸発缶を使用するが、除染効率が低く、材料腐食が
大きいという欠点があり、それ故除染効率が高く、材料
腐食のない処理プロセスの開発が望まれている。
めに蒸発缶を使用するが、除染効率が低く、材料腐食が
大きいという欠点があり、それ故除染効率が高く、材料
腐食のない処理プロセスの開発が望まれている。
本発明は上記問題点を解決するためのもので、凍結真空
乾燥法を使用することにより、低温での操作により材料
腐食がなくなり、火災爆発等の危険がなく、安全性が高
く、可能な限りナトリウム含有物質を使用しないように
してアスファルト固化設備、ガラス固化設備の省略化、
簡略化を図ると共に、回収液の再利用と放射性廃液の減
容を図り、さらに除染効率の高い真空蒸溜法を溶媒再生
に用いることにより、溶媒の再利用と放射線廃溶媒の減
溶を図り、ソルトフリープロセスの可能な使用済溶媒の
処理法を提供することを目的とする。
乾燥法を使用することにより、低温での操作により材料
腐食がなくなり、火災爆発等の危険がなく、安全性が高
く、可能な限りナトリウム含有物質を使用しないように
してアスファルト固化設備、ガラス固化設備の省略化、
簡略化を図ると共に、回収液の再利用と放射性廃液の減
容を図り、さらに除染効率の高い真空蒸溜法を溶媒再生
に用いることにより、溶媒の再利用と放射線廃溶媒の減
溶を図り、ソルトフリープロセスの可能な使用済溶媒の
処理法を提供することを目的とする。
本発明は、使用済核燃料の再処理プロセス、スクラップ
核燃料の湿式回収プロセスにおいて、溶媒洗浄工程の使
用済溶媒に凍結真空乾燥法を用いてｎ−ドデカンを蒸発
させて分離し、残渣として残ったリン酸トリ−ｎ−ブチ
ル、リン酸ジブチルを真空蒸留法により分離することを
特徴とする。
核燃料の湿式回収プロセスにおいて、溶媒洗浄工程の使
用済溶媒に凍結真空乾燥法を用いてｎ−ドデカンを蒸発
させて分離し、残渣として残ったリン酸トリ−ｎ−ブチ
ル、リン酸ジブチルを真空蒸留法により分離することを
特徴とする。
本発明は、使用済核燃料の再処理プロセスおよびスクラ
ップ核燃料の湿式回収プロセスにおいて、ナトリウムを
含む廃液を減少させ、アスファルト固化処理、ガラス固
化処理等のプロセスを合理化するために、劣化溶媒の洗
浄をなくし、代わりに真空凍結乾燥法と真空蒸溜法を組
合わせて劣化溶媒から劣化生成物を取り除き、また放射
性廃液を除染効率の高い真空凍結乾燥法で処理すること
により、放射性物質のほとんどを残渣として回収すると
共に、回収溶液は再利用し、廃液の減少と廃液処理の簡
略化を図り、さらにプルトニウム溶液、ウラン溶液を真
空凍結乾燥法で硝酸塩として回収し、これを熱分解して
酸化物とすることにより酸化物粉末製品を得ることがで
きる。
ップ核燃料の湿式回収プロセスにおいて、ナトリウムを
含む廃液を減少させ、アスファルト固化処理、ガラス固
化処理等のプロセスを合理化するために、劣化溶媒の洗
浄をなくし、代わりに真空凍結乾燥法と真空蒸溜法を組
合わせて劣化溶媒から劣化生成物を取り除き、また放射
性廃液を除染効率の高い真空凍結乾燥法で処理すること
により、放射性物質のほとんどを残渣として回収すると
共に、回収溶液は再利用し、廃液の減少と廃液処理の簡
略化を図り、さらにプルトニウム溶液、ウラン溶液を真
空凍結乾燥法で硝酸塩として回収し、これを熱分解して
酸化物とすることにより酸化物粉末製品を得ることがで
きる。
以下、実施例を図面を参照して説明する。
図は本発明の使用済燃料の処理法の一実施例を示してい
る。図中、は溶解槽、は溶媒抽出工程、は硝酸プ
ルトニウム溶液、硝酸ウラニル溶液、は凍結真空乾燥
装置、は硝酸塩、は凝縮液、は脱硝工程、は焼
結還元工程、は製品、は使用済溶媒、は凍結真空
乾燥装置、はTBP,DBP等、はｎ−ドデカン、は真
空蒸溜装置、はDBP等、はTBP、は調製工程、は
焼却炉、は廃液、は凍結真空乾燥装置、は残渣、
は水，硝酸、は保管又は固体廃棄物処理系、は調
製工程、は利用工程、は放出工程である。
る。図中、は溶解槽、は溶媒抽出工程、は硝酸プ
ルトニウム溶液、硝酸ウラニル溶液、は凍結真空乾燥
装置、は硝酸塩、は凝縮液、は脱硝工程、は焼
結還元工程、は製品、は使用済溶媒、は凍結真空
乾燥装置、はTBP,DBP等、はｎ−ドデカン、は真
空蒸溜装置、はDBP等、はTBP、は調製工程、は
焼却炉、は廃液、は凍結真空乾燥装置、は残渣、
は水，硝酸、は保管又は固体廃棄物処理系、は調
製工程、は利用工程、は放出工程である。
図において、燃料製造工場等で発生した不純物を含む核
燃料スクラップは硝酸溶液と共に溶解槽に供給され、
ここで加熱、溶解される。そしてプルトニウム溶液、ウ
ラン溶液は調製されてから溶媒抽出工程に送られ、TB
P、ｎ−ドデカン等からなる溶媒と硝酸溶液等を用い、
硝酸プルトニウム，硝酸ウラニル溶液と、使用済溶媒
と、廃液とに分けられる。
燃料スクラップは硝酸溶液と共に溶解槽に供給され、
ここで加熱、溶解される。そしてプルトニウム溶液、ウ
ラン溶液は調製されてから溶媒抽出工程に送られ、TB
P、ｎ−ドデカン等からなる溶媒と硝酸溶液等を用い、
硝酸プルトニウム，硝酸ウラニル溶液と、使用済溶媒
と、廃液とに分けられる。
硝酸プルトニウム溶液，硝酸ラウニル溶液は、凍結真
空乾燥工程で硝酸塩と凝縮液に分離され、凝縮液
は凍結真空乾燥装置へ送られる。一方、硝酸塩は
脱硝工程へ送られ、例えばマイクロ波加熱して酸化物
にしてから焙焼還元炉等を用いた焙焼還元工程で必要
に応じて粉末調製して製品となる。
空乾燥工程で硝酸塩と凝縮液に分離され、凝縮液
は凍結真空乾燥装置へ送られる。一方、硝酸塩は
脱硝工程へ送られ、例えばマイクロ波加熱して酸化物
にしてから焙焼還元炉等を用いた焙焼還元工程で必要
に応じて粉末調製して製品となる。
使用済溶媒は凍結真空乾燥装置で、TBP,DBP等と
ｎ−ドデカンとに分けられる。TBP,DBP等は真空蒸
留装置でDBP等とTBPとに分離され、DBP等は焼
却炉へ送られ、一方TBPとｎ−ドデカンとは調製
工程で混合され、さらに必要に応じてTBP,n−ドデカ
ン等を加えて調製後、溶媒抽出工程へ送られる。
ｎ−ドデカンとに分けられる。TBP,DBP等は真空蒸
留装置でDBP等とTBPとに分離され、DBP等は焼
却炉へ送られ、一方TBPとｎ−ドデカンとは調製
工程で混合され、さらに必要に応じてTBP,n−ドデカ
ン等を加えて調製後、溶媒抽出工程へ送られる。
廃液は凍結真空乾燥装置へ送られ、プルトニウム、
ウラン、アメリシウム等の不純物よりなる残渣と水，
硝酸とに分けられる。残渣（硝酸塩）は回収のた
め、工程で保管または固体廃棄物処理系へ送られる。
水、硝酸は調製工程において、必要に応じて水，硝
酸を加え、もしくは濃縮したり希釈したりして調製し、
工程で利用され、例えば溶解槽、溶媒抽出工程、
その他、図示していない、例えばオフガス洗浄工程等に
送られる。もしその余裕が生じた場合には工程で放出
される。
ウラン、アメリシウム等の不純物よりなる残渣と水，
硝酸とに分けられる。残渣（硝酸塩）は回収のた
め、工程で保管または固体廃棄物処理系へ送られる。
水、硝酸は調製工程において、必要に応じて水，硝
酸を加え、もしくは濃縮したり希釈したりして調製し、
工程で利用され、例えば溶解槽、溶媒抽出工程、
その他、図示していない、例えばオフガス洗浄工程等に
送られる。もしその余裕が生じた場合には工程で放出
される。
なお、上記実施例においては、凍結真空乾燥装置を，
，の３台用いるようにしているが、貯槽を設けて運
転するようにすれば、勿論凍結真空乾燥装置は１台でも
良い。
，の３台用いるようにしているが、貯槽を設けて運
転するようにすれば、勿論凍結真空乾燥装置は１台でも
良い。
以上のように本発明によれば、溶媒洗浄工程に凍結真空
乾燥法を用い、TBP、DBP等とｎ−ドデカンを分離でき、
さらに溶媒洗浄工程に真空蒸溜法を用い、TBPとDBP等を
分離することができ、ナトリウム塩の使用をなくすこと
ができる。そのため、放射性廃液発生量が減少し、処理
を簡略化でき、放射性廃液の中和・濾過が不要となると
共に、スラッジ発生量を少なくすることができる。ま
た、放射性廃液を除染効率の高い凍結真空乾燥法で処理
することにより、放射性物質のほとんどを残渣として回
収すると共に、回収溶液は再利用し、廃液の減少と廃液
処理の簡略化を図り、さらにプルトニウム溶液、ラウン
溶液を連結真空乾燥法で硝酸塩として回収し、これを熱
分解して酸化物とすることにより酸化物粉末製品を得る
ことができる。
乾燥法を用い、TBP、DBP等とｎ−ドデカンを分離でき、
さらに溶媒洗浄工程に真空蒸溜法を用い、TBPとDBP等を
分離することができ、ナトリウム塩の使用をなくすこと
ができる。そのため、放射性廃液発生量が減少し、処理
を簡略化でき、放射性廃液の中和・濾過が不要となると
共に、スラッジ発生量を少なくすることができる。ま
た、放射性廃液を除染効率の高い凍結真空乾燥法で処理
することにより、放射性物質のほとんどを残渣として回
収すると共に、回収溶液は再利用し、廃液の減少と廃液
処理の簡略化を図り、さらにプルトニウム溶液、ラウン
溶液を連結真空乾燥法で硝酸塩として回収し、これを熱
分解して酸化物とすることにより酸化物粉末製品を得る
ことができる。
図は本発明の使用済燃料の処理法の一実施例を示す図で
ある。 ……溶解槽、……溶媒抽出工程、……硝酸プルト
ニウム溶液、硝酸ウラニル溶液、……凍結真空乾燥装
置、……硝酸塩、……凝縮液、……脱硝工程、
……焙焼還元工程、……製品、……使用済溶媒、
……凍結真空乾燥装置、……TBP,DBP等、……ｎ−
ドデカン、……真空蒸溜装置、……DBP等、……T
BP、……調製工程、……焼却炉、……廃液、…
…凍結真空乾燥装置、……残渣、……水，硝酸、
……保管又は固体廃棄物処理系、……調製工程、…
…利用工程、……放出工程。
ある。 ……溶解槽、……溶媒抽出工程、……硝酸プルト
ニウム溶液、硝酸ウラニル溶液、……凍結真空乾燥装
置、……硝酸塩、……凝縮液、……脱硝工程、
……焙焼還元工程、……製品、……使用済溶媒、
……凍結真空乾燥装置、……TBP,DBP等、……ｎ−
ドデカン、……真空蒸溜装置、……DBP等、……T
BP、……調製工程、……焼却炉、……廃液、…
…凍結真空乾燥装置、……残渣、……水，硝酸、
……保管又は固体廃棄物処理系、……調製工程、…
…利用工程、……放出工程。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭62−27697（ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−49296（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−23900（ＪＰ，Ａ) 特開 昭56−115991（ＪＰ，Ａ)
Claims (1)
- 【請求項１】使用済核燃料の再処理プロセス、スクラッ
プ核燃料の湿式回収プロセスにおいて、溶媒洗浄工程の
使用済溶媒に凍結真空乾燥法を用いてｎ−ドデカンを蒸
発させて分離し、残渣として残ったリン酸トリ−ｎ−ブ
チル、リン酸ジブチルを真空蒸留法により分離すること
を特徴とする使用済溶媒の処理法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63222100A JPH073472B2 (ja) | 1988-09-05 | 1988-09-05 | 使用済溶媒の処理法 |
| US07/400,220 US4981616A (en) | 1988-09-05 | 1989-08-29 | Spent fuel treatment method |
| EP89308938A EP0358431B1 (en) | 1988-09-05 | 1989-09-04 | Spent fuel treatment method |
| DE68916135T DE68916135T2 (de) | 1988-09-05 | 1989-09-04 | Verfahren zur Behandlung von verbrauchtem Brennstoff. |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63222100A JPH073472B2 (ja) | 1988-09-05 | 1988-09-05 | 使用済溶媒の処理法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0269697A JPH0269697A (ja) | 1990-03-08 |
| JPH073472B2 true JPH073472B2 (ja) | 1995-01-18 |
Family
ID=16777138
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63222100A Expired - Fee Related JPH073472B2 (ja) | 1988-09-05 | 1988-09-05 | 使用済溶媒の処理法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4981616A (ja) |
| EP (1) | EP0358431B1 (ja) |
| JP (1) | JPH073472B2 (ja) |
| DE (1) | DE68916135T2 (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0833485B2 (ja) * | 1990-04-11 | 1996-03-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の分離精製方法 |
| JPH0495899A (ja) * | 1990-08-14 | 1992-03-27 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 核燃料サイクルから発生する使用済溶媒の抽出分離方法 |
| JP2551683B2 (ja) * | 1990-10-01 | 1996-11-06 | 動力炉・核燃料開発事業団 | ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法 |
| JP2529457B2 (ja) * | 1990-10-01 | 1996-08-28 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
| US5707592A (en) * | 1991-07-18 | 1998-01-13 | Someus; Edward | Method and apparatus for treatment of waste materials including nuclear contaminated materials |
| JP5067700B2 (ja) * | 2009-02-23 | 2012-11-07 | 独立行政法人日本原子力研究開発機構 | 金属酸化物粒子の製造方法 |
| CN109830324B (zh) * | 2019-01-17 | 2022-11-25 | 中国辐射防护研究院 | 一种适用于热解焚烧法处理放射性有机废液的进料料液及制备方法 |
| CN111863301B (zh) * | 2020-06-10 | 2022-08-19 | 中国原子能科学研究院 | 一种purex流程废有机相中保留钚的洗脱方法 |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| GB994156A (en) * | 1962-04-27 | 1965-06-02 | Leybold Anlagen Holding Ag | Process for treating radioactive substances |
| DE1199192B (de) * | 1962-01-13 | 1965-08-19 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum Trocknen von Gut unter poroeser Deckschicht |
| US3361649A (en) * | 1965-04-05 | 1968-01-02 | American Mach & Foundry | Method and apparatus for distillation of waste liquids and separate recovery of solvent and solute |
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| US4043936A (en) * | 1976-02-24 | 1977-08-23 | The United States Of America As Represented By United States Energy Research And Development Administration | Biological denitrification of high concentration nitrate waste |
| DE2728469C2 (de) * | 1977-06-24 | 1986-01-16 | Josef 5000 Köln Stecker | Verfahren und Einrichtung zur Behandlung von radioaktive Abfallstoffe enthaltenden Flüssigkeiten |
| JPS5423900A (en) * | 1977-07-25 | 1979-02-22 | Mitsubishi Metal Corp | Recovering regeneration method of radioactive retreating waste organic solvent |
| JPS54121442A (en) * | 1978-03-13 | 1979-09-20 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Microwave heating device for radioactive material |
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| JPS56115991A (en) * | 1980-02-19 | 1981-09-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Microwave heating deniration device |
| JPS5924738B2 (ja) * | 1980-12-16 | 1984-06-12 | 株式会社東芝 | 核燃料転換装置 |
| JPS5930652B2 (ja) * | 1981-04-16 | 1984-07-28 | 株式会社東芝 | マイクロ波加熱脱硝装置 |
| JPS6227697A (ja) * | 1985-07-29 | 1987-02-05 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 放射性物質含有廃液の処理方法および装置 |
| JPS6249296A (ja) * | 1985-08-28 | 1987-03-03 | 株式会社東芝 | 蒸発濃縮装置 |
-
1988
- 1988-09-05 JP JP63222100A patent/JPH073472B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-08-29 US US07/400,220 patent/US4981616A/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-09-04 DE DE68916135T patent/DE68916135T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-09-04 EP EP89308938A patent/EP0358431B1/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE68916135D1 (de) | 1994-07-21 |
| JPH0269697A (ja) | 1990-03-08 |
| EP0358431B1 (en) | 1994-06-15 |
| DE68916135T2 (de) | 1994-09-22 |
| US4981616A (en) | 1991-01-01 |
| EP0358431A1 (en) | 1990-03-14 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |