(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
５ｍｇ／Ｌ未満のウランおよびプルトニウムレベルならびに１０ｍｇ／Ｌ未満のジ−ブチルホスフェートレベルで結果として得られるＴＢＰの使用済み溶媒を残留させるように、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなくＴＢＰベースの使用済み溶媒から水性アンモニウムカーボネート相中にウラン、プルトニウム、ジ−ブチルホスフェートおよび核分裂生成物のうちいずれか１つ以上を定量的にストリッピングするための、５〜１０ｗ／ｖ％アンモニウムカーボネート溶液の使用。
【請求項２】
以下のステップを含む、洗浄液として請求項１に記載の５〜１０ｗ／ｖ％アンモニウムカーボネート溶液を用いた高速炉の核燃料再処理においてアクチニド金属抽出用使用済み溶媒を洗浄するためのプロセスであって、
エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなくウラン、プルトニウム、ＤＢＰおよび核分裂生成物のうちいずれか１つ以上を前記使用済み溶媒から水相にストリッピングすることにより、分解された溶媒の成分との強固な錯体の形成に有利になるように、トリ−ｎ−ブチルホスフェート、ドデカンを含む炭化水素希釈剤、ジ−ブチルホスフェートによって形成される錯体、または、ウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物を含む使用済み溶媒に前記５〜１０ｗ／ｖ％アンモニウムカーボネート溶液を加えるステップと、
水相および有機物相の平衡化および分離とを含む、プロセス。
【請求項３】
錯体を形成する前記アンモニウムカーボネート溶液は、結果として得られる有機物が５ｍｇ／Ｌ未満のプルトニウムと、５ｍｇ／Ｌのウランと、１０ｍｇ／Ｌ未満のＤＢＰ濃度とを含むように、核分裂生成物とともにウラン、プルトニウムおよびＤＢＰをストリッピングするのに用いられる、請求項２に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項４】
分解された／使用済み溶媒が、高速増殖試験炉（ＦＢＴＲ）からの、焼尽くされ（＞１５５ＧＷｄ／ｔ）プルトニウムを大量に含む（７０％）混合プルトニウム／ウランカーバイド燃料での再処理のためにＰＵＲＥＸプロセスのストリッパ段階から受取られる、請求項２または３に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項５】
分解された／使用済み溶媒は、いずれの高速炉の、極度に焼尽くされプルトニウムを多量に含む使用済み燃料を再処理するストリッパ段階からも受取られる、請求項２または３に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項６】
わずかに＜５ｍｇ／Ｌのウラン、＜５ｍｇ／Ｌのプルトニウム、および１０ｍｇ／ＬのＤＢＰという保持レベルを有する処理済み有機物は、核燃料再処理のための溶媒としてリサイクルされるか、または、廃棄するのに適した廃物形態にされる、請求項２から５のいずれかに記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項７】
前記有機供給物は、分解された溶媒の成分で形成された錯体の残りのトレースを実質的にストリッピングし、核燃料再処理のプロセスへとリサイクルすることにより溶媒を再利用可能にするように、水性アンモニウムカーボネート溶液と多段階接触させられる、請求項２から６のいずれかに記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項８】
処理済みの使用済み溶媒は、リサイクル前に、（ａ）沈降時間の評価、（ｂ）ＤＢＰ濃度の推定、および（ｃ）プルトニウム保持テストを含む溶媒品質分析を受ける、請求項７に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項９】
前記沈降時間、ＤＢＰ濃度およびプルトニウム保持を含む処理済みの使用済み溶媒の品質基準が、新鮮な溶媒と同等であることが判明した場合、処理済み溶媒がプロセスへと連続的にリサイクルされる、請求項７または８に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項１０】
前記水性アンモニウムカーボネート溶液は、ＲｕおよびＣｓを含む核分裂生成物との強固な錯体を形成し、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなく水相へとストリッピングされる、請求項２〜９のいずれか１項に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項１１】
前記水と有機物との接触は、洗浄済み溶媒がリサイクルに適した所望の品質に達するまで、先行するタンクからの処理済み／洗浄済み有機物を含む複数の沈降機タンクが別の後続の沈降機タンクにおいてアンモニウムカーボネートにさらに接触させられる段階において行なわれる、請求項２〜１０のいずれか１項に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項１２】
使用される水と有機物との体積比は、１〜２：１〜５である、請求項２〜１１のいずれか１項に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項１３】
カーボネート錯体からウラン／プルトニウムを回収するステップを含む、請求項２〜１２のいずれか１項に記載の、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセス。
【請求項１４】
高速炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するためのプロセスにより放出される前記アクチニド金属抽出用使用済み溶媒の処理のための、請求項２〜１３のいずれか１項に記載の連続的プロセスを実行するためのシステムであって、
少なくとも１つの混合沈降機において、トリ−ｎ−ブチルホスフェート、ドデカンを含む炭化水素希釈剤、ジ−ブチルホスフェートによって形成される錯体、または、ウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物を含む使用済み溶媒をアンモニウムカーボネート溶液と接触させるステップを含み、洗浄済み有機物と、前記カーボネート錯体を含有する水性生成物とは別個に回収され、前記システムはさらに、 
高速炉の使用済み燃料からウランおよびプルトニウムを分離するために後に使用される所望の特徴を備えた洗浄済み溶媒を継続的に貯蔵およびリサイクルするための手段と、水相を継続的に貯蔵し、次いで、回収された金属の最終的な特徴に基づいて後に使用するために、回収された水相に、そこからプルトニウムおよびウランを再生するための処理を施すための手段とを含む、システム。
【請求項１５】
洗浄済み溶媒が前記リサイクルのための所望の特徴を達成するまで、さらなる混合沈降機の下流において洗浄済み有機物をアンモニウムカーボネートと引続き接触させるステップを含む、請求項１４に記載の、プロセスを連続的に実行するためのシステム。
【請求項１６】
高速炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するためのプロセスであって、
ｉ）高速炉の使用済み燃料からのプルトニウムおよびウランの前記分離および精製を行なうためにｎ−ドデカンにトリ−ｎ−ブチルホスフェートを含むアクチニド金属抽出用使用済み溶媒を用いるステップと、
ｉｉ）請求項２から１３のいずれかに記載のプロセスの後に５〜１０ｗ／ｖ％アンモニウムカーボネート溶液で、上記ステップｉ）において用いられる、トリ−ｎ−ブチルホスフェート、ドデカンを含む炭化水素希釈剤、ジ−ブチルホスフェートによって形成される錯体、または、ウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物を含む使用済み溶媒を洗浄するステップとを含む、プロセス。
【請求項１７】
洗浄済み溶媒は、連続的にプロセスへとリサイクルされる、請求項１６に記載のプロセス。
【請求項１８】
使用済み溶媒および処理済み溶媒から定量的に回収されるプルトニウムおよびウランが、その品質に基づいて分析および再利用される、請求項１６または１７に記載のプロセス。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料再処理に関し、特に、トリ−ｎ−ブチルホスフェート、炭化水素希釈剤、および不所望に高濃度の分解生成物を有する金属抽出溶媒、ならびにウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物とのその錯体を、クラッドまたはエマルジョンを形成することなくクリーニングすることに関する。重要なことには、本発明は、高速炉の使用済み核燃料の再処理中に生成された使用済み溶媒のための有効な洗浄液と、核燃料再処理における溶媒洗浄用のプロセスでのその洗浄液の選択的な使用とに向けられている。洗浄液、およびこれを用いて使用済み溶媒を洗浄するためのプロセスは、高速炉内の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するためのプロセスにおいて洗浄済み溶媒をリサイクルするのに有利であるだろう。より特定的には、本発明は、トリ−ｎ−ブチルホスフェートと、ドデカンなどの炭化水素希釈剤と、ジ−ｎ−ブチルホスフェートによって形成される錯体とを含むアクチニド金属抽出溶媒に接触する水性アンモニウムカーボネート溶液に向けられており、または、ウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物は、使用済み溶媒からプルトニウムおよびウランを定量的に回収するのに有利であり、再利用に適したものとなるだろう。このような水性アンモニウムカーボネートでの洗浄は、リサイクルが可能となるような溶媒の品質を満たすことだけでなく、スループットの高いプラントにおいてＴＢＰを経済的に利用することをも意図したものである。有利には、このような洗浄プロセスでは、アンモニウムカーボネート溶液だけが必要とされ、金属イオンが投入されることはないので、最終的に水性生成物からＵおよびＰｕを回収する間に如何なる問題も生じない。さらに有利には、本発明に従ったアンモニウムカーボネート洗浄液の選択的な供給に従うと、アンモニウムイオンおよびカーボネートイオンは、結果的に最終生成物の流れにおいて不純物にはならず、従来の炭酸ナトリウム洗浄と比較して、塩の投入が少なく、生成される廃物の量が少なくなる。こうして、プルトニウムを多量に含む燃料／使用済み溶媒の再処理プラント、特にＣＯＲＡＬ設備における高速増殖試験炉燃料についての核燃料再処理産業および処理における広範囲の適用に有利であることと、これらのプラントでの稼動時にはるかに望ましい節約および生産性が実現可能であることとが判明した。
【背景技術】
【０００２】
核燃料再処理プラントの技術においては、使用済み溶媒から貴重なＵおよびＰｕを回収すること、たとえば、高速増殖炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するための溶媒としてｎ−ドデカン中のトリ−ｎ−ブチルホスフェート（ＴＢＰ）を用いた改良されたピューレックス法（Ｐｕｒｅｘ  ｐｒｏｃｅｓｓ）（Ｒ．Ｎａｔａｒａｊａｎ，ＩＡＩＭＣＡＳ  Ｂｕｌｌｅｔｉｎ，１４（２）（１９９８）２７）などが公知である。このような先行技術のプロセスは、前処理工程、２サイクルの共抽出、ウランおよびプルトニウムのための１回の分割サイクル、ならびにウランおよびプルトニウムの再転換を含む。ＴＢＰおよび希釈剤は、Ｕ、ＰｕおよびＦＰを保持する分解生成物を発生させる放射線分解および化学分解のせいで分解し、分解プロセスを早めてしまい、不良な相分離をもたらす。このため、高速増殖炉における核燃料再処理時に溶媒クリーニングプロセスが不可欠となる。共汚染除去サイクルでのストリッピング後に得られる有機物流は、使用済み溶媒流と称される。これらの使用済み溶媒流は、長期にわたる冷却熱中性子炉燃料再処理時に生じるよりも高濃度の「Ｕ／Ｐｕ」を含有している。使用済み溶媒流に高濃度の「Ｕ／Ｐｕ」が保持されるのは、ＨＤＢＰ、Ｈ2ＭＢＰなどのような分解生成物が存在することに起因し得る。これらの分解生成物により、ウランおよびプルトニウムならびに核分裂生成物との安定した錯体が形成され（Ｔ．Ｔｓｕｊｉｘｏ，Ｔ．Ｉｓｈｉｈａｒａ，Ｊ．Ｎｕｃｌ．Ｓｃｉ，Ｔｅｃｈｎｏｌ．，３（４）（１９６６）１４４）、結果として、相分離が不十分になり、汚染除去要因が不十分になり、ラフィネートおよび有機物流へのプルトニウムが失われてしまう。ＴＢＰおよび希釈剤の放射線分解および化学分解が、処理作業や、廃物としての溶媒の廃棄に悪影響を及ぼす可能性があることは広く認識されている。したがって、溶媒から分解生成物を除去することは非常に重要である。使用済み溶媒処理プロセスについて、（ｉ）炭酸ナトリウム、（ｉｉ）ヒドラジンまたはヒドラジンカーボネート、（ｉｉｉ）ヒドラジンオキザラート、（ｉｖ）Ｕ（ＩＶ）ナイトレート、および（ｖ）テトラメチルアンモニウムヒドロキシドなどのさまざまな試薬を用いたいくつかの方法が報告されている。
【０００３】
先行技術特許および文献のうちのいくつかにおいては、ＵおよびＰｕをＦＢＲ燃料再処理での使用済み溶媒の有機物錯体から水相へストリッピングする際の問題の解決が試みられている。しかしながら、これらのうちいずれも、核燃料再処理プラントにおいて連続的にリサイクルするのに適した溶媒の回収および錯体からのアクチニド金属のストリッピングを十分な水準では提供していない。
【０００４】
「ジブチルホスフェート・プルトニウム安定錯体を含有するトリブチルホスフェート溶液からプルトニウムをストリッピングする方法（′Method of stripping plutonium from tributyl phosphate solution which contains dibutyl phosphate-plutonium stable complexes′）」と題されたＵＳ３９４９０４９は、高速増殖炉燃料要素に向けられている。高速増殖炉燃料要素は、極度に焼尽くされ、ウランおよびプルトニウムを抽出することによってトリブチルホスフェートを含有する有機溶液へと再処理される。トリブチルホスフェートは、少なくとも部分的にジブチルホスフェートおよびモノブチルホスフェートに劣化し、これらが、有機溶液中に四価プルトニウムとの安定錯体を形成する。この四価プルトニウムは、その錯体化された状態から解放され、四価ウランを含有する水相と有機溶液とを接触させることによって水相へとストリッピングされる。
【０００５】
ＵＳ４０５９６７１は、使用済み核燃料および／または増殖炉材料を再処理するのに用いられる抽出媒体の寿命を伸ばすための方法に関するものであり、有機リン酸エステルおよび炭化水素を含有し、使用済み核燃料および／または増殖炉材料を再処理するのに用いられる抽出媒体の寿命を伸ばすための方法が提供されている。化学分解および／または放射線分解に起因する不純物、ならびに放射性核種とのこのような不純物の妨害化合物は、抽出媒体を、使用後に約２０°Ｃ〜約７５°Ｃの温度で約０．１モル〜約１．０モルの濃度を有する水性ヒドラジン水和物溶液と密に接触させることにより、この抽出媒体から除去される。次いで、水性ヒドラジン水和物溶液が抽出媒体から分離される。
【０００６】
ＵＳ４１６２２３０はまた、原子炉の廃物からアクチニド元素を回収するための方法に関するものであり、ヒドロキシルアンモニウムナイトレートおよびヒドラジンを廃液に加えることによる照射済み核燃料の再処理によって生じる酸性の廃液からアクチニド（actinide values）を分割および回収するためのプロセスが開示されている。投入された抽出溶媒を２種の水性ストリップ溶液、硝酸溶液に接触させて、アメリシウム、キュリウムおよび希土類（rare earth values）、ならびに、テトラメチルアンモニウム水素オキザラートおよびシュウ酸またはトリメチルアンモニウム水素オキザラートのオキザラート溶液を選択的にストリッピングして、ネプツニウム、プルトニウムおよび核分裂生成物を選択的にストリッピングすることによって分離がなされる。ウラン（Uranium values）は抽出溶媒に残存しており、リン酸ストリップで回収され得る。ネプツニウムおよびプルトニウム（neptunium and plutonium values）は、十分な硝酸を加えて、オキザラートの錯体化能力を破壊し、第２の供給物を形成し、この第２の供給物を不活性希釈剤中のトリカプリルメチルアンモニウムナイトレートの第２の抽出溶媒と接触させることによってオキザラートから回収され、これにより、ネプツニウムおよびプルトニウム（neptunium and plutonium values）が選択的に抽出される。これらは、ギ酸でもって抽出溶媒から回収される。
【０００７】
「アクチニドを回収するためのプロセス（′Process for recovering actinide values′）」と題されたＵＳ４２０８３７７は、アクチニド（actinide values）を炭酸ナトリウムスクラブ廃液から回収可能にするためのプロセスに向けられており、当該廃液は、これらアクチニド（actinide values）などとともに、照射済み原子炉燃料の再処理に使用されたトリ−ｎ−ブチルホスフェート（ＴＢＰ）およびジヘキシル−Ｎ、Ｎ−ジエチル・カルバミルメチレン・ホスホナート（ＤＨＤＥＣＡＭＰ）などの中性の有機リン酸抽出溶媒の放射線分解および加水分解によって生じる有機化合物を含む。スクラブ廃液は、好ましくは、鉱酸で酸性にされて、供給溶液を形成し、これを、水と混和しない高極性の有機抽出溶媒と接触させて、供給溶液から分解生成物を選択的に抽出する。次いで、供給溶液が、アクチニドを回収して貯蔵するために処理されるか、または高レベルの廃物処理流へとリサイクルし直されてもよい。抽出溶媒は、中性の炭酸ナトリウム溶液で分解生成物をストリッピングした後にリサイクルされる。
【０００８】
ＵＳ４３５８４２６は、核燃料再処理に用いられる溶液をクリーニングするための方法を教示する。核燃料処理溶液は、トリ−ｎ−ブチルホスフェートおよびドデカンを含み、ウラン、プルトニウムまたはジルコニウムの錯体、およびジ−ｎ−ブチルホスフェートなどの溶媒分解生成物が含有されており、これを、ヒドラジンから形成された塩およびジカルボン酸またはヒドロキシカルボン酸の水溶液と接触させることにより、処理溶液から上述の錯体が除去される。また、ウラン、プルトニウムまたはジルコニウムの錯体を、上述の錯体、トリ−ｎ−ブチルホスフェートおよび炭化水素希釈剤を含有する核燃料再処理溶液中でモノ−ブチルホスフェートまたはトリ−ｎ−ブチルホスフェートのジ−ｎ−ブチルホスフェート分解生成物で除去するための方法が開示されている。当該方法は、上記溶液を、ヒドラジンオキザラート、ヒドラジンタータラート、ヒドラジンラクタートおよびヒドラジングリコレートからなる群から選択される塩の水溶液と接触させるステップを含む。
【０００９】
ＵＳ４９４１９９８は、照射済み核燃料の再処理時における溶媒の洗浄方法を開示している。混合室および沈降室を含む少なくとも１つのステージを有する混合機・沈降機において水溶液で溶媒を洗浄する。混合室における分散のｐＨを測定し、或る量の洗浄液を追加して、所望の動作値になるようｐＨに影響を及ぼす。当該方法を実行するための装置も開示される。この発明の結果として、分解生成物を除去および中和するために、実際の要件をはるかに上回った水溶液、たとえば炭酸ナトリウムを予め追加する必要性をなくすことができる。洗浄剤を計量制御しながら追加することによって、実際の要件だけが特定の動作条件に調整される。大抵の不利な条件を想定すると、永久的に設定された外部位相比だけ上回った量のＮａ2ＣＯ3溶液を常に投入しなければならなかった従来の手順を回避することが可能となる。洗浄剤の要件は、洗浄剤が排出される位置ではなく、それが必要とされる場所において直接決定される。
【００１０】
核燃料再処理時における溶媒洗浄についての上述の最先端技術から、既存の再処理に利用される最も一般的な溶媒洗浄試薬が炭酸ナトリウム溶液であることが明らかになるだろう。このような炭酸ナトリウム溶液ベースで洗浄する場合の欠点は、（ａ）処理される燃料のメートルトン毎に１００ｋｇほどのＮａＮＯ3が放射性廃棄物として生成される可能性があること（Ｈ．Ｇｏｌｄａｃｋｅｒ，Ｈ．Ｓｃｈｍｉｅｄｅｒ，Ｆ．Ｓｔｅｉｎｇｒｕｎｎ，Ｌ．Ｓｔｉｅｇｌｉｔｚ，Ｋｅｒｎｔｅｃｈｎｉｋ，１８（１９７６）４２６）、（ｂ）ストリッピング（洗浄）機器動作およびプルトニウム計算を妨げるクラッドの形成につながること、である。
【００１１】
また、炭酸ナトリウムを用いた従来の洗浄処理において、ｐＨを８よりも高く維持しつつクラッドの形成を回避できることが報告されている（Ｈｉｒｏｓｈｉ  ＳｕｇａｉおよびＫｅｎｊｉ  Ｓａｔｏ；日本特許文献５−１５７８８６／Ａ／；日本特許３−３４９３９３）が、連続動作モードで混合沈降機器内のｐＨをこのように制御するには、他の何等かの機器を追加する必要があり、プロセスが再び複雑で費用のかかるものとなってしまう。
【００１２】
上述のナトリウムの代わりにヒドラジンまたはヒドラジンカーボネートを使用することに基づいた代替的な手法が報告されている（Ｈ．Ｇｏｌｄａｃｋｅｒ，Ｈ．Ｓｃｈｍｉｅｄｅｒ，Ｆ．Ｓｔｅｉｎｇｒｕｎｎ，およびＬ．Ｓｔｉｅｇｌｉｔｚ，Ｋｅｒｎｔｅｃｈｎｉｋ，１８（１９７６）４２６，ならびにＯ．Ｋ．Ｔａｌｌｅｎｔ，Ｊ．Ｃ．Ｍａｉｌｅｎ，Ｎｕｃｌ．Ｔｅｃｈｎｏｌ．，５９（１９８２）５１）。これらの試薬により固形廃物が激減するが、これらの試薬の主な不利点は、室温でも不安定になり、調製および保管が困難になることである。さらに、硝酸または亜硝酸と反応して突然のガスの放出を引起こす可能性を含め、潜在的な危険要因がある（Ｏ．Ｋ．Ｔａｌｌｅｎｔ，Ｊ．Ｃ．Ｍａｉｌｅｎ，Ｎｕｃｌ．Ｔｅｃｈｎｏｌ．，５９（１９８２）５１）。上記の問題とは別に、界面のクラッド形成も観察される。これにより、ＣＯＲＡＬ設備からの実際の使用済み溶媒を用いたラボでのトレール中の相分離が不十分なものになる。
【００１３】
また、ヒドラジンオキザラートが、核燃料／使用済み溶媒を再処理するための先行技術における洗浄剤のうちの１つとして報告されている（Ｏ．Ｋ．Ｔａｌｌｅｎｔ，Ｄ．Ｊ．Ｃｒｏｕｓｅ，Ｊ．Ｃ．Ｍａｉｌｅｎ，米国特許４３５８４２６，４２３／１０，１９８２）。ヒドラジン塩の潜在的な危険要因とは別に、この方法はまた、容易には破壊できないオキザラート錯体が形成されるために、予備濃度ステップ中にろ過液中のプルトニウムが失われるという欠点を有する。
【００１４】
Ｕ（ＩＶ）ナイトレートについても、有機物から優先的にプルトニウムをストリッピングすることが報告されている（Ｗｉｌｈｅｌｍ  Ｏｃｈｓｅｎｆｅｌｄ，Ｈｅｌｍｕｔ  Ｓｃｈｍｉｅｄｅｒ，米国特許３９４９０４９，４２３／１０，１９７６）。これにより、ウラン回収が不可能となり、このため、金属イオンのない溶媒を得るために常に処理を追加することが必要となる。
【００１５】
代替的な溶媒洗浄液としてのテトラメチルアンモニウムヒドロキシドも、文献（Ｎａｏｈｉｔｏ  ＵＥＴＡＫＥ，Ｆｕｍｉｏ  ＫＡＷＡＭＵＲＡ，Ｈｉｄｅｏ  ＹＵＳＡ：  Ｊ．Ｎｕｃｌ．Ｓｃｉ．Ｔｅｃｈｎｏｌ．，２６（２）（１９８９）２７０）において報告されている。このプロセスは、テトラメチルアンモニウムヒドロキシドが高価な化学物質であるため、経済的に実行不可能である。
【００１６】
したがって、不十分な相分離、不十分な汚染除去の要因、ならびにラフィネートおよび有機物流へのプルトニウムの損失をもたらす分解生成物が安定錯体として生じるのを避けるために、燃料再処理、特に、高速増殖試験炉燃料におけるＵ／Ｐｕを多量に含む燃料の再処理、の分野において、より良好で効率的な洗浄溶媒を提供することが必要とされてきた。また、高速炉の核燃料のために使用済み溶媒処理時に溶媒を洗浄するための簡潔で経済的なプロセスを開発することも必要とされてきた。この場合、一方では、選択的な金属抽出溶媒が、クラッドまたはエマルジョンを形成することなく、分解生成物ならびにウランおよびプルトニウムおよび核分裂生成物との錯体を豊富に含む使用済み溶媒のクリーニングを改善させるための手段を提供し、他方では、処理後に得られた有機物流が、プラントへとリサイクルされて経済的に利用することが可能となる新鮮な溶媒についての所要の品質を満たすこととなるだろう。重要なことには、ろ過液またはラフィネート中のプルトニウムの損失を回避するのに有利であり、これにより貴金属が節約できるような洗浄液も必要とされる。また、当該洗浄手順は、最終的に水溶液からＵおよびＰｕを有効に回収し、金属イオン導入を回避し、そのプロセスを費用効率よく、簡潔に、室温でも容易に行なえるようにし、核燃料再処理プラントでの広範囲な適用に有利になるようにすることを確実にし得る。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１７】
したがって、本発明の基本的な目的は、核燃料再処理の技術分野における上述の必要性を満たし、より良好で効率的な洗浄溶媒を提供することであり、一方では、不十分な相分離、不十分な汚染除去の要因、ならびにラフィネートおよび有機物流へのプルトニウムの損失という問題を回避し、他方では、洗浄済み有機溶媒が新鮮な溶媒として再利用／リサイクルするのに適したものにされるか、または、少なくともこれが廃物として安全に廃棄できるよう環境に優しいものにされることを確実にするだろう。
【００１８】
本発明の別の目的は、高速炉の核燃料用の使用済み溶媒処理時に溶媒を洗浄するための簡潔かつ経済的なプロセスを展開することに向けられている。一方では、選択的な金属抽出溶媒が、クラッドまたはエマルジョンを形成することなく、分解生成物ならびにウランおよびプルトニウムおよび核分裂生成物との錯体を豊富に含む使用済み溶媒のクリーニングを向上させるための手段を提供し、他方では、処理後に得られる有機物流も、プラントへとリサイクルされて経済的に利用することが可能となる新鮮な溶媒についての所望の品質を満たすこととなるだろう。
【００１９】
本発明のさらなる目的は、核燃料再処理時に溶媒を洗浄するための改善されたプロセスに向けられており、核燃料再処理の使用済み溶媒および希釈剤中に存在するトリ−ｎ−ブチルホスフェートの放射線分解および化学分解を回避することに対処し得るものであり、これにより、処理動作に有利になり、ＴＢＰベースの溶媒を経済的に利用するのに実現可能に再利用／リサイクルするのに有利になるか、または、少なくとも廃物としてのこのような溶媒の廃棄に関する問題に対処し得るだろう。
【００２０】
本発明のさらなる目的は、溶媒の有効な洗浄およびＵ／Ｐｕの定量的回収を実現し、クラッドまたはエマルジョンまたは沈殿物の形成を回避することのできる溶媒の核燃料再処理のプロセスに向けられている。
【００２１】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられている。ここでは、ＴＢＰ、ドデカンなどの炭化水素希釈剤、および、ＤＢＰによって形成されるかまたはウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物によって形成される錯体を含むアクチニド金属抽出溶媒からＵ／Ｐｕを有効に回収することは、洗浄液として供給される選択的溶媒とウランおよびプルトニウムを錯体化するのに有利な選択的プロセスによって実現され得る。
【００２２】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、処理後に得られる有機物流は、プラントへとリサイクルされて経済的に利用できるほど十分に清浄な溶媒の品質を満たし得るだろう。
【００２３】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられている。この場合、容易な相分離が可能であるため、当該プロセスが、混合沈降機などの連続処理機器を展開させるのに適したものにされるだろう。
【００２４】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、洗浄手順は、選択的洗浄液を必要とし、金属イオン導入を行なわず、このため、最終的に水性生成物からＵおよびＰｕを定量的に回収するのに有利になるだろう。
【００２５】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、洗浄手順は、選択的洗浄液だけを必要とし、生成される廃物量は、炭酸ナトリウム溶液を用いる従来の洗浄と比べて塩投入が少ないため、当該プロセスが大規模プラントに適合可能なものになるだろう。
【００２６】
本発明のさらに別の目的は、核燃料再処理プラントにおけるクリーニング／溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、選択的洗浄液を用いた洗浄後に得られる有機物相は、ＴＢＰのコストの低下と廃棄されるＴＢＰの量の低減とをもたらすようにリサイクルに適したものになるだろう。
【課題を解決するための手段】
【００２７】
こうして、本発明の基本的な局面に従うと、高速炉の使用済み核燃料の再処理中に生成される使用済み溶媒のための洗浄液が提供される。洗浄液は、Ｕおよび／またはＰｕとの強固な錯体の形成に有利になるように、有効濃度のアンモニウムカーボネートを含む水性アンモニウムカーボネート溶液を含む。
【００２８】
重要なことには、本発明に従った使用済み溶媒用の上述の洗浄液は、少なくとも約５％、好ましくは５％〜１０％の範囲の有効濃度のアンモニウムカーボネートを含む。
【００２９】
本発明の別の局面は、使用済み核燃料の再処理中に生成された使用済み溶媒のための上記洗浄液に向けられており、水性アンモニウムカーボネート溶液は、ウラン、プルトニウム、ＤＢＰおよび核分裂生成物のうちいずれか１つ以上のストリッピングに有利になるように選択的濃度のアンモニウムカーボネートが供給される。
【００３０】
本発明のさらに別の局面は、本発明に従った上記洗浄液に向けられており、水性アンモニウムカーボネート溶液は、使用済み溶媒中に存在する上記Ｕ、Ｐｕ、ＤＢＰおよび核分裂生成物との強固な錯体を形成するのに、かつ、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなく水相にストリッピングするのに有利になるように、選択的濃度のアンモニウムカーボネートが供給される。
【００３１】
本発明のさらに別の重要な局面に従うと、本発明はまた、上述の洗浄液を用いて核燃料再処理において溶媒洗浄するためのプロセスに向けられており、当該プロセスは、
分解された溶媒の成分との強固な錯体の形成に有利になり、かつ、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することのない溶媒から水相へのストリッピングに有利になるように、高速炉の使用済み核燃料の再処理中に生成された使用済み溶媒に上記水性アンモニウムカーボネート洗浄液を加えるステップと、水相および有機物相の平衡化および分離とを含む。
【００３２】
特に、本発明に従った核燃料再処理における溶媒洗浄のための上述のプロセスにおいては、上記使用済み溶媒はアクチニド金属抽出溶媒を含む。
【００３３】
本発明のさらなる局面は、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、上記アクチニド金属抽出溶媒は、トリ−ｎ−ブチルホスフェート、ｎ−ドデカンを含む炭化水素希釈剤、ジ−ブチルホスフェートによって形成される錯体、または、ウラン、プルトニウムもしくは核分裂生成物を有する他の分解生成物を含む。
【００３４】
重要なことには、核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスにおけるさらなる局面に従うと、上記水性アンモニウムカーボネート洗浄液は、少なくとも約５％、好ましくは５％〜１０％の範囲のアンモニウムカーボネート濃度を含む。
【００３５】
本発明のさらに別の局面に従うと、本発明は、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、上記アンモニウムカーボネート溶液は錯体を形成し、上記アンモニウムカーボネート溶液は、結果として得られる有機物が５ｍｇ／Ｌ未満のプルトニウムと、５ｍｇ／Ｌのウランと、１０ｍｇ／Ｌ未満のＤＢＰ濃度とを含むように、核分裂生成物とともにウラン、プルトニウムおよびＤＢＰをストリッピングするのに用いられる。
【００３６】
本発明に従った核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスのさらなる局面は、分解された／使用済み溶媒が、高速増殖試験炉（ＦＢＴＲ）からの、（２５ＧＷｄ／ｔから＞１５５ＧＷｄ／ｔまで）焼尽くされプルトニウムを大量に含む（７０％）混合プルトニウム／ウランカーバイド燃料での再処理のために、ＰＵＲＥＸプロセスのストリッパ段階から受取られることに向けられる。
【００３７】
重要なことには、核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスにおいては、分解された／使用済み溶媒はまた、いずれの高速炉の、極度に焼尽くされプルトニウムを多量に含む使用済み燃料を再処理するストリッパ段階からも受取ることができる。
【００３８】
本発明の別の重要な局面は、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、わずかに＜５ｍｇ／Ｌのウランおよび＜５ｍｇ／Ｌのプルトニウムという保持レベルを有する処理済み／洗浄済み有機物が、核燃料再処理のための溶媒としてリサイクルされるか、または、廃棄するのに適した廃物形態にされる。
【００３９】
本発明のさらに別の局面は、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、上記有機供給物は、分解された溶媒の成分で形成された錯体の残りのトレースを実質的にストリッピングし、核燃料再処理のプロセスへとリサイクルすることにより溶媒を再利用可能にするように、水性アンモニウムカーボネート溶液と多段階接触させられる。
【００４０】
本発明のさらに別の局面は、核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスに向けられており、処理済み／洗浄済みの使用済み溶媒は、リサイクル前に、（ａ）沈降時間の評価、（ｂ）ＤＢＰ濃度の推定、および（ｃ）プルトニウム保持テストを含む溶媒品質分析を受ける。
【００４１】
本発明の核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスにおいては、上記沈降時間、ＤＢＰ濃度およびプルトニウム保持を含む処理済み／洗浄済み溶媒の品質基準が、新鮮な溶媒と同等であることが判明した場合、処理済み／洗浄済み溶媒がプロセスへと連続的にリサイクルされ、こうして、溶媒中の新鮮なＴＢＰが経済的に使用される。
【００４２】
本発明の別の局面に従うと、本発明は、核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスに向けられており、上記水性アンモニウムカーボネート溶液は、ＲｕおよびＣｓのような核分裂生成物との強固な錯体を形成し、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなく水相へとストリッピングされる。
【００４３】
本発明のさらに別の局面に従うと、本発明は、核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスに向けられており、上記水と有機物との接触は、洗浄済み溶媒がリサイクルに適した所望の品質に達するまで、先行するタンクからの処理済み／洗浄済み有機物を含む複数の沈降機タンクが別の後続の沈降機タンクにおいてアンモニウムカーボネートにさらに接触させられる段階において行なわれる。
【００４４】
核燃料再処理における溶媒洗浄のための上記プロセスにおいては、使用される水と有機物との比は、１〜２：１〜５、好ましくは１：４である。
【００４５】
本発明に従った核燃料再処理における溶媒洗浄のためのプロセスの別の局面は、カーボネート錯体からウラン／プルトニウムを回収するステップを含む。
【００４６】
本発明のさらに別の局面は、高速炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するためのプロセスにより放出される上記使用済み有機溶媒の処理のための連続的プロセスを実行するためのシステムに向けられている。当該システムは、
少なくとも１つの混合沈降機において使用済み有機溶媒をアンモニウムカーボネート溶液と接触させるステップを含み、洗浄済み有機物と、上記カーボネート錯体を含有する水性生成物とは別個に回収され、当該システムはさらに、
高速炉の使用済み燃料からウランおよびプルトニウムを分離するために後に使用される所望の特徴を備えた洗浄済み溶媒を継続的に貯蔵およびリサイクルするための手段と、水相を継続的に貯蔵し、次いで、回収された金属の最終的な特徴に基づいて後に使用するために、回収された水相に、そこからプルトニウムおよびウランを再生するための処理を施すための手段とを含む。
【００４７】
さらに別の局面に従うと、プロセスを連続的に実行するための本発明のシステムは、洗浄済み溶媒が上記リサイクルのための所望の特徴を達成するまで、さらなる混合沈降機の下流において洗浄済み有機物をアンモニウムカーボネートと引続き接触させるステップを含む。
【００４８】
本発明のさらに別の局面に従うと、高速炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するためのプロセスが提供される。当該プロセスは、
ｉ）高速炉の使用済み燃料からのプルトニウムおよびウランの上記分離および精製を行なうためにｎ−ドデカンにトリ−ｎ−ブチルホスフェートを含む金属抽出溶媒を用いるステップと、
ｉｉ）上述に記載のプロセスの後にアンモニウムカーボネート溶液で、上述のステップｉ）において用いられる使用済み溶媒を洗浄するステップとを含む。
【００４９】
有利には、高速炉の使用済み燃料からプルトニウムおよびウランを分離および精製するための上述のプロセスにおいては、洗浄済み溶媒は、好ましくは、連続的にプロセスへとリサイクルされる品質特徴に基づいている。
【００５０】
本発明の別の局面に従うと、本発明はプロセスに向けられており、使用済み溶媒および処理済み／洗浄済み溶媒から定量的に回収されるプルトニウムおよびウランが、その品質に基づいて分析および再利用される。
【００５１】
本発明、その目的および利点の詳細を、非限定的な例示的説明および添付の図面に関連付けて以下により詳細に説明する。
【図面の簡単な説明】
【００５２】
【図１】使用済み燃料および溶媒クリーニングの所望のステップを含む一般的な高速炉プロセスフローにおけるさまざまな段階を示すプロセスフロー図である。
【図２】Ｕ／Ｐｕ回収のための溶媒クリーニングプロセスをより詳細に例示するブロック図である。
【図３】プルトニウムを最大限回収できるよう本発明によって提案された水性アンモニウムカーボネート溶液の洗浄溶媒についての最適強度／濃度の決定を示すグラフである。
【図４】クラッド形成を示す、１０％炭酸ナトリウム洗浄液を用いた従来の溶媒洗浄の図である。
【図５】クラッド／エマルジョン／沈殿物が形成されていない有機物相および水相の分離を示す、本発明に従った１０％アンモニウムカーボネート洗浄液を用いた溶媒洗浄の図である。
【図６】本発明に従った使用済み有機物処理の連続プロセスにおけるステップ／段階を示すフローチャートである。
【図７】混合沈降機に装備された溶媒洗浄設備とその位置とを示す、ＣＯＲＡＬ設備内の混合沈降機における連続モードでの本発明に従った溶媒洗浄の適用例を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００５３】
添付の図面および実施例に関連する発明の詳細な説明
高速増殖炉における一般的な核燃料再処理を表わすフロープロセスを示す添付の図１をまず参照する。ここでは、ＰＵＲＥＸプロセスのストリッパ段階から得られる使用済み燃料が、Ｕ／Ｐｕ用の共抽出サイクル後に溶媒洗浄を行なうためのいくつかのプロセスステップを経ているのが示される。次いで、ＵおよびＰｕは、分割段階において分離され、最終的に転換処理されて、それぞれ酸化ウランおよび酸化プルトニウムにされる。
【００５４】
次いで、溶媒洗浄／クリーニングプロセスの基本的段階を代表的なブロック図で示す添付の図２を参照する。ここでは、高濃度のＵおよびＰｕとともに不所望な化学物質および錯体を含む粗性の／使用済み溶媒を、選択的な滞留時間にわたって溶媒洗浄液と接触させて、得られた処理済み／洗浄済み溶媒が、原子炉燃料再処理プラントへのリサイクルに適しているか、または少なくとも廃物として安全に廃棄するのに適している所望の品質を有するようにし、そして、高速増殖炉において燃料として再使用可能となる必須の純度および濃度を有する溶媒からＵおよびＰｕを回収できるようにする。
【００５５】
本発明に従った溶媒洗浄／クリーニングについての上述の目的ならびにその有効性および費用対効果を実現する態様を、以下の具体的な非限定的な実施例を用いてより詳細に説明する。
【実施例】
【００５６】
例示的な調査研究に基づいて用いられる成分：
硝酸、亜硝酸ナトリウム、シュウ酸、硝酸ウラニル、ヒドラジンおよびアンモニア溶液はすべて、ＧＲ／ＡＲグレードである。使用されるヒドラジンカーボネートは、商用グレードであった。使用されるアンモニウムカーボネートは、イー・メルク（Ｅ−ｍｅｒｋ）の精製された生成物から得られた。調査研究において用いられる使用済み溶媒は、一連のプロセス、すなわちＣＯＲＡＬ設備における高速増殖試験炉の再処理から得られた。
【００５７】
具体的な調査研究の下で使用される装置：
ＰＶＣ実験用品、テフロン（登録商標）の攪拌棒、可視デジタル分光光度計：Ｓｙｓｔｒｏｎｉｃ−１６６、シンチレーションカウンタ：ＥＣＩＬ−ＲＣＳ  ４０２７Ａ、ｐＨメータ：Ｅｌｉｘｉｒ−ＰＨＭ  １００を用いて測定を行なった。
【００５８】
実施例−Ｉ：
適切な洗浄剤の選択：
第１のステップで、Ｕ（ＩＶ）／Ｎ2Ｈ4、シュウ酸、炭酸ナトリウム、ヒドラジンカーボネートおよびアンモニウムカーボネートの中から適切な洗浄剤を見出すためのテストが行なわれた。異なる洗浄剤が、既知量で、既知量の実際のプラント溶液に加えられ、平衡化された。単回の接触での上述の試薬の洗浄効率が比較され、得られたデータが以下の表１に示される。
【００５９】
【表１】
0005643745.tif 000002
【００６０】
上述の表１のデータから、Ｕ（ＩＶ）／Ｎ2Ｈ4で使用済み溶媒を洗浄した場合、わずかに４２％のプルトニウムがストリッピングされたことを見出すことができる。Ｕ（ＩＶ）を追加することにより、プラントにおけるウラン投入が増大し、有機物からウランを除去するステップを追加することが必要となり、また、Ｎ2Ｈ4を破壊するためにＮａＮＯ2の水溶液が追加されるので、歩留まりによりオキザラート沈殿ステップにおける供給量が増大した。シュウ酸を用いて洗浄する際に、わずかに１５〜２０％のプルトニウムを回収することができる。この場合、プルトニウムを完全に回収するために接触回数をより多くすることが必要となり、結果として廃物の量がより多くなってしまう。このこととは別に、洗浄中にまたクラッドおよび沈殿物が形成されてしまい、これにより、相分離が不十分になり、質量バランスをとるのが困難になる。
【００６１】
炭酸ナトリウムおよびヒドラジンカーボネート洗浄の場合、プルトニウム回収は、それぞれ、５０％および３４％だった。しかしながら、両方のプロセスにおいてクラッド形成も観察され、プルトニウム回収とその計算について重大な問題が提示された。
【００６２】
アンモニウムカーボネート洗浄の場合、有利には、如何なるクラッドまたはエマルジョンまたは沈殿物をも形成することなく、９４．７％のプルトニウムおよび９５％のウランを水相へとストリッピングすることができた。カーボネートを除いては、予備的な調査研究での他のすべての試薬が、有機物自体にウラン、ＤＢＰおよび核分裂生成物を保持した。これにより、再利用される溶媒を特定するために、ウラン、ＤＢＰおよび核分裂生成物を除去するプロセスステップをさらに行なうことが必要になった。このため、炭酸ナトリウムもヒドラジンカーボネートも洗浄用に使用することができなかった。というのも、これらは、特に、極度に焼尽くされプルトニウムを多量に含む混合カーバイドの高速増殖試験炉（ＦＢＴＲ）燃料の処理により生成された典型的な使用済み溶媒を洗浄している間に、クラッドだけでなくエマルジョンも形成したからである。
【００６３】
しかしながら、重要なことには、水性アンモニウムカーボネート洗浄液は、このような洗浄液の所望の要件をすべて満たすことが判明し、試用された他の洗浄溶媒についての難題／制限をすべて克服した。Ｐｕ／Ｕのためのこのような錯化剤を含有するこのような使用済み溶媒用の洗浄液として使用することについてこのように極めて選択的な利点をもたらす、アンモニウムカーボネートとのウランおよびプルトニウムのいくらか選択的かつ拮抗的な錯イオンが確実に存在することが明らかになる。したがって、水性アンモニウムカーボネートは、極度に焼尽くされプルトニウムを多量に含む混合カーバイドの高速増殖試験炉燃料の再処理から生成された典型的な使用済み溶媒に最も適した洗浄剤として確認された。
【００６４】
実施例−ＩＩ：
アンモニウムカーボネートの濃度の最適化：
アンモニウムカーボネートが、核燃料再処理時の使用済み溶媒洗浄に最も適した洗浄液として確認された次のステップにおいては、洗浄液中のアンモニウムカーボネートの所望の濃度レベルが調査された。プラント流から使用済み溶媒（１００ｍｌ）を得て試用のために用いた。これらに対し、１００ｍｌの水性アンモニウムカーボネート溶液がさまざまな濃度で追加された。これらは５分間平衡に保たれ、２分間沈降させられた。水相および有機物相が分液漏斗を用いて分離された。両方の相におけるプルトニウムおよびウランが、それぞれ、放射測定法およびＰＡＲ法によって分析された（Ｔ．Ｍ．Ｆｌｏｒｅｎｃｅ，Ｙ．Ｆａｒｒａｒ，Ａｎａｌ．Ｃｈｅｍ．，３１（１９６３）１６１３）。
【００６５】
調査研究中に得られるプルトニウムの回収に対するアンモニウムカーボネート濃度の影響が、添付の図３に示される。この図は、プルトニウム回収が、最大５％までのアンモニウムカーボネート濃度の関数として増加し、５％を超えて調査研究の範囲に至るまで同じままであったことを示している。この増加は、アンモニウムカーボネート媒体中のプルトニウムカーボネートの溶解度が高いことに起因している。水相中のプルトニウムが徐々に増加して、最大で５％のアンモニウムカーボネートが観察された。アンモニウムカーボネートの濃度の増加についてそれ以上の変化は観察されない。ウランのストリッピングにおいて同じ傾向が観察される。こうして、少なくとも５％、好ましくは５〜１０％のアンモニウムカーボネートが、使用済み溶媒からプルトニウムをストリッピングするのに最適なアンモニウムカーボネート濃度であることが確認された。
【００６６】
実施例−ＩＩＩ：
Ａ／Ｏ比の影響および接触回数の決定：
この調査研究においては、既知量の使用済み溶媒が得られた。このために、一定の濃度を有する既知量の水性アンモニウムカーボネート溶液が追加された。これは５分間平衡に保たれ、２分間沈降させられた。水相および有機物相が分液漏斗を用いて分離された。有機物相および水相がともにプルトニウムおよびウランについて分析された。同様の手順の後に、Ｏ／Ａ比（１：１、１：１．５）が変更された。一定のＯ／Ａ比（１：１．５）で、３回接触させることにより、ウランおよびプルトニウムの完全な回収が促進された。
【００６７】
得られた１：１．５（Ｏ／Ａ）の比で、５〜１０％の水性アンモニウムカーボネート溶液でのプルトニウムおよびウランの定量的ストリッピングを最大限にするために接触させる回数の影響の結果が、以下の通り表２に示される。
【００６８】
【表２】
0005643745.tif 000003
【００６９】
表２のデータは、１回目の接触で９６％のプルトニウムがストリッピングされたこと、２回目の接触では３．２％、３回目の接触では０．４％であったことを示す。２回接触させることによって達成されたプルトニウム回収合計は、９９．４％であった。水性アンモニウムカーボネートでの洗浄後に結果として得られた有機物は、５ｍｇ／Ｌ未満のプルトニウムを保持していた。ウランの場合、１回目の接触でほぼ９９％が回収された。「Ｕ／Ｐｕ」回収が＞９９％であり、処理済み／洗浄済み有機物にわずかに＜５ｍｇ／ＬのＵおよび＜５ｍｇ／ＬのＰｕしか保持しなかったため、これは、プラントへとリサイクルされ得るか、または、廃棄に適した廃物形態であることが判明した。リサイクルへの適合性をチェックするために、次に溶媒品質テストを行なった。
【００７０】
実施例−ＩＶ：
溶媒品質テスト：
この調査研究の重要な成果は、処理後に溶媒の品質を評価する必要があることを認識したことだった。処理済み／洗浄済み溶媒を特定するために、以下の品質基準をチェックした。
【００７１】
（ｉ）沈降時間：既知量のアンモニウムカーボネート洗浄済み溶媒および１ＭのＨＮＯ3を１：１の比で得た。そして、同じ量比の新鮮な溶媒および１ＭのＨＮＯ3も別個に得られた。これらはともに、１０分間平衡に保たれ、沈降させられた。
【００７２】
得られた洗浄済み溶媒と新鮮な溶媒との沈降時間についての比較詳細が記録され、以下の表３に示された。
【００７３】
【表３】
0005643745.tif 000004
【００７４】
表３のデータは、処理済み／洗浄済み溶媒の両方についての沈降時間が、この２種類についての比較品質基準をテストしている間、新鮮な溶媒の沈降時間と同じに維持されることを示している。
【００７５】
（ｉｉ）ＤＢＰ濃度：
アンモニウムカーボネートでの処理／洗浄後に結果として得られた有機物（洗浄済み有機物）がＤＢＰに関して分析され、洗浄済み有機物中のＤＢＰ含有量が＜１０ｍｇ／Ｌ（１０ｐｐｍ）であることが示された。この値は、特定された溶媒において可能となるＤＢＰ濃度の限度内（＜３０ｐｐｍ）に十分に収まるものであり、このため、プラントにおいてアンモニウムカーボネート洗浄溶媒を有効に再使用またはリサイクルできることが確実にされた。
【００７６】
（ｉｉｉ）Ｐｕ保持テスト：
既知量のプルトニウムが、洗浄済み溶媒を含有する抽出用バイアルに加えられ、１０分間平衡に保たれた。有機物および水が分離された。有機物中のプルトニウムが、稀硝酸を用いて３回の接触で完全に水相にストリッピングされた。水層および有機物層が分離されて、プルトニウムについて分析された。
【００７７】
得られた品質基準関連データを以下の表４に示す。
【００７８】
【表４】
0005643745.tif 000005
【００７９】
上述の表４のデータは、わずか５ｍｇ／Ｌのプルトニウムが洗浄済み溶媒に保持されたことを示している。これは、洗浄済み溶媒がリサイクル用に特定されたことを示している。
【００８０】
実施例−Ｖ：
炭酸ナトリウムおよびアンモニウムカーボネートの洗浄液を要する混合沈降機システムを用いた連続モードでの粗性の有機物／使用済み有機物の処理：
ガラス製品で作られた混合機（ＩＬ容量）および沈降機（５Ｌ容量）を、アルファタイト（alpha tight）グローブボックスに設置して稼動させた。連続動作にとって不可欠なパラメータを最適化するよう試験が行われた。
【００８１】
使用済み溶媒および洗浄液が、さまざまな流量で、計量ポンプを介して供給されて、異なる流量およびさまざまな滞留時間を得た。
【００８２】
両方の流れの試料が１時間間隔で得られ、ウラン、プルトニウムおよびＤＢＰに関して分析された。集められたデータを以下の表５に示す。
【００８３】
【表５】
0005643745.tif 000006
【００８４】
上述の結果から明らかになるように、約９０％のプルトニウムおよび７５％のウランが、４：１のＯ／Ａ比で、水性アンモニウムカーボネートを用いて、１回の接触により有機物から回収された。この場合、炭酸ナトリウムの流れがクラッドの形成につながる。
【００８５】
添付の図４は、洗浄液により結果としてクラッドが形成された場合に、従来の１０％炭酸ナトリウムを用いて溶媒洗浄プロセスが如何に行なわれたかを示している。但し、この場合、有機物／水相分離が起こり、このクラッド形成により、ＵおよびＰｕの所望のストリッピングと、使用済み溶媒中の錯体からのこれらの回収とが妨げられ、機器を追加して連続モードで動作させる必要が生じる。こうして、処理済み溶媒がリサイクルに適していないことが判明した。他方では、図５から明らかなように、１０％のアンモニウムカーボネート溶液での溶媒洗浄により、結果として、有効な相分離ならびにＵおよびＰｕのストリッピングが実現される。こうして、生成される残りの溶媒に不所望な分解または核分裂生成物が生じないようにプロセスを連続的に動作可能にし、そして、Ｕ、ＰｕおよびＤＢＰのレベルが、処理済み／洗浄済み溶媒のリサイクルに対して十分に許容可能な限度内に収まるようにされる。また、ＵおよびＰｕを回収することにより、動作が経済的になり、残留する固体／水性廃物を減らすことで有害な放射性特性がなくなる。さらに、溶媒洗浄プロセスが、また、水相において極度に焼尽くされ分離されたＦＢＴＲ燃料を再処理するために、ＰＵＲＥＸプロセスのストリッパ段階で得られた使用済み溶媒流からのＤＢＰ、ウラン、プルトニウムおよび核分裂生成物のストリッピングを促進する一方で、アンモニウムカーボネート溶液がまた、エマルジョンまたはクラッドまたは沈殿物を形成することなく上記使用済み溶媒中に存在し水相にストリッピングされる厄介な核分裂生成物であるＲｕおよびＣｓのような核分裂生成物で強固な錯体を形成する。この結果を表６に示す。
【００８６】
【表６】
0005643745.tif 000007
【００８７】
選択的なアンモニウムカーボネート洗浄液が、５ｍｇ／ＬのＵおよびＰｕレベルならびに１０ｍｇ／ＬのＤＢＰレベルで有機物を残留させるように使用済み有機溶媒を有効に処理して、洗浄済み溶媒をリサイクル可能にし得ることが、上記の表６から明らかになるだろう。このため、水性アンモニウムカーボネートでの溶媒洗浄が、連続モードによりプラント規模に対しても適用可能となることが判明した。
【００８８】
上述の研究成果に基づき、連続モードの使用時に混合沈降機を用いて粗性の有機物を処理するためのシステムの代表図が添付の図６に示される。フロー図から明らかになるように、極度に焼尽くされたＦＢＴＲ燃料中に生成されたプラント溶液からの供給有機物／使用済み有機物が、混合沈降機ＩおよびＩＩにおいて洗浄液としての５〜１０％アンモニウムカーボネートで順々に洗浄され、これにより、１５分の滞留時間で水対有機物比が１：４に維持された。第２の混合沈降機ＩおよびＩＩからの出口において得られるストリッピングされた生成物が燃料として再利用するために再転換ラボに送られ、洗浄済み有機物がタンクに貯蔵され、こうしてＴＢＰの消費が節約される。結果として得られる有機物（洗浄済み有機物）が、最終的に残りのＤＢＰと、５ｍｇ／Ｌ未満のＰｕおよび同様の含有量のＵとともに残され、こうして、新鮮な溶媒としてリサイクルすることが可能となる。
【００８９】
図７は、ＣＯＲＡＬ設備における混合沈降機内での選択的なアンモニウムカーボネート洗浄液を用いた連続的な溶媒洗浄を示す図である。このような設備で行われた試みにより、使用済み溶媒を有効に処理する際のアンモニウムカーボネート洗浄液の適合性がさらに確認された。
【００９０】
こうして、本発明により、高速炉用の核燃料再処理時における有効な溶媒洗浄にとって有利にすることができ、より特定的には、選択的な水性アンモニウムカーボネート溶液を要する高速増殖試験炉において（２５ＧＷｄ／ｔ〜＞１５５ＧＷｄ／ｔまで）極度に焼尽くされプルトニウムを豊富に含む（７０％）混合プルトニウム／ウランカーバイドの使用済み核燃料を再処理する間に、ＰＵＲＥＸプロセスなどのストリッパ段階で得られた使用済み溶媒または分解された溶媒を有効に洗浄するのに有利にすることができる。重要なことには、使用済み溶媒のための選択的な洗浄液は、上記溶媒中の錯体からＵおよびＰｕを完全にストリッピングして、粗性の有機物／使用済み有機物流から＞９９％の程度にまでＵおよびＰｕを回収することを容易にし、さらに、クラッドまたはエマルジョンまたは沈殿物を形成することなく水相と有機物相との平衡化および分離を可能にすることを意図したものである。保持されるＵおよびＰｕのレベルは、沈降時間、ＤＢＰ濃度およびＰｕ保持の許容範囲の観点から決定された試験済みの品質を有する処理済み／洗浄済み有機物においては５ｍｇ／Ｌ未満である。これにより、新鮮な溶媒に等価なものとなり、結果として得られる有機物／洗浄済み有機物が５ｍｇ／Ｌ未満のプルトニウム、５ｍｇ／Ｌのウラン、および１０ｍｇ／Ｌ未満のＤＢＰ濃度を含むようになり、こうして、上記溶媒をプラントへとリサイクルすることが可能となるか、または、廃棄に適した廃物形態にすることができる。より有利には、本発明は、使用済み溶媒の流れの所望の処理および洗浄を実現して、貴重かつ希少なＵおよびＰｕの定量的ストリッピングおよび回収を可能にするだけではなく、品質基準がテストされ保証された処理済み溶媒のリサイクルを可能にすることによりＴＢＰの再利用および節約をも容易にするのに有利になるだろう。
【図１】
0005643745.tif 000008
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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