(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
使用済み核燃料を処理する方法であって、
ａ）硝酸中での使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム及びネプツニウムを、同様にこの相中に見出されるアクチニド（III）及び核分裂生
成物の大部分から除染する工程であって、酸化状態ＶＩのウラン、酸化状態ＩＶのプルトニウム、及び酸化状態ＶＩのネプツニウムを、非親水性かつ有機希釈剤中に少なくとも１つの抽出剤を含有する溶媒相中に共抽出する少なくとも１つの処理と、硝酸水相によりこの共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を洗浄する少なくとも１つの処理とを含むものである工程と、
ｂ）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを第１水相及び第２水相に分離する工程であって、前記第１水相は、ウランとネプツニウムを含有せずにプルトニウムを含有するか、ネプツニウムを含有せずにプルトニウム及びウランの混合物を含有するか、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物を含有し、前記第２水相は、プルトニウムは含有せずにウラン及びネプツニウムの混合物を含有するか、又はプルトニウムとネプツニウムを含有せずにウランを含有するものである工程と、
ｃ）工程ｂ）の終了時に得られた第１水相を貯蔵する工程と、
ｄ）工程ｃ）の終了時に得られた第１水相中に存在するプルトニウム、プルトニウム及びウランの混合物、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを、この水相中になおも存在する核分裂生成物から精製する工程であって、プルトニウム及びウランの混合物、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを含有する水溶液を精製の終了時に得るために、ウランを少なくとも一度添加する処理を含むものである工程と、
ｅ）工程ｄ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム及びウランの混合物、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを、混合酸化物に混合転換する工程とを備える、方法。
【請求項２】
工程ｂ）の終了時において、第１水相がウラン又はネプツニウムを含むことなくプルトニウムを含有し、第２水相がプルトニウムを含むことなくウラン及びネプツニウムを含有する、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウムを除去する処理であって、当該プルトニウムは硝酸水相によって酸化状態IIIで除去されるものであり、当
該硝酸水相は、ウランを還元することなくプルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）
に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（ＩＶ）に還元される還元剤を含有するものである処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン及びネプツニウムを、水相によって除去する処理と、
ｂ３）処理ｂ１）においてプルトニウムに追従して水相に含まれたウラン及びネプツニウムの一部を取り除くために、工程ａ）で使用されたものと同じ組成の溶媒相によって処理ｂ１）の終了時に得られた水相を洗浄する処理とを含む、請求項２に記載の方法。
【請求項４】
工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ３）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）を酸化し
て、プルトニウム（ＩＶ）とする処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮する処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含む、請求項３に記載の方法。
【請求項５】
工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウムに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を硝酸水相によって洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウムを硝酸水相によって酸化状態IIIで
除去する処理であって、当該硝酸水相は、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）
に還元される還元剤を含有するものである処理と、
プルトニウムにウラン（ＩＶ）を添加する処理とを含む、請求項４に記載の方法。
【請求項６】
工程ｂ）の終了時において、第１水相がネプツニウムを含むことなくプルトニウム及びウランを含有し、第２水相がプルトニウムを含むことなくウラン及びネプツニウムを含有する、請求項１に記載の方法。
【請求項７】
工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウム及びウランの一部を除去する処理であって、当該プルトニウム及びウランは硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III及びＶＩで除去されるものであり、当該硝酸水相は、ウランを還元することなく
プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニ
ウム（ＩＶ）に還元される還元剤を含有するものである処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン及びネプツニウムを、水相によって除去する処理と、
ｂ３）処理ｂ１）においてプルトニウム及びウランに追従して水相に含まれたネプツニウムの一部を取り除くために、処理ｂ１）の終了時に得られた水相を工程ａ）で使用されたものと同じ組成の溶媒相によって洗浄する処理であって、ネプツニウムに追従して溶媒相に含まれうるウランの一部を補うために、ウラン（ＩＶ）又は（ＩＶ）を添加して終了してもよい処理とを含む、請求項６に記載の方法。
【請求項８】
工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ３）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）を酸化し
てプルトニウム（ＩＶ）とし、ウラン（ＩＶ）が当該相中に存在する場合には当該ウラン（ＩＶ）を酸化してウラン（ＶＩ）とする処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮する処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含む、請求項７に記載の方法。
【請求項９】
工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）及びウラン（ＶＩ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウム及びウランに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を硝酸水相によって洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウムを硝酸水相によって酸化状態IIIで
除去する処理であって、当該硝酸水相は、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）
に還元される還元剤を含有するものである処理と、
ｄ４）処理ｄ３）においてプルトニウム（III）に追従して水相に含まれたウラン（Ｖ
Ｉ）を取り除くために、処理ｄ３）の終了時に得られた水相を工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって洗浄する処理であって、水相にウラン（ＩＶ）が少なくとも一度添加される処理とを含む、請求項８に記載の方法。
【請求項１０】
工程ｂ）の終了時において、第１水相がプルトニウム、ウラン及びネプツニウムを含有し、第２水相が、プルトニウム又はネプツニウムを含むことなくウランを含有する、請求項１に記載の方法。
【請求項１１】
工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウム、ネプツニウム、及びウランの一部を除去する処理であって、当該プルトニウム、ネプツニウム、及びウランは硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III、Ｖ及びＶＩで除去されるものであり、当該
硝酸水相は、ウランを還元することなくプルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に
還元され、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（Ｖ）に還元される還元剤を含有するものである処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウランを、水相によって除去する処理とを含む、請求項１０に記載の方法。
【請求項１２】
工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ２）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）及びネプ
ツニウム（Ｖ）を酸化して、それぞれプルトニウム（ＩＶ）及びネプツニウム（ＶＩ）とする処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮する処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含む、請求項１１に記載の方法。
【請求項１３】
工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）、ウラン（ＶＩ）、及びネプツニウム（ＶＩ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウム、ウラン及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を硝酸水相によって洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウム及びネプツニウムを硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III及びＶで除去する処理であって、当該プルトニウム及びネプツニ
ウムは、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）が
ネプツニウム（ＩＶ）に還元される還元剤を含有するものである処理と、
ｄ４）処理ｄ３）においてプルトニウム（III）及びネプツニウム（Ｖ）に追従して水
相に含まれたウラン（ＶＩ）を取り除くために、処理ｄ３）の終了時に得られた水相を工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって洗浄する処理であって、水相にウラン（ＩＶ）が少なくとも一度添加される処理とを含む、請求項１２に記載の方法。
【請求項１４】
工程ｄ）の終了時に得られる水相におけるウランとプルトニウムの質量比が、工程ｅ）により得られる混合酸化物における当該質量比に対応する値を有するように、ウラン（ＩＶ）がプルトニウムに添加される、請求項５に記載の方法。
【請求項１５】
工程ｄ）の終了時に得られる水相におけるウランとプルトニウムの質量比が、工程ｅ）により得られる混合酸化物における当該質量比に対応する値を有するように、ウラン（ＩＶ）がプルトニウムに添加される、請求項９に記載の方法。
【請求項１６】
工程ｄ）の終了時に得られる水相におけるウランとプルトニウムの質量比が、工程ｅ）により得られる混合酸化物における当該質量比に対応する値を有するように、ウラン（ＩＶ）がプルトニウムに添加される、請求項１３に記載の方法。
【請求項１７】
工程ｃ）の継続期間は、少なくとも１５日である、請求項１に記載の方法。
【請求項１８】
工程ｃ）の継続期間は、１ヶ月から１２ヶ月である、請求項１７に記載の方法。
【請求項１９】
処理ｃ３）により貯蔵される水相におけるプルトニウムの含有量が、２００〜２５０ｇ／Ｌである、請求項４に記載の方法。
【請求項２０】
処理ｃ３）により貯蔵される水相におけるプルトニウム及びウランの混合物の含有量が、２００〜２５０ｇ／Ｌである、請求項８に記載の方法。
【請求項２１】
処理ｃ３）により貯蔵される水相におけるプルトニウム、ウラン、及びネプツニウムの混合物の含有量が、２００〜２５０ｇ／Ｌである、請求項１２に記載の方法。
【請求項２２】
工程ａ）で用いられる溶媒相は、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する、請求項１に記載の方法。
【請求項２３】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項３に記載の方法。
【請求項２４】
処理ｂ１）で使用される硝酸水相は０．０５〜１モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｂ２）で使用される水相は０〜０．０５モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項２３に記載の方法。
【請求項２５】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項５に記載の方法。
【請求項２６】
処理ｄ２）で使用される硝酸水相は１〜３モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｄ３）で使用される硝酸水相は０．０５〜２モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項２５に記載の方法。
【請求項２７】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項７に記載の方法。
【請求項２８】
処理ｂ１）で使用される硝酸水相は０．０５〜１モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｂ２）で使用される水相は０〜０．０５モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項２７に記載の方法。
【請求項２９】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項９に記載の方法。
【請求項３０】
処理ｄ２）で使用される硝酸水相は１〜３モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｄ３）で使用される硝酸水相は０．０５〜２モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項２９に記載の方法。
【請求項３１】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項１１に記載の方法。
【請求項３２】
処理ｂ１）で使用される硝酸水相は０．０５〜１モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｂ２）で使用される水相は０〜０．０５モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項３１に記載の方法。
【請求項３３】
工程ａ）は、
使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に体積比３０／７０で含有する溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項３４】
処理ｄ２）で使用される硝酸水相は１〜３モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｄ３）で使用される硝酸水相は０．０５〜２モル／Ｌの硝酸を含有する、請求項３３に記載の方法。
【請求項３５】
工程ｂ）の終了時に得られる第２水相中に存在するウランを精製する処理をさらに含む、請求項１に記載の方法。
【請求項３６】
使用済み核燃料は酸化ウラン燃料、又はウラン・プルトニウム混合酸化物燃料である、請求項１に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は使用済み核燃料を処理する方法に関し、とりわけ使用済み核燃料が処理される施設においてウラン、又はウラン及びネプツニウムと混合された場合でも、精製（すなわち核分裂生成物から完全に除去された）プルトニウムの貯蔵を回避する利点を有するものである。
【０００２】
この方法は、特に酸化ウラン燃料及びウラン・プルトニウム混合酸化物燃料の処理に応用される。
【背景技術】
【０００３】
使用済み核燃料を処理する工場は、今日ではこれらの燃料中に存在するウラン及びプルトニウムを回収するために、ＰＵＲＥＸ（Plutonium Uranium Refining by Extraction）法を使用する。
【０００４】
これは、液液抽出による幾つもの精製サイクルを適用するものである。使用される抽出剤は、ウラン及びプルトニウムに対する親和性を特に有するトリ−ｎ−ブチルホスフェートである。
【０００５】
フランスのラ・アーグに所在のＵＰ２−８００工場で適用されているＰＵＲＥＸ法は、概ね以下に掲げる３つのサイクルを含んでいる。
−２種のアクチニド（III）すなわちアメリシウム及びキュリウム、並びに核分裂生成物の大部分から、ウラン及びプルトニウムを一緒に除去し、ウラン及びプルトニウムを２つのフローへ分離することを目的とする第１サイクル
−分離されたウラン及びプルトニウムを個別に精製することを目的とし、それぞれ「第２ウランサイクル」及び「第２プルトニウムサイクル」と称される２つの補足的サイクル
【０００６】
ＣＯＥＸ（登録商標）（COEXtraction）法と称されるＰＵＲＥＸ法の重要な発展型が、特許文献１として公開されたＰＣＴ国際出願において提案されている。
【０００７】
この発展型においては、ＰＵＲＥＸ法と同様にウラン及びプルトニウムの回収・精製を確実に行ないつつ、プルトニウムを軍事目的で流用する危険性を大幅に減少させる可能性を与えている。
【０００８】
これにより核分裂生成物から完全に除去されたプルトニウム、ウラン、及び場合によりネプツニウムの混合物を含有するフローを生成すること、および当該フローをいわゆる「混合転換」ワークショップへの供給に用いることが可能となる。当該ワークショップは、ＭＯＸ（Mixed Oxide fuel）型の核燃料を製造するために直接使用できる混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２又は（Ｕ、Ｐｕ、Ｎｐ）Ｏ２をシュウ酸沈殿により調製するものである。
【０００９】
このためＣＯＥＸ（登録商標）法においては、ＰＵＲＥＸ法の第１サイクルと同様にウラン及びプルトニウムを除去する処理を行なった後、プルトニウム、ウラン、及び場合によりネプツニウムを含有する第１フローと、ウラン及び場合によりネプツニウムを含有するが、いかなるプルトニウムも含有しない第２フローとを得るようにウラン及びプルトニウムの分離をなすようにしている。
【００１０】
また上記の分離以降の全ての工程において、混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２又は（Ｕ、Ｐｕ、Ｎｐ）Ｏ２が得られるまで、ウラン及び場合によりネプツニウムの存在下でプルトニウムを維持するようにしている。
【００１１】
したがってＣＯＥＸ（登録商標）法においては、ＰＵＲＥＸ法の「第２プルトニウムサイクル」は、分離により生ずる第１フローになおも存在しうる核分裂生成物からプルトニウム及びウラン、必要であればネプツニウムを精製するサイクルで置き換えられる。
【００１２】
使用済み核燃料の処理に係るワークショップにおける処理と、ＭＯＸ核燃料の製造に係るワークショップにおける処理との分離を確実にし、もって生成されたＭＯＸ核燃料が使用済み核燃料の処理に供されることを回避するために、ＣＯＥＸ（登録商標）法は、貯蔵工程を含む。
【００１３】
この貯蔵工程は、分離により生じる第１フローに存在するプルトニウム及びウラン、必要であればネプツニウムを精製するサイクルと、混合転換との間、または混合転換の直後に行なわれる。
【００１４】
第１の場合に貯蔵されるのは、水溶液中で精製されたプルトニウム、ウラン及び場合によりネプツニウムの混合物であるが、第２の場合に貯蔵されるのは、固形で精製されたプルトニウム、ウラン及び場合によりネプツニウムの混合物である。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１５】
【特許文献１】国際公開第２００７／１３５１７８号パンフレット
【特許文献２】国際公開第２００５／１１９６９９号パンフレット
【非特許文献】
【００１６】
【非特許文献１】Article BN 3 650 from the treatise “Genie Nucleaire” (Nuclear Engineering) of the “Techniques de l’Ingenieur”
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１７】
使用済み核燃料の処理中に生ずるプルトニウムを軍事目的で流用することをさらに困難にするという観点に基づき、本発明は、ＣＯＥＸ（登録商標）法と同様の利点を有しつつ、ウラン又はウラン及びネプツニウムと混合された場合でも、精製プルトニウムが使用済み核燃料を処理する施設で貯蔵されることを回避するという利点も有する方法を提供することを目的とする。ここでＣＯＥＸ（登録商標）法の利点とは以下に掲げるものである。
−プルトニウムが単体で放置されない。
−シュウ酸共沈により混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２又は（Ｕ、Ｐｕ、Ｎｐ）Ｏ２に転換されることが可能な、核分裂生成物のない、プルトニウム、ウラン及び場合によりネプツニウムの混合物を含有するフローが生成される。
−使用済み核燃料の処理と、新規核燃料の製造との間で役割分担が確実となる。
【００１８】
また本発明は、これらの利点を備えつつも、ＣＯＥＸ（登録商標）法よりも工業応用が複雑にならず、可能であればより容易となるような方法を提供とすることも目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１９】
少なくとも上記の目標は、本発明に係る使用済み核燃料を処理する方法により遂行される。当該方法は、
ａ）硝酸中での使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム及びネプツニウムを、同様にこの相中に見出されるアクチニド（III）及び核分裂生成物の大部分から除染する工程であって、酸化状態ＶＩのウラン、酸化状態ＩＶのプルトニウム、及び酸化状態ＶＩのネプツニウムを、非親水性かつ有機希釈剤中に少なくとも１つの抽出剤を含有する溶媒相中に共抽出する少なくとも１つの処理と、硝酸水相によりこの共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を洗浄する少なくとも１つの処理とを含むものである工程と、
ｂ）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを第１水相及び第２水相に分離する工程であって、前記第１水相は、プルトニウム（ウランとネプツニウムは含まず）、プルトニウム及びウランの混合物（ネプツニウムは含まず）、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを含有し、前記第２水相は、ウラン及びネプツニウムの混合物（プルトニウムは含まず）又はウラン（プルトニウムとネプツニウムは含まず）を含有するものである工程と、
ｃ）工程ｂ）の終了時に得られた第１水相を貯蔵する工程と、
ｄ）工程ｃ）の終了時に得られた第１水相中に存在するプルトニウム、プルトニウム及びウランの混合物、又はプルトニウム、ウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを、この水相中になおも存在する核分裂生成物から精製する工程であって、プルトニウム及びウランの混合物、プルトニウム、又はウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを含有する水溶液を精製の終了時に得るために、ウランを少なくとも一度添加する処理を含むものである工程と、
ｅ）工程ｄ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム及びウランの混合物、プルトニウム、又はウラン及びネプツニウムの混合物のいずれかを、混合酸化物に混合転換する工程とを備える。
【００２０】
よって本発明の方法によれば、
−  プルトニウムが単体で放置されることがない。なぜなら精製工程ｄ）までは、プルトニウムが少なくとも核分裂生成物と結合されており、又は分離工程ｂ）の如何に応じてウラン若しくはウラン及びネプツニウムの混合物とも結合されているためである。一方、プルトニウムから核分裂生成物を完全に取り除く精製工程ｄ）以降、プルトニウムは少なくともウラン、又はウラン及ネプツニウムの混合物と結合されるためである。
−  精製工程ｄ）により、核分裂生成物のないプルトニウム、ウラン、及び場合によりネプツニウムの混合物を含有し、混合酸化物に転換可能な水溶液を生成しうる。
−  使用済み核燃料の処理と、新規核燃料の製造との間の役割分担が貯蔵工程によって確実となる。貯蔵される水相が核分裂生成物より未精製のプルトニウムを含有するように貯蔵工程は分離工程ｂ）と精製工程ｄ）の間に配置される。
【００２１】
このようにして本発明の方法は、使用済み核燃料が処理される施設においてウラン、又はウラン及びネプツニウムと混合された場合でも、精製プルトニウムの存在を回避させうる。
【００２２】
本発明の好ましい第１の実施形態に係る方法において、工程ｂ）は、第１水相がウラン又はネプツニウムを含むことなくプルトニウムを含有し、第２水相がプルトニウムを含むことなくウラン及びネプツニウムを含有するように遂行される。
【００２３】
よって第１の実施形態における工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウムを除去する処理であって、当該プルトニウムは硝酸水相によって酸化状態IIIで除去されるものであり、当該硝酸水相は、ウランを還元することなくプルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（ＩＶ）に還元され得る還元剤を含有するものであり、当該還元剤は、例えば硝酸ウランや、硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤によって安定化されたウラン（ＩＶ）である処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン及びネプツニウムを、水相によって除去する処理と、
ｂ３）処理ｂ１）においてプルトニウムに追従して溶媒相に含まれたウラン及びネプツニウムの一部を取り除くために、工程ａ）で使用されたものと同じ組成の溶媒相によって処理ｂ１）の終了時に得られた水相を洗浄する処理とを含むことが好ましい。
【００２４】
この場合、水溶液中においてプルトニウムは、還元状態よりも酸化状態で安定しているので、工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ３）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）を、酸化状態ＩＶとする酸化処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮し、当該相の量を減少させる処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含むことが好ましい。
【００２５】
同様にしてこの場合、工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウムに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、硝酸水相によって処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウムを硝酸水相によって酸化状態IIIで除去する処理であって、当該硝酸水相は、硝酸ヒドラジニウムによって安定化された硝酸ヒドロキシルアンモニウムのように、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に還元され得る還元剤を含有するものであり、好ましくは処理ｂ３）の終了時においてプルトニウムにウラン（ＩＶ）が少なくとも一度添加される処理とを含むことが好ましい。
【００２６】
これにより、プルトニウム（III）及びウラン（ＩＶ）を含有するが、もはや核分裂生成物を全く含有しない水相が得られる。よって当該水相は、混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２を得るために、混合転換工程ｅ）に供されうる。
【００２７】
本発明の好ましい第２の実施形態に係る方法において、工程ｂ）は、第１水相がネプツニウムを含むことなくプルトニウム及びウランを含有し、第２水相が、プルトニウムを含むことなくウラン及びネプツニウムを含有するように遂行される。
【００２８】
よって第２の実施形態における工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウム及びウランの一部を除去する処理であって、当該プルトニウム及びウランは硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III及びＶＩで除去されるものであり、当該硝酸水相は、ウランを還元することなくプルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（ＩＶ）に還元され得る還元剤を含有するものであり、当該還元剤は、例えば硝酸ヒドラジニウムによって安定化されたウラン（ＩＶ）である処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウラン及びネプツニウムを、水相によって除去する処理と、
ｂ３）処理ｂ１）においてプルトニウム及びウランに追従して溶媒相に含まれたネプツニウムの一部を取り除くために、工程ａ）で使用されたものと同じ組成の溶媒相によって処理ｂ１）の終了時に得られた水相を洗浄する処理であって、ネプツニウムに追従して溶媒相に含まれうるウランの一部を補うために、ウラン（ＩＶ）又は（ＩＶ）を添加して終了してもよい処理とを含むことが好ましい。
【００２９】
この場合、水溶液中においてウランは、実際プルトニウムのように還元状態よりも酸化状態で安定しているため、工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ３）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）を酸化状態ＩＶとし、ウラン（ＩＶ）が当該相中に存在する場合には当該ウラン（ＩＶ）を酸化状態ＶＩとする酸化処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮し、当該相の量を減少させる処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含むことが好ましい。
【００３０】
同様にしてこの場合、工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）及びウラン（ＶＩ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウム及びウランに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を硝酸水相によって洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウムを硝酸水相によって酸化状態IIIで除去する処理であって、当該硝酸水相は、硝酸ヒドラジニウムによって安定化された硝酸ヒドロキシルアンモニウムのように、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に還元され得る還元剤を含有するものである処理と、
ｄ４）処理ｄ３）においてプルトニウム（III）に追従して水相に含まれたウラン（ＶＩ）を取り除くために、処理ｄ３）の終了時に得られた水相を工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって洗浄する処理であって、好ましくは処理ｄ４）の終了時において水相にウラン（ＩＶ）が少なくとも一度添加される処理とを含むことが好ましい。
【００３１】
この方法によっても、プルトニウム（III）及びウラン（ＩＶ）を含有するが、もはや核分裂生成物を全く含有しない水相が得られる。よって当該水相は、混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２を得るために、混合転換工程ｅ）に供されうる。
【００３２】
本発明の好ましい第３の実施形態に係る方法において、工程ｂ）は、第１水相がプルトニウム、ウラン及びネプツニウムを含有し、第２水相が、プルトニウム又はネプツニウムを含むことなくウランを含有するように遂行される。
【００３３】
よって第３の実施形態における工程ｂ）は、
ｂ１）工程ａ）の終了時に得られた溶媒相中に存在するプルトニウム、ネプツニウム、及びウランの一部を除去する処理であって、当該プルトニウム、ネプツニウム、及びウランは硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III、Ｖ及びＶＩで除去されるものであり、当該硝酸水相は、ウランを還元することなくプルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（Ｖ）に還元され得る還元剤を含有するものであり、当該還元剤は、例えば硝酸ヒドラジニウムによって安定化された硝酸ヒドロキシルアンモニウムである処理と、
ｂ２）処理ｂ１）の終了時に得られた溶媒相中に存在するウランを、水相によって除去する処理とを含むことが好ましい。
【００３４】
この場合、工程ｃ）は、
ｃ１）処理ｂ２）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（III）及びネプツニウム（Ｖ）をそれぞれ酸化状態ＩＶ及びＶＩとする酸化処理と、
ｃ２）酸化処理の終了時に得られた水相を濃縮し、当該相の量を減少させる処理と、
ｃ３）濃縮された水相を貯蔵する処理とを含むことが好ましい。
【００３５】
同様にしてこの場合、工程ｄ）は、
ｄ１）工程ｃ）の終了時に得られた水相中に存在するプルトニウム（ＩＶ）、ウラン（ＶＩ）、及びネプツニウム（ＶＩ）を、工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理と、
ｄ２）処理ｄ１）においてプルトニウム、ウラン及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物を取り除くために、処理ｄ１）の終了時に得られた溶媒相を硝酸水相によって洗浄する処理と、
ｄ３）洗浄された溶媒相中に存在するプルトニウム及びネプツニウムを硝酸水相によってそれぞれ酸化状態III及びＶで除去する処理であって、当該プルトニウム及びネプツニウムは、硝酸ヒドラジニウムによって安定化された硝酸ヒドロキシルアンモニウムのように、プルトニウム（ＩＶ）がプルトニウム（III）に、かつネプツニウム（ＶＩ）がネプツニウム（ＩＶ）に還元され得る還元剤を含有するものである処理と、
ｄ４）処理ｄ３）においてプルトニウム（III）及びネプツニウム（Ｖ）に追従して水相に含まれたウラン（ＶＩ）を取り除くために、処理ｄ３）の終了時に得られた水相を工程ａ）で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって洗浄する処理であって、好ましくは処理ｄ４）の終了時において水相にウラン（ＩＶ）が少なくとも一度添加される処理とを含むことが好ましい。
【００３６】
ウラン（ＩＶ）の添加によりネプツニウム（Ｖ）はネプツニウム（ＩＶ）に還元されるため、プルトニウム（III）、ウラン（ＩＶ）及びネプツニウム（ＩＶ）を含有し、もはや核分裂生成物を全く含有しない水相が得られる。よって当該水相は、混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ、Ｎｐ）Ｏ２を得るために、混合転換工程ｅ）に供されうる。
【００３７】
本発明におけるいずれの方法においても、工程ｅ）は、特許文献２として公開されたＰＣＴ国際出願に記載のように、以下に掲げる通り実行されることが好ましい。
＊  ヒドラジニウムカチオンのような、酸素、炭素、窒素、及び水素原子から選択される原子のみからなる一荷電カチオンにより、プルトニウムを酸化状態IIIに、ウランを酸化状態ＩＶに、かつ必要な場合ネプツニウムを酸化状態ＩＶに安定させる。
＊  シュウ酸、又はその塩若しくはその誘導体の一種により、安定化されたプルトニウム、ウラン、及び場合によりネプツニウムを共沈させる。
＊  炭素を取り去り、かつＵ３Ｏ８の形成を回避するために、好ましくは不活性ガス又は極めて僅かに酸化性のガス、例えば大部分がアルゴンを含むガス下で、共沈結果物をか焼する。
【００３８】
粉末として得られた混合酸化物は、次にＭＯＸ核燃料のペレットを、例えばＭＩＭＡＳ（Micronized MASter Blend）法により製造するために直接使用できる。
【００３９】
ＭＯＸ核燃料を製造するためにこの混合酸化物を用いる場合、ネプツニウムを含有しないときのＵ／Ｐｕ質量比は５０／５０又はこれに略等しく、ネプツニウムを含有するときのＵ／Ｐｕ／Ｎｐ質量比は４９／４９／２又はこれに略等しくすることが好ましい。
【００４０】
本発明によれば、混合酸化物においてＵ／Ｐｕ又はＵ／Ｐｕ／Ｎｐ質量比が所望の値となるように、工程ｄ）の終了時に得られた水相のＵ／Ｐｕ又はＵ／Ｐｕ／Ｎｐ質量比を、工程ｄ）とｅ）の間において、又は工程ｅ）の開始時におけるプルトニウム、ウラン、及び場合によりネプツニウムを安定化させる直前に調整することができる。
【００４１】
しかしながら、工程ｄ）の終了直後に得られた水相におけるＵ／Ｐｕ又はＵ／Ｐｕ／Ｎｐ質量比は、混合酸化物における当該質量比に対応させるために行なわれるその後の調整が非常に僅かで済むような値を有することが好ましい。
【００４２】
すなわち上記３つの好ましい実施形態において、工程ｄ）の間にプルトニウムに添加されるウラン（ＩＶ）の量は、当該工程の終了時に得られた水相におけるＵ／Ｐｕ又はＵ／Ｐｕ／Ｎｐ質量比の値が、工程ｅ）で得られる混合酸化物における当該質量比の値となるように定められる。
【００４３】
さらに本発明の方法に係るいずれの実施形態においても、工程ｃ）の継続期間は少なくとも１５日であり、好ましくは１ヶ月から１２ヶ月である。処理ｃ１）及びｃ２）に要する時間は、貯蔵処理ｃ３）に要する時間と比較して無視できるほど短い。
【００４４】
処理ｃ３）により貯蔵される水相におけるプルトニウム、プルトニウム及びウランの混合物、又はプルトニウム、ウラン、及びネプツニウムの混合物の含有量が、２００〜２５０ｇ／Ｌであることが好ましい。
【００４５】
当業者が前述の記載を読めば理解しうるように、工程ａ）で使用され、結果として工程ｂ）及びｄ）でも使用される溶媒相の抽出剤は、酸化状態III及び／又はＶで現れるアクチニドよりも、酸化状態ＩＶ及び／又はＶＩで現れるアクチニドを強く錯体化する抽出剤から選択されることが好ましい。
【００４６】
この抽出剤は、特にトリアルキルホスフェートとするとよい。トリ−ｎ−ブチルホスフェート（又はＴＢＰ）、トリイソブチルホスフェート（又はＴｉＢＰ）、又はトリイソアミルホスフェートが例示されうる。
【００４７】
この抽出剤を含む有機希釈剤は、液液抽出用に提案された様々な炭化水素、例えばトルエン、キシレン、ｔ−ブチルベンゼン、トリイソプロピルベンゼン、ケロシン、ドデカン、並びにｎ−ドデカン及び水素化テトラプロピレン（又はＨＰＴ）のような直鎖又は分岐ドデカンから選択され得る。
【００４８】
しかしながら、ＰＵＲＥＸ法のように、トリ−ｎ−ブチルホスフェートをドデカン中に約３０／７０又はこれに略等しい体積比で含有する溶媒相の使用が好ましい。
【００４９】
この場合、工程ａ）は、
−  使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水相に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、上記の溶媒相によって共抽出する第１の処理と、
−  ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれた核分裂生成物の一部、特にルテニウム及びジルコニウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは１〜３モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第１の処理と、
−  ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたテクネチウムを取り除くために、共抽出処理の終了時に得られた溶媒相を好ましくは３〜５モル／Ｌの硝酸を含有する硝酸水相によって洗浄する第２の処理と、
−  第２洗浄処理の終了時に得られた水相中に存在するウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを、第１の共抽出処理で使用されたものと同じ組成を有する溶媒相によって共抽出する処理とを含むことが好ましい。
【００５０】
同様にしてこの場合、
−  処理ｂ１）で使用される硝酸水相は、好ましくは０．０５〜１モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｂ２）で使用される水相は、好ましくは０〜０．０５モル／Ｌの硝酸を含有する。
−  処理ｄ２）で使用される硝酸水相は、好ましくは１〜３モル／Ｌの硝酸を含有し、処理ｄ３）で使用される硝酸水相は、好ましくは０．０５〜２モル／Ｌの硝酸を含有する。
【００５１】
本発明の方法は、工程ｂ）の終了時に得られる第２水相中に存在するウランを精製する処理をさらに含む。これにより核分裂生成物からのウランの除染を強化され、第２水相がウラン及びネプツニウムの両方を含有するように前記工程ｂ）が実行される場合は、ウランをネプツニウムから分離しうる。当該処理は従来のＰＵＲＥＸ法により遂行しうる（例えば、非特許文献１参照）。
【００５２】
本発明により得られる他の利点や特徴は、本方法を工業的規模で実施する代表例に係る以降の説明を読むことに明らかとなる。
【００５３】
これらの実施例は本発明の例証に過ぎず、本発明を限定するものではないことは勿論である。
【図面の簡単な説明】
【００５４】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る、混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ２を得るための方法を示すブロック図である。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る、混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ２を得るための方法を示すブロック図である。
【図３】本発明の第３の実施形態に係る、混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ）Ｏ２を得るための方法を示すブロック図である。
【発明を実施するための形態】
【００５５】
これらの図中、参照番号１〜１３を付した長方形は、照射核燃料の処理で従来より使用されている多段抽出機（ミキサ・デカンタ、パルスカラム、遠心抽出機）を表す。
【００５６】
これら抽出機に対して流入・流出する溶媒相は破線で表され、水相は実線で表される。
【００５７】
先ず図１を参照して説明を行なう。同図は本発明の第１の実施形態に係る、ウラン及びプルトニウムの混合酸化物を得るための方法を示すブロック図である。この方法は、使用済み核燃料、例えばＵＯ２を硝酸中に溶解させ、かつ結果として生じた混合物を清澄にすることにより、予め得られた溶解液からＭＯＸ核燃料を製造するために直接使用できる。
【００５８】
かかる溶解液は、概ね２〜３ｇ／Ｌのプルトニウムに対して２００〜３００ｇ／Ｌのウランを含有する。溶解液は、ネプツニウム、アメリシウム、キュリウム、及び核分裂生成物も含有する。その酸性度は、一般的に約３Ｍである。
【００５９】
前述のように本発明による方法は、第１工程として、アクチニド（III）すなわちアメリシウム及びキュリウム、並びに核分裂生成物の大部分から、ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムを除染する工程を有する。
【００６０】
図１に示すように、この除染工程は以下に掲げる処理を備える。
＊  溶解液を、ドデカン、例えばＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰを含有する溶媒相と接触させることによって、溶解液からウランを酸化状態ＶＩで、プルトニウムを酸化状態ＩＶで、及びネプツニウムを酸化状態ＶＩでともに抽出する処理（Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出）
＊  「Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出」により得た溶媒相を、適度な酸性度を有する硝酸水相、例えば１〜３Ｍの硝酸溶液と接触させることによって、共抽出された核分裂生成物、特にルテニウム及びジルコニウムを溶媒相から取り除く処理（ＰＦ洗浄）
＊  「ＰＦ洗浄」により得た溶媒相を、適度な酸性度であるが、「ＰＦ洗浄」に使用される硝酸水相よりも高い酸性度を有する硝酸水相、例えば３〜５Ｍの硝酸溶液と接触させることによって、「Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出」において抽出されたテクネチウムを溶媒相から取り除く処理（Ｔｃ洗浄）
＊  水相を、同様にＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰからなる溶媒相と接触させることによって、「Ｔｃ洗浄」中にテクネチウムに追従して水相に含まれたウラン、プルトニウム及びネプツニウムの一部を回収する処理（補足的Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出）
【００６１】
これにより、以下に掲げる４つの相が得られる。
・  「Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出」及び「補足的Ｕ／ＰＵ／Ｎｐ共抽出」により得た水相又はラフィネートであって、核分裂生成物を含む（前者についてはサイクルから除去されたアクチニド（III）も含む）もの
・  「補足的Ｕ／ＰＵ／ＮＰ共抽出」により得た溶媒相であって、「Ｕ／Ｐｕ／Ｎｐ共抽出」を行なう抽出機に供給され、当該抽出機内を循環する溶媒相に加えられるもの
・  「Ｔｃ洗浄」により得た溶媒相であって、Ｕ（ＶＩ）、Ｐｕ（ＩＶ）、及びＮｐ（ＶＩ）を含むもの
【００６２】
上記最後に掲げた溶媒相は、本方法の第２の工程、すなわちウラン、プルトニウム、及びネプツニウムの２つの水相への分離が実行される一連の抽出機（５〜８）に送られる。
【００６３】
本実施形態において、この分離工程は、ラ・アーグのＵＰ２−８００工場で適用されるＰＵＲＥＸ法と同じ方法で遂行される。
【００６４】
すなわちこの分離工程は、以下に掲げる処理を備える。
・  ウランを還元することなく、Ｐｕ（ＩＶ）をＰｕ（III）に、Ｎｐ（ＶＩ）をＮｐ（ＩＶ）に（後者はＴＢＰにより抽出可能）還元する還元剤（例えばウラン（ＩＶ））と、形成されがちな亜硝酸を破壊することにより還元剤、Ｐｕ（III）及びＮｐ（ＩＶ）を安定化する抗亜硝酸剤（例えば硝酸ヒドラジニウム）とを含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と、「Ｔｃ洗浄」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相のプルトニウムを除去する処理（Ｐｕ除去）
・  「Ｐｕ除去」に使用されるものと同じ還元剤と抗亜硝酸剤を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜１Ｍの硝酸溶液）と、「Ｐｕ除去」により得た溶媒相を接触させることによって、プルトニウムの除去を強化する処理（Ｐｕバリア）
・  水相（例えば０．０５Ｍを超えないモル濃度を有する硝酸溶液）と、「Ｐｕ除去」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相から、ウラン及びネプツニウムを除去する処理（Ｕ／Ｎｐ除去）
・  「Ｐｕ除去」により得た水相を、ＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰからなる溶媒相と接触させることによって、「Ｐｕ除去」においてプルトニウムに追従して水相に含まれたウラン及びネプツニウムの一部を取り除く処理（Ｕ／Ｎｐ洗浄）
【００６５】
これにより、以下に掲げる３つの相が得られる。
・  「Ｕ／Ｎｐ除去」により得た溶媒相であって、もはやウラン、又はプルトニウム、又はネプツニウムを全く含有せず、かつ再利用のために精製処理（不純物及びＴＢＰの分解生成物を除去すること）を行なう一連の抽出機（図１に示さず）に送られるもの
・  「Ｕ／Ｎｐ除去」により得た水相であって、当初溶解液中に存在した９９．９％超のウラン及び７０〜８０％のネプツニウムを含有しており、かつウラン及びネプツニウムが互いに分離されており、かつウランが核分裂生成物より精製される一連の抽出機（図１に示さず）に送られるもの
・  「Ｕ／Ｎｐ洗浄」により得た水相であって、当初溶解液中に存在した９９．９％超のプルトニウムに加えて微量の核分裂生成物を含有しているもの（微量ではあってもプルトニウムの軍事目的の使用を非常に難しくするのに充分である）
【００６６】
次いで上記後者の水相は、プルトニウム（III）を酸化状態ＩＶに戻すことを可能にする酸化処理と、量を減少させるための濃縮処理と、貯蔵処理とに連続的に供されるユニットに送られる。
【００６７】
酸化処理は、例えばこの相を窒素酸化物ＮＯｘの流れの下で含有する抗亜硝酸剤を破壊するように循環させ、次いで過剰亜硝酸をＮＯ及びＮＯ２に分解し、かつそれにより形成された窒素酸化物を脱気してこの酸を除去することによって遂行される。抗亜硝酸剤が破壊されることにより、亜硝酸の再形成、及びプルトニウム（III）のプルトニウム（ＩＶ）への再酸化が可能となる。
【００６８】
濃縮処理は、例えば蒸発により遂行される。好ましくは２００〜２５０ｇ／Ｌのプルトニウムを含有する水相が得られるまで行なう。
【００６９】
貯蔵処理は、例えば管網を有するタンク中で１５日間から１２ヶ月間にわたって遂行される。これにより使用済み核燃料の処理に関して上流に位置する処理（燃料棒の剪断、燃料の溶解、溶液の清澄化、除染、及び分離）を担うワークショップと、下流に位置する処理（精製、混合転換、ＭＯＸ燃料製造）を担うワークショップとの間の役割分担を確実にすることが可能となる。
【００７０】
この貯蔵処理の終了時において水相は、本方法の第４の工程、すなわちこの相になおも存在する微量の核分裂生成物からプルトニウムの精製を行なう一連の抽出機（９〜１２）に送られる。
【００７１】
この精製工程は、以下に掲げる処理を含む。
＊  貯蔵により得た水相を、ＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰからなる溶媒相と接触させることによって、この水相からプルトニウムを酸化状態ＩＶで抽出する処理（Ｐｕ抽出）
＊  「Ｐｕ抽出」により得た溶媒相を、適度な酸性度を有する硝酸水相（例えば１〜３Ｍの硝酸溶液）と接触させることによって、抽出された核分裂生成物をこの溶媒相から取り除く処理（ＰＦ洗浄）
＊  Ｐｕ（ＩＶ）がＰｕ（III）に還元され得る還元剤（例えば硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤）によって安定化された硝酸ヒドロキシアンモニウム（又はＮＨＡ）を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と、「ＰＦ洗浄」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相からプルトニウムを除去するとともに、好ましくは当該水相が抽出機１１を離れる直前において、混合酸化物（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ２におけるＵ（ＩＶ）／Ｐｕ（III）質量比に対応させるべく、抽出機の出口における水相の当該質量比が例えば５０／５０と（又はこれと略等しく）なるように、ウラン（ＩＶ）を当該水相に添加することを含む処理（Ｐｕ除去）
【００７２】
これにより、以下に掲げる３つの相が得られる。
・  「Ｐｕバリア」により得た溶媒相であって、もはやプルトニウムを全く含有せず、かつ専ら溶媒相の精製に用いられる一連の抽出機に向かって送られるもの
・  「Ｐｕ抽出」により得た水相であって、サイクルから取り除かれた核分裂生成物を含有するもの
・  「Ｐｕ除去」により得た水相であって、ウラン（ＩＶ）及びプルトニウム（III）の混合物を含有し、かつ本方法の第５の工程、すなわちこの混合物を混合酸化物に混合転換するワークショップに向けて直接送られるもの
【００７３】
先に述べたように、この混合転換は、前述の特許文献２に記載された方法、すなわちシュウ酸又はその塩の一種若しくはその誘導体の一種を用い、ヒドラジニウムカチオンのような専ら酸素、炭素、窒素、及び水素原子から選択される原子からなる一荷電カチオンによって、又はかかるカチオンを形成することが可能な塩のような化合物によって予め安定化されたウラン（ＩＶ）及びプルトニウム（III）を共沈し、結果として生じた共沈物を好ましくは不活性ガス又は僅かに酸化性のガス（例えば大部分がアルゴンを含むガス）下でか焼することによって遂行される。
【００７４】
粉末として得られた混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ２は、次にＭＯＸ核燃料のペレットを、例えばＭＩＭＡＳタイプの方法により製造するために直接使用できる。この方法において当該粉末は篩にかけられ、酸化ウラン、及び必要に応じてペレット製造工程で生じたシャモット状のスクラップと混合される。得られた混合物はペレット化され、次いで焼結処理に供される。
【００７５】
使用済み核燃料、例えばＵＯ２の溶解液からＭＯＸ核燃料を製造するために直接使用できるウラン及びプルトニウムの混合酸化物を得るための、本発明の第２の実施形態に係る方法を図２のブロック図に示す。
【００７６】
この第２の実施形態において、アクチニド（III）及び核分裂生成物の大部分から、ウラン、プルトニウム、及びネプツニウムの除染工程については、先に記載した第１の実施形態と同様に遂行される。
【００７７】
一方、分離工程は、特許文献１の図１に示されるＣＯＥＸ（登録商標）法に係る実施形態のように遂行される。
【００７８】
したがって分離工程は、以下に掲げる処理を含む。
・  ウラン（ＶＩ）を還元することなく、Ｐｕ（ＩＶ）をＰｕ（III）に、かつＮｐ（ＶＩ）をＮｐ（ＩＶ）に還元する還元剤（例えば、硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤によって安定化されたウラン（ＩＶ））を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と、「Ｔｃ洗浄」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相からプルトニウム及びウランの一部を除去する処理（Ｐｕ／Ｕ除去）
・  「Ｐｕ／Ｕ除去」に使用されるものと同じ還元剤と抗亜硝酸剤を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜１Ｍの硝酸溶液）と、「Ｐｕ／Ｕ除去」により得た溶媒相を接触させることにより、プルトニウムの除去を強化する処理（Ｐｕバリア）
・  「Ｐｕバリア」により得た溶媒相を、水相（例えば０．０５Ｍ以下のモル濃度を有する硝酸溶液）と接触させることによって、この溶媒相に存在するウラン及びネプツニウムを除去する処理（Ｕ／Ｎｐ除去）
・  「Ｐｕ／Ｕ除去」により得た水相を、ＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰを含有する溶媒相と接触させることにより、「Ｐｕ／Ｕ除去」中にプルトニウム及びウランに追従して水相に含まれたネプツニウムの一部を取り除くとともに、ネプツニウムに追従して溶媒相に含まれたウランの一部を補うために、好ましくは当該水相が抽出機１１を離れる直前に、当該水相にウラン（ＩＶ）又はウラン（ＶＩ）を添加することを含む処理（Ｎｐ洗浄）
【００７９】
これにより、以下に掲げる３つの相が得られる。
・  「Ｕ／Ｎｐ除去」により得た溶媒相であって、もはやウラン、プルトニウム、又はネプツニウムを全く含有せず、再利用のために精製処理（不純物及びＴＢＰの分解産物を除去すること）を行なう一連の抽出機（図１に示さず）に送られるもの
・  「Ｕ／Ｎｐ除去」により得た水相であって、当初溶解液中に存在した９９〜９９．９％のウラン及び７０〜８０％のネプツニウムを含有しており、かつウラン及びネプツニウムが互いに分離されており、ウランを核分裂生成物から精製する一連の抽出機（図１に示さず）に送られるもの
・  「Ｎｐ洗浄」により得た水相であって、当初溶解液中に存在した９９％超のプルトニウム、ウラン（ＶＩ）及び（ＩＶ）並びに微量の核分裂生成物を含有するもの
【００８０】
次いで上記後者の水相は、例えば先に記載したように実行される、プルトニウム（III）及びウラン（ＩＶ）をそれぞれ酸化状態ＩＶ及びＶＩに戻し得る酸化処理と、濃縮処理と、貯蔵処理とに連続的に供されるユニットに送られる。
【００８１】
貯蔵処理により得た水相は、この相になおも存在する微量の核分裂生成物からプルトニウム及びウランを精製する工程を遂行する一連の抽出機（９〜１３）に送られる。
【００８２】
図２に示すように、この精製工程は以下に掲げる処理を含む。  
＊  貯蔵により得た水相を、ＨＴＰ中で３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰからなる溶媒相と接触させることによって、この水相からプルトニウムを酸化状態ＶＩで、かつウランを酸化状態ＶＩで抽出する処理（Ｐｕ／Ｕ共抽出）  
＊  先に記載した第１の実施形態のように遂行され、「Ｐｕ／Ｕ共抽出」により得た溶媒相から抽出された核分裂生成物を取り除く処理（ＰＦ洗浄）
＊  ウランを還元することなくＰｕ（ＩＶ）がＰｕ（III）に還元され得る還元剤（例えば、硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤によって安定化されたＮＨＡ）を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と、「ＰＦ洗浄」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相からプルトニウムを除去する処理（Ｐｕ除去）
＊  「Ｐｕ除去」により得た水相を３０％（ｖ／ｖ）のＴＢＰ及びＴＰＨからなる溶媒相と接触させることによって、除去時にプルトニウム（III）に追従して水相に含まれたウラン（ＶＩ）を取り除くとともに、好ましくは前記水相が抽出機１３を離れる直前において、混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ２のＵ（ＩＶ）／Ｐｕ（III）質量比に対応させるべく、抽出機の出口における当該質量比が例えば５０／５０と（又はこれと略等しく）なるように、ウラン（ＩＶ）を当該水相に添加することを含む処理（Ｕ洗浄）
【００８３】
これにより、以下に掲げる３つの相が得られる。
・  「Ｐｕバリア」により得た溶媒相であって、もはやプルトニウムを全く含有せず、専ら溶媒相の精製に用いられる一連の抽出機に向かって送られるもの
・  「Ｐｕ／Ｕ共抽出」により得た水相であって、サイクルから取り除かれた核分裂生成物を含有するもの
・  「Ｐｕ除去」により得た水相であって、ウラン（ＩＶ）及びプルトニウム（III）の混合物を含有し、かつ混合酸化物（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ２を得るための混合転換工程を担うワークショップに向けて直接送られるもの
【００８４】
本実施形態においても混合転換は、好ましくは特許文献２に記載されたように遂行される。
【００８５】
図３は、先の２つの実施形態と異なりウラン、プルトニウム及びネプツニウムの混合酸化物を得るための、本発明の第３の実施形態に係る方法を概略的に示すものである。
【００８６】
本実施形態は、分離工程が特許文献１の図５に例示されたＣＯＥＸ（登録商標）法に係る実施形態のように遂行される点、及び後続する貯蔵、精製、及び混合転換工程に供される水相が、プルトニウム及びウランだけでなくネプツニウムも含有する点において、先に記載した第２の実施形態と異なる。
【００８７】
よって図３に示すように、分離工程は以下に掲げる相違点を含む。
・  第２の実施形態の「Ｐｕ／Ｕ除去」処理は、ウラン（ＶＩ）を還元することなくＰｕ（ＩＶ）をＰｕ（III）に、かつＮｐ（ＶＩ）をＮｐ（Ｖ）に（後者は、ＴＢＰによってはさほど抽出され得ない）還元する還元剤（例えば、硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤によって安定化されたＮＨＡ）を含有する、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と、「Ｔｃ洗浄」により得た溶媒相を接触させることによって、この溶媒相のプルトニウム、ネプツニウム及びウランの一部を除去する処理（Ｐｕ／Ｕ／Ｎｐ除去）で置き換えられる。
・  第２の実施形態の「Ｎｐ洗浄」処理は割愛される。
・  第２の実施形態の「Ｕ／Ｎｐ除去」処理は、「Ｕバリア」により得た溶媒相に存在するウランを溶媒相から除去する処理（Ｕ除去）で置き換えられる。ネプツニウム自体は「Ｐｕ／Ｕ／Ｎｐ除去」及び「Ｐｕバリア」により完全に除去される。「Ｕ除去」は前記「Ｕ／Ｎｐ除去」と同様に遂行される。
【００８８】
したがって「Ｐｕ／Ｕ／Ｎｐ除去」により得た水相は、プルトニウム（III）、ウラン（ＶＩ）、ネプツニウム（Ｖ）、及び微量の核分裂生成物を含有する。
【００８９】
次にこの相は、先に記載したように酸化、濃縮及び貯蔵処理を受け、次いで精製を行なう一連の抽出機（９〜１３）に送られる。
【００９０】
この工程は、貯蔵により得た水相がネプツニウムを含有する点を考慮することを除き、先に記載した第２の実施形態の精製工程と同様に遂行される。すなわち以下の相違点を含む。
−  第２の実施形態の「Ｐｕ／Ｕ共抽出」処理は、前記水相中に存在するプルトニウム、ウラン及びネプツニウムを「Ｐｕ／Ｕ共抽出」処理と同様の手法で抽出する処理（Ｐｕ／Ｕ／Ｎｐ共抽出）で置き換えられる。
−  第２の実施形態の「Ｐｕ除去」処理は、「ＰＦ洗浄」により得た溶媒相を、低い酸性度を有する硝酸水相（例えば０．０５〜２Ｍの硝酸溶液）と接触させることによって、この溶媒相の酸化状態ＩＶのプルトニウムと、酸化状態IIIのネプツニウムを除去する処理（Ｐｕ／Ｎｐ除去）で置き換えられる。還元剤（例えば、硝酸ヒドラジニウムのような抗亜硝酸剤によって安定化されたＮＨＡ）が、ウランを還元することなくＰｕ（ＩＶ）がＰｕ（III）に、かつＮｐ（ＶＩ）が、Ｎｐ（Ｖ）に還元することを可能とする。
−  「Ｕ洗浄」中に添加される（かつＮｐ（Ｖ）をＮｐ（ＩＶ）に還元する効果を有する）ウラン（ＩＶ）の量は、Ｕ（ＩＶ）／Ｐｕ（III）／Ｎｐ（ＩＶ）質量比が混合酸化物（Ｐｕ、Ｕ、Ｎｐ）Ｏ２における当該質量比に対応して例えば４９／４９／２、又はこれと略等しくなるように調整される。
【００９１】
本発明の方法は、上記の実施形態に限定されるものではない。
【００９２】
例えば先に記載した３つの実施形態の精製工程に提供された「Ｐｕバリア」処理を割愛し、「Ｐｕ除去」（第１及び第２の実施形態の場合）又は「Ｐｕ／Ｎｐ除去」（第３の実施形態の場合）により得た溶媒相を、抽出機６に向けて送り返してもよい。この溶媒相は、次にこの抽出機に流入する溶媒相に添加され、プルトニウムが減損することを可能にする。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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