公开(公告)号：CN102137957A

公开(公告)日：2011-07-27

申请号：CN200980134008.4

申请日：2009-06-29

Applicant: 株式会社东芝

Inventor： 藤田玲子 ,  水口浩司 ,  中村等 ,  布施行基 ,  河本充 ,  伊藤胜

IPC: C25C3/26 ,  C22B3/26 ,  C22B34/14

CPC classification number: C25C3/26 ,  C22B34/1222 ,  C22B34/129 ,  C22B34/14 ,  Y02P10/23

Abstract: 本发明的目的是提供金属锆的制备方法，所述方法的步骤较少，所生成的二次废物量较小，其中金属锆从包含铪的锆化合物中得到。本发明制备金属锆的方法包括：分离步骤：将氯氧化铪从含有氯氧化锆和氯氧化铪的第一物质中分离，以得到具有更高含量氯氧化锆的第二物质；煅烧步骤：将第二物质煅烧，以得到包含氯氧化锆和氧化锆中至少任一种的第三物质；和直接还原步骤：将第三物质保持在熔融盐中，并使第三物质与阴极接触，且在阴极和阳极间施加电压，以直接还原第三物质而得到金属锆。

公开(公告)号：CN101593566A

公开(公告)日：2009-12-02

申请号：CN200910142025.4

申请日：2009-05-27

Applicant: 株式会社东芝

Inventor： 水口浩司 ,  藤田玲子 ,  布施行基 ,  中村等 ,  宇都宫一博 ,  川边晃宽

IPC: G21F9/06

CPC classification number: G21C19/46 ,  C25C1/22 ,  C25C3/34 ,  Y02P10/212 ,  Y02W30/883

Abstract: 本发明涉及一种乏燃料后处理方法。本发明的目的是：从乏燃料中分离大部分的U并将之作为轻水反应堆燃料回收，以及通过将Pu和MA(次锕系核素)与U一起回收，使之能够用于快堆的金属燃料。上述目的是通过本发明的乏燃料后处理方法实现的，该方法具有如下工序：将乏燃料溶解到硝酸溶液中的溶解工序(3)；将Np维持在5价、同时将Pu还原为3价的电解价调整工序(4)；使经过电解价调整工序的燃料与有机溶剂接触，并用提取剂提取6价U，从而回收UO2的提取工序(5)；使残留在硝酸溶液中的MA和裂变产物作为草酸沉淀物沉淀的草酸沉淀工序(6)；在草酸沉淀物中添加盐酸而将之转化为氯化物(9)的氯化工序(8)；使氯化物(9)在Ar气流中脱水从而合成无水氯化物(41)的脱水工序(40)；和，将无水氯化物(41)溶解到熔融盐中，利用电解在阴极回收U、Pu和MA的熔融盐电解工序(10)。

公开(公告)号：CN101593566B

公开(公告)日：2012-08-29

申请号：CN200910142025.4

申请日：2009-05-27

Applicant: 株式会社东芝

Inventor： 水口浩司 ,  藤田玲子 ,  布施行基 ,  中村等 ,  宇都宫一博 ,  川边晃宽

IPC: G21C19/44

CPC classification number: G21C19/46 ,  C25C1/22 ,  C25C3/34 ,  Y02P10/212 ,  Y02W30/883

Abstract: 本发明涉及一种乏燃料后处理方法。本发明的目的是：从乏燃料中分离大部分的U并将之作为轻水反应堆燃料回收，以及通过将Pu和MA(次锕系核素)与U一起回收，使之能够用于快堆的金属燃料。上述目的是通过本发明的乏燃料后处理方法实现的，该方法具有如下工序：将乏燃料溶解到硝酸溶液中的溶解工序(3)；将Np维持在5价、同时将Pu还原为3价的电解价调整工序(4)；使经过电解价调整工序的燃料与有机溶剂接触，并用提取剂提取6价U，从而回收UO2的提取工序(5)；使残留在硝酸溶液中的MA和裂变产物作为草酸沉淀物沉淀的草酸沉淀工序(6)；在草酸沉淀物中添加盐酸而将之转化为氯化物(9)的氯化工序(8)；使氯化物(9)在Ar气流中脱水从而合成无水氯化物(41)的脱水工序(40)；和，将无水氯化物(41)溶解到熔融盐中，利用电解在阴极回收U、Pu和MA的熔融盐电解工序(10)。

公开(公告)号：CN101650980A

公开(公告)日：2010-02-17

申请号：CN200910167005.2

申请日：2009-08-12

Applicant: 株式会社东芝

Inventor： 水口浩司 ,  藤田玲子 ,  布施行基 ,  中村等 ,  宇都宫一博 ,  田中信彦

IPC: G21C19/46 ,  G21F9/04

CPC classification number: G21C19/46 ,  B01D11/0434 ,  B01D11/0492 ,  B01D17/0217 ,  B01D17/047 ,  B01D17/06 ,  Y02W30/883

Abstract: 本发明提供一种使用过的核燃料的再加工方法，不设置从使用过的核燃料单独分离钚的工序就能够回收高纯度的铀，并且经过了再加工的钚的单独分离回收变得困难，对核扩散的抑制效果良好。在通过溶剂提取对将使用过的核燃料溶解于硝酸水溶液而得到燃料溶解液中含有的原子核素进行分离并回收的使用过的核燃料的再加工方法中，设置有：电解原子价调整工序，以燃料溶解液中含有的Pu的原子价为基准，到该钚的原子价成为3价为止、且不除去FP和MA地进行燃料溶解液中含有的溶解原子核素的电解还原；和原子核素分离工序，使用TBP溶剂，使Pu从经过了上述电解原子价调整工序的燃料溶解液分配到该TBP溶剂中。