再処理工程
出典: フリー百科事典『ウィキペディア（Wikipedia）』 (2021/09/16 23:10 UTC 版)
「B205 (核施設)」の記事における「再処理工程」の解説
「PUREX法」も参照 再処理は基本的にミキサセトラを用いて行われる。まず最初に使用済み核燃料を溶解槽に投入し、硝酸で溶解する。液温と酸性度を適切な範囲に制御しながら反応を進め、溶液を1段目のミキサセトラに注入する。ここでリン酸トリブチルを用いた溶媒抽出法によりウランおよびプルトニウムをケロシンなどの有機溶媒相、それ以外の核分裂生成物等を水相に分離する。この段階で核分裂生成物のほとんどが除去されるため、後工程における放射線による溶媒の劣化を防ぐことができる。 ウラン、プルトニウムおよび残りの核分裂生成物を含む有機溶媒相は次のミキサセトラに導かれ、液-液抽出によりウランおよびプルトニウムを含む水相と核分裂生成物を含む水相に分離される。ウランとプルトニウムは、還元剤を用いてプルトニウムのみを不溶性の塩として固液分離することで分離回収される。残留する核分裂生成物を除去して純度を上げる場合には、追加のミキサセトラを用いて上記のプロセスを繰り返す。 ウランとプルトニウムは、それぞれ蒸発・乾燥させて後工程に送られる。
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