フッ化物揮発性は、高度にフッ素化された分子が比較的低温で蒸発する傾向です。七フッ化物、六フッ化物、五フッ化物は、より原子価の低いフッ化物よりも沸点がはるかに低くなります。ほとんどの二フッ化物と三フッ化物は高い沸点を持ちますが、ほとんどの四フッ化物と一フッ化物はその中間に位置します。「フッ化物揮発性」という用語は、特に放射性核種の分離の文脈で使用される専門用語です。
ボラティリティと価数

大部分の元素の原子価は、最も高い既知のフッ化物に基づいています。
大まかに言えば、フッ化物の揮発性を利用して、原子価が 5 以上の元素を除去することができます。ウラン、ネプツニウム、プルトニウム、半金属(テルル、アンチモン)、非金属(セレン)、ハロゲン(ヨウ素、臭素)、中間遷移金属(ニオブ、モリブデン、テクネチウム、ルテニウム、おそらくロジウム)です。この成分には、熱水炉で核燃料として最も簡単に再利用できるアクチニドと、核変換による処分に最適な2 つの長寿命核分裂生成物であるTc-99とI-129、およびSe-79が含まれます。
希ガス(キセノン、クリプトン)はフッ素化がなくても揮発性があり、はるかに低い温度以外では凝縮しません。
残るのは、アルカリ金属(セシウム、ルビジウム)、アルカリ土類金属(ストロンチウム、バリウム)、ランタノイド、残りのアクチノイド(アメリシウム、キュリウム)、残りの遷移金属(イットリウム、ジルコニウム、パラジウム、銀)、および遷移後金属(スズ、インジウム、カドミウム)です。この分留物には、数十年スケールで放射線の危険性がある核分裂生成物(Cs-137、Sr-90、Sm-151)、残りの4つの長寿命核分裂生成物 (Cs-135、Zr-93、Pd-107、Sn-126、このうち最後のものだけが強い放射線を放出する)、ほとんどの中性子毒、および数百年から数千年のスケールで放射線の危険性があり、ガンマ線のために取り扱いが難しいが高速炉で核分裂可能な高次アクチニド(アメリシウム、キュリウム、カリホルニウム)が含まれています。アメリシウムは電離煙探知器に使用され、カリホルニウムは自発核分裂に基づく中性子源として使用されます。キュリウムは原子炉以外では非常に限られた用途しかありません。核分裂性だが非核分裂性のアクチノイドは、加速器駆動システムなどの外部中性子源を使用して、未臨界原子炉で使用または処分することができます。
再処理方法
ウラン酸化物はフッ素と反応して気体の六フッ化ウランを形成し、プルトニウムの大部分は気体の六フッ化プルトニウムと反応し、核分裂生成物の大部分(特に陽性元素:ランタノイド、ストロンチウム、バリウム、イットリウム、セシウム)は不揮発性フッ化物を形成する。核分裂生成物中の少数の金属(遷移金属の ニオブ、ルテニウム、テクネチウム、モリブデン、ハロゲン ヨウ素)は揮発性(沸点 < 200 °C)フッ化物を形成し、不活性ガスとともにウランおよびプルトニウムの六フッ化物に付随する。その後、蒸留によって混合物から六フッ化ウランを分離する。[1] [2]
非揮発性のアルカリ核分裂生成物とマイナーアクチニド分画は、非水性の「乾式」電気化学処理(熱化学)法によるさらなる処理に最適です。ランタニドフッ化物は、溶媒抽出を使用するPUREX、DIAMEX、SANEXなどの水性再処理法で使用される硝酸に溶解しにくいです。フッ化物の揮発性は、使用済み核燃料を再処理するために設計されたいくつかの熱化学プロセスの 1 つにすぎません。
チェコ共和国レシュにあるレシュ原子力研究所は、粉砕した酸化ウラン(使用済み燃料ペレットを模擬)をフッ素化装置に投入し、フッ素ガス中で粒子を燃焼させて六フッ化ウランを形成するスクリュードーザーを試験した。[3]
日立は、ウランを抽出するためのフッ化物揮発性と、プルトニウムやその他の超ウラン元素を抽出するためのより伝統的な溶媒抽出法(PUREX)を組み合わせたFLUOREXと呼ばれる技術を開発しました。[4] FLUOREXベースの燃料サイクルは、低減減速水型原子炉で使用することを目的としています。[5]
フッ化物には水溶性のものもあれば、水溶性でないものもあり(溶解度表を参照)、水溶液中で分離することができます。しかし、水を加える前にトリチウム(三元核分裂の一般的な生成物)[6] [7]を完全に除去せずに行われるすべての水性プロセスは、水から除去するのが難しいトリチウム水で水を汚染します。 [8] [9] [10]可溶性フッ化物を形成するいくつかの元素は、不溶性塩化物を形成します。適切な可溶性塩化物(例:塩化ナトリウム)を加えると、それらの陽イオンが塩析します。一例は、水溶性のフッ化銀(I)で、これは可溶性塩化物を加えると 塩化銀の 沈殿を形成します。
フッ化物の中には水と激しく反応し、非常に腐食性の高いフッ化水素を形成するものもある。フッ化物を含む水性プロセスを使用する場合は、この点を考慮する必要がある。[11]
必要に応じて、脱イオン化プロセスと同様の一連のさらなる陰イオン添加を使用して、さまざまな陽イオンを分離し、廃棄、さらなる処理、または使用することができます。
関連プロパティの表
参照
注記
- 欠落しているトップフッ化物: [13]
- PrF 4(90℃で分解するため)
- TbF 4(300℃で分解するため)
- CeF 4(600℃で分解するため)
- 安定フッ化物なし:Kr [14]
参考文献
- ^ Uhlir, Jan. 「チェコ共和国における乾式核燃料再処理の経験」(PDF)。OECD原子力機関。2008年 5 月 21 日閲覧。
- ^ Uhlir, Jan. 「チェコ共和国における熱化学分割法の研究開発」(PDF)。OECD原子力機関。 2008年5月21日閲覧。
- ^ Markvart, Milos. 「フッ化物揮発性分離プロセスのためのウラン酸化物粉末投与の開発」(PDF) 。 2004年11月17日時点のオリジナル(PDF)からアーカイブ。 2008年5月21日閲覧。
- ^ 「燃料サイクル:日立GEニュークリア・エナジー株式会社」
- ^ 「次世代原子炉システムと未来のエネルギー:日立評論」www.hitachi.com。 2013年2月19日時点のオリジナルよりアーカイブ。2022年1月17日閲覧。
- ^ https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/5581212.pdf
- ^ https://nucleus.iaea.org/sites/htgr-kb/HTR2014/Paper%20list/Track8/HTR2014-81096.pdf
- ^ https://www.nuclearsolutions.veolia.com/en/our-expertise/technologies/our-modular-detritiation-system-mds-remove-tritium
- ^ https://www.researchgate.net/publication/336994234_A_COMPACT_LOW_COST_TRITIUM_REMOVAL_PLANT_FOR_CANDU-6_REACTORS
- ^ https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Contract-for-Cernavoda-tritium-removal-facility
- ^ https://www.mdpi.com/2227-9717/11/4/988
- ^ 「三フッ化窒素ベースのフッ化物揮発性分離プロセス:初期研究」(PDF)。p. 1。2024年8月22日閲覧。
- ^ CRC 化学・物理ハンドブック、第 88 版、Wayback Machineで 2010 年 7 月 4 日にアーカイブ。(PDF)。2010 年 11 月 14 日に取得。
- ^ フッ素ガスによる貴金属精錬 – 特許 5076839。Freepatentsonline.com。2010 年 11 月 14 日に取得。
外部リンク
- 溶融フッ化物媒体中のアクチニドとランタニドの分離のための電気化学プロセスの研究 ( PDF )
- 「精留による揮発性フッ化物からの UF6 の分離と精製」(PDF) 。2005 年 1 月 13 日のオリジナル(PDF)からアーカイブ。
- 溶融塩炉実験からの燃料キャリア塩の一部を低圧蒸留 (PDF)
- フッ化物揮発プロセスを利用して核変換された使用済み核燃料からテクネチウムを抽出する (PDF)
- 劣化ウラン六フッ化物残渣シリンダーにおける超ウラン元素およびテクネチウム汚染の特性評価戦略のピアレビュー (PDF)
- 無機化合物の物理定数 (PDF)
