JP3823593B2 - 使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法 - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所で発生する使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法に係り、特にフッ化物の揮発性の差を利用して使用済燃料からウランおよびプルトニウムを再処理して回収し、回収したウランおよびプルトニウムを燃料として再加工するのに好適な方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
使用済核燃料の再処理方法としては、例えば、M.Benedict他著，清瀬量平訳，原子力化学工学，第IV分冊，燃料再処理と放射性廃棄物管理の化学工学（日刊工業新聞社），１８頁以下に記載されている、湿式法のピュレックス法が広く採用されている。ピュレックス法は、使用済燃料を硝酸に溶解し、硝酸溶液中のウラン（Ｕ）とプルトニウム（Ｐｕ）をリン酸トリブチルの有機溶媒で抽出回収する方法である。
【０００３】
水溶液を使わない乾式法としては、２種類の溶融塩電解法が開発されており、開発国，機関の名前からロシア法およびＡＮＬ法と呼ばれている。ロシア法は、酸化物燃料を塩化物の溶融塩中に溶融し、Ｕ酸化物を電極へ析出させ、Ｐｕ酸化物を沈殿させ、それぞれ回収する方法である。ＡＮＬ法は、金属燃料をそのままあるいは酸化物燃料を金属に還元して塩化物の溶融塩に溶融し、Ｕ金属およびＰｕ金属を別々の電極（陰極）に回収する技術である。
【０００４】
溶融塩電解法以外の乾式再処理法としては、例えば、原子力工業第１７巻第３号５３頁以下に記載の、フッ化物の揮発性の差を利用して再処理を行うフッ化物揮発法が知られている。従来のフッ化物揮発法は、蒸留，部分凝縮，分別蒸留，吸着等の技術を駆使して、ＵとＰｕを高純度で回収する方法である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
使用済核燃料の再処理方法としての湿式ピュレックス法は、水溶液系であることや有機溶媒を使用することから、今後の高燃焼度燃料やＰｕの多い高速炉燃料では臨界制限が厳しくなることや溶媒の放射線分解による劣化等が問題になるといわれている。
【０００６】
一方、水溶液を使わない乾式法は、臨界の問題や放射線劣化の問題を回避しやすいといわれている。乾式法はいずれも開発途上にあるが、酸化物燃料が対象のロシア法は、製品の除染係数（ＤＦ）向上，塩廃棄物処理等の開発課題を有している。主に金属燃料が対象のＡＮＬ法は、酸化物処理には工程付加が必要であり、製品のＤＦ向上，塩廃棄物処理，処理速度向上等の開発課題を有している。
【０００７】
溶融塩電解法以外の乾式再処理法である従来型のフッ化物揮発法は、ＵとＰｕを高純度で回収するため、工程が複雑化すること、Ｐｕの精製過程等でＰｕのフッ化物の分解によりＰｕの回収率が低下すること等の課題があった。
【０００８】
本発明の目的は、臨界および放射線劣化の問題を回避でき、塩廃棄物処理が不必要で、製品ＤＦ向上，処理速度向上，工程簡素化，Ｐｕ回収率向上が可能な、種々燃料に適した再処理方法および再処理に続く合理的な燃料再加工方法を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
上記した本発明の目的のうち、臨界，放射線劣化，塩廃棄物処理の回避，処理速度の向上および種々燃料への適用性向上は、フッ化物揮発法を採用することにより達成できる。
【００１０】
再処理後の燃料（Ｕ，Ｐｕ）の使途を考慮すると、製品ＤＦの向上が必要な燃料はＵであり、本発明の特徴である再処理方法において、Ｕ，ＵとＰｕの混合物，核分裂生成物をそれぞれに分離回収することにより、フッ化物の安定なＵの
ＤＦ向上は容易に達成できる。
【００１１】
Ｕと同様に製品として回収されるＵとＰｕの混合物は、混合酸化物燃料としての使途を考慮すると、ＤＦを向上させる必要はなく、したがって精製工程を削除可能であり、このことによって工程の簡素化とＰｕの回収率向上が達成できる。また、再加工燃料としての価値の高いＵとＰｕの混合物は、本発明の特徴である燃料再加工方法において、ＵとＰｕのフッ化物の混合物を直接酸化し、振動充填法等の方法で再び混合酸化物燃料として加工することにより、再処理から燃料再加工までの一連の工程の簡素化および一連の工程におけるＰｕ回収率向上を達成できる。
【００１２】
【発明の実施の形態】
［実施例１］
本発明の第一の実施例である、軽水炉で発生する使用済核燃料棒を再処理する方法について図１を用いて説明する。
【００１３】
使用済燃料棒を脱被覆後あるいはそのままフッ化装置３へ装荷し、フッ化剤１をこの装置へ供給することにより、最もフッ素化物になり易いＵが最初に六フッ化ウラン(ＵＦ6）になり揮発する。フッ化剤１としてＵだけフッ化するようなフッ化物を選定することにより、揮発するＵは比較的高純度のものが得られる。この際、予めフッ化剤１の供給量に対するＵＦ6 の生成量を把握しておくか、生成するＵＦ6 の量を測定することにより、Ｐｕと混合すべき量のＵをフッ化装置内へ残しておく。揮発してＵＦ6 はそのままあるいは必要に応じて精製した後ボンベ内へ保管貯蔵する。Ｕを再濃縮する場合はＵＦ6 のまま保管した方が効率的であり、再濃縮しない場合は酸化物に変換した方が貯蔵スペースを小さくできる。
次に、フッ化剤１より強力なフッ化剤２をフッ化装置へ供給し、Ｐｕと残りのＵをフッ化して揮発させる。フッ化剤２はＰｕを全量（ほぼ１００％）揮発するために用いることより、十分強力な試薬を適用する。フッ化剤２が酸化作用を有しているとＰｕの揮発は比較的スムーズに進行する。この際、Ｕ，Ｐｕ以外の核種、例えばネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）あるいはヨウ素（Ｉ），テクネシウム（Ｔｃ）等も一部あるいは全部フッ化するが、ＵとＰｕの混合物は遠隔技術で燃料に加工するので、問題は生じない。また、Ｐｕ量を調整することにより原子炉内でも十分燃焼する。むしろ、不純物核種が混入した方が、核物質としての取扱が困難となり、核不拡散上好都合である。回収されたＵとＰｕの混合物はフッ化物から酸化物に変換され、混合酸化物燃料（ＭＯＸ）として再利用される。変換の際、遊離するフッ素はフッ化剤としてリサイクル使用される。
最終的に、フッ化装置３内には不揮発性の核分裂生成物が高レベル廃棄物として残る。これらは酸化物あるいは金属として残存するので、そのまま圧縮成型，ガラス固化，セラミック固化，人工岩石固化することにより、安定に貯蔵，処分できる。
【００１４】
以上、本実施例によれば、フッ化装置３だけで使用済核燃料棒からＵ，ＵとＰｕの混合物，核分裂生成物をそれぞれに分離して回収することができるので、再処理システムの簡素化および再処理プラントの建設，運転コスト低減が可能となる効果がある。再処理システムが簡素化し、ＦＰ等の廃棄物の発生場所が限られ、フッ素等をリサイクル使用するので、放射性廃棄物量の低減が可能となる。回収されるＵは比較的高純度のため貯蔵保管や再濃縮が容易であり、ＵとＰｕの混合物は比較的不純物核種を多く含むため核拡散（核兵器転用）を防止できる効果がある。適切なフッ化剤の選定によりＮｐ，Ａｍ，Ｉ，Ｔｃ等の長半減期核種を回収できるので、高レベル廃棄物の管理負担を軽減できる効果がある。
【００１５】
［実施例２］
本発明の第二の実施例である、高速炉で発生する使用済核燃料棒を再処理し、回収するＵとＰｕの混合物を核燃料物質として再加工する方法について図２を用いて説明する。
【００１６】
使用済燃料棒を必要に応じてせん断した後、熱分解炉４へ装荷し、水素ガス等の水素化剤を供給して核燃料物質および被覆管を一旦水素化物に変換する。水素化物変換後、酸素ガス等の酸化物化剤を供給して水素化物を酸化物に変換する。各変換過程で結晶形や格子定数が変化するので、核燃料物質と被覆管は粉体化する。また、ヨウ素等の揮発性核分裂生成物（ＦＰ）は揮発除去される。粉体化や揮発の程度を高めるためには、加熱や水素化物―酸化物の変換回数の増加が有効である。揮発したヨウ素は銀系吸着材等で除去され、粉体化した核燃料物質と被覆管はフッ化塔５へ移送される。
【００１７】
フッ化塔５へ移送された核燃料物質と被覆管は、実施例１と同様に２段階フッ化される。すなわち、まずＢｒＦ5 等のフッ化剤１を供給することにより、大部分のＵがＵＦ6 の形態で揮発する。この際、予めフッ化剤１の供給量に対するＵＦ6 の生成量を把握しておくか、生成するＵＦ6 の量を測定することにより、Ｐｕと混合すべき量のＵをフッ化塔内へ残しておく。次に、Ｆ2 等のフッ化剤２をフッ化塔５へ供給し、Ｐｕ全量と残りのＵをフッ化して揮発させる。この際、Ｕ，Ｐｕ以外の核種、例えばネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）あるいはヨウ素（Ｉ），テクネシウム（Ｔｃ）等も一部あるいは全部フッ化するが、ＵとＰｕの混合物は遠隔技術で燃料に加工するので、問題は生じない。また、Ｐｕ量を調整することにより原子炉内でも十分燃焼する。むしろ、不純物核種が混入した方が、核物質としての取扱が困難となり、核不拡散上好都合である。
【００１８】
１段目のフッ化で揮発したＵＦ6 は、ＮａＦトラップ等の吸着塔およびもしくは凝縮塔で共存する不純物核種を除去して精製し、ボンベ内に保管するか、再濃縮あるいは燃料製造の工程へ移送される。精製が不要な場合はそのままとする。精製後あるいは精製せず燃料製造工程に送られ、燃料製造工程で二酸化ウラン（ＵＯ2)に変換されたＵは、下記するＵとＰｕの混合フッ化物を酸化物に転換するための核（種）として使用できる。精製の過程で除去されたＦＰは、他の工程で除去されるＦＰといっしょに高レベル廃棄物として管理される。
【００１９】
２段目のフッ化で揮発したＵとＰｕの混合フッ化物は、予め種となる二酸化ウラン粒子（粉末）を装荷しておいた酸化物転換塔６に水蒸気や水素ガスとともに供給され、ＵとＰｕの混合酸化物粒子に変換される。混合フッ化物は水蒸気と水素ガスの作用により種粒子の表面で酸化物になり、積層されて大粒径粒子を形成する。この際、種となる二酸化ウラン粒子の大きさと供給ガス流量および組成，反応時間を調整することにより、混合酸化物粒子の大きさを制御できる。反応後の混合酸化物粒子は、真球ではなく、歪んだ球形となる。これらのＵとＰｕの混合酸化物燃料粒子は、燃料加工工程へ送られて振動充填により再び燃料として加工される。混合酸化物への変換の際発生するフッ素を含むガスは、フッ化剤としてリサイクル使用される。
【００２０】
最終的に、フッ化塔５内には不揮発性のＦＰが高レベル廃棄物として残る。これらは酸化物あるいは金属として残存するので、他の工程で発生するＦＰと混合してそのままの形態で圧縮成型するか、ガラス固化，セラミック固化，人工岩石固化等で廃棄体として成型することにより、安定に貯蔵，処分できる。
【００２１】
以上、本実施例によれば、熱分解炉，フッ化塔，吸着塔，酸化物転換塔および振動充填装置だけの簡単なシステムで、使用済核燃料からＵ，ＵとＰｕの混合物，ＦＰをそれぞれに分離して回収することができるので、再処理プラントの建設，運転コスト低減が可能となる効果がある。再処理システムが簡素化し、フッ素等をリサイクル使用するので、放射性廃棄物量の低減が可能となる。回収されるＵは精製工程を経て高純度となるため貯蔵保管や再濃縮，燃料（ペレット）製造が容易となり、ＵとＰｕの混合物は比較的不純物核種を多く含むため核拡散（核兵器転用）を防止できる効果がある。適切なフッ化剤の選定によりＮｐ，Ａｍ，Ｉ，Ｔｃ等の長半減期核種を回収できるので、高レベル廃棄物の管理負担を軽減できる効果がある。また、熱分解炉により燃料を微細化するため、ＵやＵとＰｕの混合物のフッ化を促進して核燃料物質の回収率を向上できる。酸化物転換塔で生成したＵとＰｕの混合酸化物をそのまま振動充填用の燃料とするため、核燃料物質、特にＰｕの回収率を向上できる。この際、わざわざ振動充填用燃料を製造する必要がないので、燃料製造加工コストを低減できる効果がある。ＵとＰｕの混合酸化物は不純物核種を含み比較的高線量率であるが、振動充填で燃料として再加工するので、被ばく量を低減できる。
【００２２】
【発明の効果】
本発明によれば使用済核燃料の再処理を行うに際して、従来の方法よりも、種々の点で効果が発揮できる。即ち、ウランを高純度で回収するため、ウランの再利用、例えば再濃縮、が容易になりかつウランの保管等の際の管理が極めて容易である。またウランとプルトニウムを混合物としてかつ直接燃料再加工原料として回収できるため、燃料再加工コストを低下できるとともに高純度のプルトニウムを単独で扱わないため核不拡散性も高くできる。従来の方法に比べ装置，処理施設を簡略化できるため経済性を向上できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の好適な一実施例である使用済核燃料の再処理方法に用いられる使用済燃料再処理装置の構成図である。
【図２】本発明の他の一実施例である使用済核燃料からの燃料再加工方法に用いられる再処理燃料再加工装置の構成図である。
【符号の説明】
３…フッ化装置、４…熱分解炉、５…フッ化塔、６…酸化物転換塔。
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所で発生する使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法に係り、特にフッ化物の揮発性の差を利用して使用済燃料からウランおよびプルトニウムを再処理して回収し、回収したウランおよびプルトニウムを燃料として再加工するのに好適な方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
使用済核燃料の再処理方法としては、例えば、M.Benedict他著，清瀬量平訳，原子力化学工学，第IV分冊，燃料再処理と放射性廃棄物管理の化学工学（日刊工業新聞社），１８頁以下に記載されている、湿式法のピュレックス法が広く採用されている。ピュレックス法は、使用済燃料を硝酸に溶解し、硝酸溶液中のウラン（Ｕ）とプルトニウム（Ｐｕ）をリン酸トリブチルの有機溶媒で抽出回収する方法である。
【０００３】
水溶液を使わない乾式法としては、２種類の溶融塩電解法が開発されており、開発国，機関の名前からロシア法およびＡＮＬ法と呼ばれている。ロシア法は、酸化物燃料を塩化物の溶融塩中に溶融し、Ｕ酸化物を電極へ析出させ、Ｐｕ酸化物を沈殿させ、それぞれ回収する方法である。ＡＮＬ法は、金属燃料をそのままあるいは酸化物燃料を金属に還元して塩化物の溶融塩に溶融し、Ｕ金属およびＰｕ金属を別々の電極（陰極）に回収する技術である。
【０００４】
溶融塩電解法以外の乾式再処理法としては、例えば、原子力工業第１７巻第３号５３頁以下に記載の、フッ化物の揮発性の差を利用して再処理を行うフッ化物揮発法が知られている。従来のフッ化物揮発法は、蒸留，部分凝縮，分別蒸留，吸着等の技術を駆使して、ＵとＰｕを高純度で回収する方法である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
使用済核燃料の再処理方法としての湿式ピュレックス法は、水溶液系であることや有機溶媒を使用することから、今後の高燃焼度燃料やＰｕの多い高速炉燃料では臨界制限が厳しくなることや溶媒の放射線分解による劣化等が問題になるといわれている。
【０００６】
一方、水溶液を使わない乾式法は、臨界の問題や放射線劣化の問題を回避しやすいといわれている。乾式法はいずれも開発途上にあるが、酸化物燃料が対象のロシア法は、製品の除染係数（ＤＦ）向上，塩廃棄物処理等の開発課題を有している。主に金属燃料が対象のＡＮＬ法は、酸化物処理には工程付加が必要であり、製品のＤＦ向上，塩廃棄物処理，処理速度向上等の開発課題を有している。
【０００７】
溶融塩電解法以外の乾式再処理法である従来型のフッ化物揮発法は、ＵとＰｕを高純度で回収するため、工程が複雑化すること、Ｐｕの精製過程等でＰｕのフッ化物の分解によりＰｕの回収率が低下すること等の課題があった。
【０００８】
本発明の目的は、臨界および放射線劣化の問題を回避でき、塩廃棄物処理が不必要で、製品ＤＦ向上，処理速度向上，工程簡素化，Ｐｕ回収率向上が可能な、種々燃料に適した再処理方法および再処理に続く合理的な燃料再加工方法を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
上記した本発明の目的のうち、臨界，放射線劣化，塩廃棄物処理の回避，処理速度の向上および種々燃料への適用性向上は、フッ化物揮発法を採用することにより達成できる。
【００１０】
再処理後の燃料（Ｕ，Ｐｕ）の使途を考慮すると、製品ＤＦの向上が必要な燃料はＵであり、本発明の特徴である再処理方法において、Ｕ，ＵとＰｕの混合物，核分裂生成物をそれぞれに分離回収することにより、フッ化物の安定なＵの
ＤＦ向上は容易に達成できる。
【００１１】
Ｕと同様に製品として回収されるＵとＰｕの混合物は、混合酸化物燃料としての使途を考慮すると、ＤＦを向上させる必要はなく、したがって精製工程を削除可能であり、このことによって工程の簡素化とＰｕの回収率向上が達成できる。また、再加工燃料としての価値の高いＵとＰｕの混合物は、本発明の特徴である燃料再加工方法において、ＵとＰｕのフッ化物の混合物を直接酸化し、振動充填法等の方法で再び混合酸化物燃料として加工することにより、再処理から燃料再加工までの一連の工程の簡素化および一連の工程におけるＰｕ回収率向上を達成できる。
【００１２】
【発明の実施の形態】
［実施例１］
本発明の第一の実施例である、軽水炉で発生する使用済核燃料棒を再処理する方法について図１を用いて説明する。
【００１３】
使用済燃料棒を脱被覆後あるいはそのままフッ化装置３へ装荷し、フッ化剤１をこの装置へ供給することにより、最もフッ素化物になり易いＵが最初に六フッ化ウラン(ＵＦ6）になり揮発する。フッ化剤１としてＵだけフッ化するようなフッ化物を選定することにより、揮発するＵは比較的高純度のものが得られる。この際、予めフッ化剤１の供給量に対するＵＦ6 の生成量を把握しておくか、生成するＵＦ6 の量を測定することにより、Ｐｕと混合すべき量のＵをフッ化装置内へ残しておく。揮発してＵＦ6 はそのままあるいは必要に応じて精製した後ボンベ内へ保管貯蔵する。Ｕを再濃縮する場合はＵＦ6 のまま保管した方が効率的であり、再濃縮しない場合は酸化物に変換した方が貯蔵スペースを小さくできる。
次に、フッ化剤１より強力なフッ化剤２をフッ化装置へ供給し、Ｐｕと残りのＵをフッ化して揮発させる。フッ化剤２はＰｕを全量（ほぼ１００％）揮発するために用いることより、十分強力な試薬を適用する。フッ化剤２が酸化作用を有しているとＰｕの揮発は比較的スムーズに進行する。この際、Ｕ，Ｐｕ以外の核種、例えばネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）あるいはヨウ素（Ｉ），テクネシウム（Ｔｃ）等も一部あるいは全部フッ化するが、ＵとＰｕの混合物は遠隔技術で燃料に加工するので、問題は生じない。また、Ｐｕ量を調整することにより原子炉内でも十分燃焼する。むしろ、不純物核種が混入した方が、核物質としての取扱が困難となり、核不拡散上好都合である。回収されたＵとＰｕの混合物はフッ化物から酸化物に変換され、混合酸化物燃料（ＭＯＸ）として再利用される。変換の際、遊離するフッ素はフッ化剤としてリサイクル使用される。
最終的に、フッ化装置３内には不揮発性の核分裂生成物が高レベル廃棄物として残る。これらは酸化物あるいは金属として残存するので、そのまま圧縮成型，ガラス固化，セラミック固化，人工岩石固化することにより、安定に貯蔵，処分できる。
【００１４】
以上、本実施例によれば、フッ化装置３だけで使用済核燃料棒からＵ，ＵとＰｕの混合物，核分裂生成物をそれぞれに分離して回収することができるので、再処理システムの簡素化および再処理プラントの建設，運転コスト低減が可能となる効果がある。再処理システムが簡素化し、ＦＰ等の廃棄物の発生場所が限られ、フッ素等をリサイクル使用するので、放射性廃棄物量の低減が可能となる。回収されるＵは比較的高純度のため貯蔵保管や再濃縮が容易であり、ＵとＰｕの混合物は比較的不純物核種を多く含むため核拡散（核兵器転用）を防止できる効果がある。適切なフッ化剤の選定によりＮｐ，Ａｍ，Ｉ，Ｔｃ等の長半減期核種を回収できるので、高レベル廃棄物の管理負担を軽減できる効果がある。
【００１５】
［実施例２］
本発明の第二の実施例である、高速炉で発生する使用済核燃料棒を再処理し、回収するＵとＰｕの混合物を核燃料物質として再加工する方法について図２を用いて説明する。
【００１６】
使用済燃料棒を必要に応じてせん断した後、熱分解炉４へ装荷し、水素ガス等の水素化剤を供給して核燃料物質および被覆管を一旦水素化物に変換する。水素化物変換後、酸素ガス等の酸化物化剤を供給して水素化物を酸化物に変換する。各変換過程で結晶形や格子定数が変化するので、核燃料物質と被覆管は粉体化する。また、ヨウ素等の揮発性核分裂生成物（ＦＰ）は揮発除去される。粉体化や揮発の程度を高めるためには、加熱や水素化物―酸化物の変換回数の増加が有効である。揮発したヨウ素は銀系吸着材等で除去され、粉体化した核燃料物質と被覆管はフッ化塔５へ移送される。
【００１７】
フッ化塔５へ移送された核燃料物質と被覆管は、実施例１と同様に２段階フッ化される。すなわち、まずＢｒＦ5 等のフッ化剤１を供給することにより、大部分のＵがＵＦ6 の形態で揮発する。この際、予めフッ化剤１の供給量に対するＵＦ6 の生成量を把握しておくか、生成するＵＦ6 の量を測定することにより、Ｐｕと混合すべき量のＵをフッ化塔内へ残しておく。次に、Ｆ2 等のフッ化剤２をフッ化塔５へ供給し、Ｐｕ全量と残りのＵをフッ化して揮発させる。この際、Ｕ，Ｐｕ以外の核種、例えばネプツニウム（Ｎｐ）やアメリシウム（Ａｍ）あるいはヨウ素（Ｉ），テクネシウム（Ｔｃ）等も一部あるいは全部フッ化するが、ＵとＰｕの混合物は遠隔技術で燃料に加工するので、問題は生じない。また、Ｐｕ量を調整することにより原子炉内でも十分燃焼する。むしろ、不純物核種が混入した方が、核物質としての取扱が困難となり、核不拡散上好都合である。
【００１８】
１段目のフッ化で揮発したＵＦ6 は、ＮａＦトラップ等の吸着塔およびもしくは凝縮塔で共存する不純物核種を除去して精製し、ボンベ内に保管するか、再濃縮あるいは燃料製造の工程へ移送される。精製が不要な場合はそのままとする。精製後あるいは精製せず燃料製造工程に送られ、燃料製造工程で二酸化ウラン（ＵＯ2)に変換されたＵは、下記するＵとＰｕの混合フッ化物を酸化物に転換するための核（種）として使用できる。精製の過程で除去されたＦＰは、他の工程で除去されるＦＰといっしょに高レベル廃棄物として管理される。
【００１９】
２段目のフッ化で揮発したＵとＰｕの混合フッ化物は、予め種となる二酸化ウラン粒子（粉末）を装荷しておいた酸化物転換塔６に水蒸気や水素ガスとともに供給され、ＵとＰｕの混合酸化物粒子に変換される。混合フッ化物は水蒸気と水素ガスの作用により種粒子の表面で酸化物になり、積層されて大粒径粒子を形成する。この際、種となる二酸化ウラン粒子の大きさと供給ガス流量および組成，反応時間を調整することにより、混合酸化物粒子の大きさを制御できる。反応後の混合酸化物粒子は、真球ではなく、歪んだ球形となる。これらのＵとＰｕの混合酸化物燃料粒子は、燃料加工工程へ送られて振動充填により再び燃料として加工される。混合酸化物への変換の際発生するフッ素を含むガスは、フッ化剤としてリサイクル使用される。
【００２０】
最終的に、フッ化塔５内には不揮発性のＦＰが高レベル廃棄物として残る。これらは酸化物あるいは金属として残存するので、他の工程で発生するＦＰと混合してそのままの形態で圧縮成型するか、ガラス固化，セラミック固化，人工岩石固化等で廃棄体として成型することにより、安定に貯蔵，処分できる。
【００２１】
以上、本実施例によれば、熱分解炉，フッ化塔，吸着塔，酸化物転換塔および振動充填装置だけの簡単なシステムで、使用済核燃料からＵ，ＵとＰｕの混合物，ＦＰをそれぞれに分離して回収することができるので、再処理プラントの建設，運転コスト低減が可能となる効果がある。再処理システムが簡素化し、フッ素等をリサイクル使用するので、放射性廃棄物量の低減が可能となる。回収されるＵは精製工程を経て高純度となるため貯蔵保管や再濃縮，燃料（ペレット）製造が容易となり、ＵとＰｕの混合物は比較的不純物核種を多く含むため核拡散（核兵器転用）を防止できる効果がある。適切なフッ化剤の選定によりＮｐ，Ａｍ，Ｉ，Ｔｃ等の長半減期核種を回収できるので、高レベル廃棄物の管理負担を軽減できる効果がある。また、熱分解炉により燃料を微細化するため、ＵやＵとＰｕの混合物のフッ化を促進して核燃料物質の回収率を向上できる。酸化物転換塔で生成したＵとＰｕの混合酸化物をそのまま振動充填用の燃料とするため、核燃料物質、特にＰｕの回収率を向上できる。この際、わざわざ振動充填用燃料を製造する必要がないので、燃料製造加工コストを低減できる効果がある。ＵとＰｕの混合酸化物は不純物核種を含み比較的高線量率であるが、振動充填で燃料として再加工するので、被ばく量を低減できる。
【００２２】
【発明の効果】
本発明によれば使用済核燃料の再処理を行うに際して、従来の方法よりも、種々の点で効果が発揮できる。即ち、ウランを高純度で回収するため、ウランの再利用、例えば再濃縮、が容易になりかつウランの保管等の際の管理が極めて容易である。またウランとプルトニウムを混合物としてかつ直接燃料再加工原料として回収できるため、燃料再加工コストを低下できるとともに高純度のプルトニウムを単独で扱わないため核不拡散性も高くできる。従来の方法に比べ装置，処理施設を簡略化できるため経済性を向上できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の好適な一実施例である使用済核燃料の再処理方法に用いられる使用済燃料再処理装置の構成図である。
【図２】本発明の他の一実施例である使用済核燃料からの燃料再加工方法に用いられる再処理燃料再加工装置の構成図である。
【符号の説明】
３…フッ化装置、４…熱分解炉、５…フッ化塔、６…酸化物転換塔。
Claims (6)
- 使用済燃料をフッ化して成分を揮発させ、ウランとプルトニウムを回収する再処理方法において、弱いフッ化剤を用いるかフッ化剤濃度を小さくすることで、フッ化しやすいウランをフッ化物として揮発回収し、その後、強いフッ化剤を用いるかフッ化剤濃度を大きくすることで、フッ化しにくいプルトニウムをフッ化物として揮発回収し、核分裂生成物を残さとして残す事により、ウラン，プルトニウム，核分裂生成物をそれぞれに分離し、
フッ化において揮発するウランとプルトニウムのフッ化物の混合物を直接酸化し、ウランとプルトニウムの混合酸化物として回収し、再び燃料として加工することを特徴とする使用済核燃料からの燃料再加工方法。 - 請求項１において、使用済核燃料が酸化物，金属，窒化物であり、必要に応じてフッ化する前に使用済核燃料を酸化，還元処理等により微細化することを特徴とする使用済燃料からの燃料再加工方法。
- 請求項１において、長半減期のヨウ素，テクネチウム等の核分裂生成物およびもしくはネプツニウム，アメリシウム等のマイナーアクチニドをフッ化により揮発させ、ウランもしくはプルトニウムとともに回収することを特徴とする使用済核燃料からの燃料再加工方法。
- 請求項１において、回収したウランとプルトニウムの混合酸化物を軽水炉，高転換炉，高速炉の燃料として使用することを特徴とする使用済核燃料からの燃料再加工方法。
- 請求項１において、酸化物として回収するウランとプルトニウムの混合物を粉末もしくは顆粒状とし、これらを燃料被覆管中に振動充填することを特徴とする使用済核燃料からの燃料再加工方法。
- 使用済燃料をフッ化して成分を揮発させ、プルトニウムとウランの混合物および高純度のウランを分離回収する再処理方法において、弱いフッ化剤を用いるかフッ化剤濃度を小さくすることで、フッ化しやすいウランをフッ化物として揮発回収し、その後、強いフッ化剤を用いるかフッ化剤濃度を大きくすることで、フッ化しにくプルトニウムと残りのウランをフッ化物として揮発回収し、核分裂生成物を残さとして残す事により、ウラン，プルトニウムとウランの混合物，核分裂生成物をそれぞれに分離し回収する使用済燃料の再処理方法であって、
弱いフッ化剤を用いるかフッ化剤濃度を小さくすることでフッ化しやすいウランをフッ化物として揮発回収する際に、回収されたウランフッ化物量をモニタして弱いフッ化剤または低い濃度のフッ化剤の供給量を調整し、プルトニウムとウランの混合物におけるウランとプルトニウムの比率を調整することを特徴とする使用済燃料の再処理方法。
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