JP2003043187A - Reprocessing apparatus of spent nuclear fuel - Google Patents

Reprocessing apparatus of spent nuclear fuel

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健治 小泉
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To enhance flexibility in a container arrangement, to enlarge an apparatus, to increase a throughput, and to lengthen the service life by integrating a cathode and an anode as an electrode module. SOLUTION: This reprocessing apparatus has a crucible 31 for housing molten salt 30, a heating means (a heating furnace 32) for heating the molten salt, and the electrode module 33 inserted into the molten salt. The electrode module is composed of the bar-shaped cathode 37 positioned in the center, the cylindrical anode 38 positioned at an interval to surround the cathode, and an insulating material 39 for joining and holding both, and is formed as a structure that a suction port 40 opens in a lower part of the anode, and a discharge port 41 opens in the vicinity of a molten salt liquid level of the anode. Deposit is deposited on the cathode by electrolysis by carrying an electric current to the molten salt between the anode and the cathode in a state of dissolving spent nuclear fuel in the molten salt. The molten salt is sucked in from the suction port by a gas lift effect using gas generated in the anode, and is made to flow out to the outside of the anode from the discharge port, and the molten salt in the crucible is agitated.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【０００１】[0001]

【発明の属する技術分野】本発明は、溶融塩電解を利用
した使用済核燃料の再処理装置に関し、更に詳しく述べ
ると、陰極の周りを陽極で囲んだ構造の電極モジュール
を用い、処理速度の向上とコンパクト化、並びに装置の
長寿命化を図った使用済核燃料の再処理装置に関するも
のである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an apparatus for reprocessing spent nuclear fuel using molten salt electrolysis. More specifically, it uses an electrode module having a structure in which a cathode is surrounded by an anode to improve the processing speed. The present invention relates to a spent nuclear fuel reprocessing device which is compact and has a long life.

【０００２】[0002]

【従来の技術】原子炉で使用した核燃料を、溶融塩を利
用した乾式法により再処理し、回収した顆粒状の酸化ウ
ランや酸化プルトニウムを被覆管（ステンレス鋼等の金
属管）に振動充填し、これを束ねて高速炉の燃料集合体
としてリサイクルする方法が研究されている。このリサ
イクル方法は「酸化物電解法」と呼ばれ、核燃料サイク
ルの経済性を大幅に向上することが可能と考えられてい
る。2. Description of the Related Art Nuclear fuel used in a nuclear reactor is reprocessed by a dry method using molten salt, and the recovered granular uranium oxide or plutonium oxide is vibratingly filled into a cladding tube (metal tube such as stainless steel). , A method of bundling these and recycling them as a fuel assembly of a fast reactor is being researched. This recycling method is called “oxide electrolysis method”, and it is considered that the economical efficiency of the nuclear fuel cycle can be significantly improved.

【０００３】従来技術による再処理装置と再処理工程の
一例を図１０に示す。工程的には、Ａの溶解工程と、Ｂ
の酸化ウラン電解工程と、Ｃの酸化ウランと酸化プルト
ニウムの混合電解工程からなる。使用済核燃料中にはウ
ランが余分に存在するため、最初にＢの工程でウランを
回収してウランとプルトニウムの比率を調整する。装置
的には、加熱炉１０内に設置した保護容器１１の上部を
上蓋１２で断熱し、内部を６５０℃程度に昇温可能とす
る。保護容器１１内には、溶融鉛１３と、その中に浸さ
れたパイログラファイト製の坩堝１４と、ガス吹き込み
管１５、オフガス排気管１６、パルセータ１７が設置さ
れている。なお、坩堝１４内には溶融塩１８が装荷され
る。FIG. 10 shows an example of a conventional reprocessing apparatus and reprocessing process. In terms of process, the dissolution process of A and B
And an uranium oxide electrolysis step of C and a mixed electrolysis step of uranium oxide and plutonium oxide of C. Since excess uranium is present in the spent nuclear fuel, uranium is first recovered in step B to adjust the ratio of uranium and plutonium. In terms of equipment, the upper part of the protective container 11 installed in the heating furnace 10 is thermally insulated by the upper lid 12 so that the inside can be heated to about 650 ° C. In the protective container 11, a molten lead 13, a pyrographite crucible 14 immersed in the molten lead 13, a gas blowing pipe 15, an off-gas exhaust pipe 16, and a pulsator 17 are installed. The molten salt 18 is loaded in the crucible 14.

【０００４】まず図１０のＡに示すように、使用済核燃
料１９を溶融塩内に投入し、ガス吹き込み管１５から塩
素ガスを吹き込み、使用済核燃料中の酸化ウランと酸化
プルトニウムやＦＰ（核分裂生成物）を、主に以下の反
応により塩化物として溶解する。 （１）ＵＯ2 ＋Ｃｌ2 →ＵＯ2 Ｃｌ2 （２）ＰｕＯ2 ＋Ｃ＋２Ｃｌ2 →ＰｕＣｌ4 ＋ＣＯ2 （２）ＦＰ＋ｎＣｌ2 →ＦＰＣｌ2n ここで、パルセータ１７は、その内部にパルス状のガス
圧を周期的に負荷することによって、パルセータ内部の
溶融塩の液面を変動させ、坩堝１４内の溶融塩１８を攪
拌し、溶融塩内の使用済核燃料溶解物の濃度を均一化す
る機能を果たす。First, as shown in A of FIG. 10, spent nuclear fuel 19 is charged into a molten salt, chlorine gas is blown from a gas blowing pipe 15, and uranium oxide and plutonium oxide or FP (nuclear fission product) in the spent nuclear fuel are injected. Substance) is mainly dissolved as a chloride by the following reaction. (1) UO 2 + Cl 2 → UO 2 Cl 2 (2) PuO 2 + C + 2Cl 2 → PuCl 4 + CO 2 (2) FP + nCl 2 → FPCl 2n Here, the pulsator 17 periodically generates a pulsed gas pressure therein. The liquid level of the molten salt inside the pulsator is varied by stirring the molten salt 18 in the pulsator, the molten salt 18 inside the crucible 14 is stirred, and the concentration of the spent nuclear fuel melt in the molten salt is made uniform.

【０００５】次に図１０のＢに示すように、パルセータ
の代わりに陰極２０を設置し、保護容器１１との間に規
定の直流電圧を印加する。保護容器１１は溶融鉛１３に
よってパイログラファイト製の坩堝１４と電気的に接続
されているため、該坩堝１４が陽極として働き、主に以
下の反応により陰極２０に酸化ウラン２１が析出し、陽
極である坩堝１４の内壁からは塩素ガスが発生する。 （４）ＵＯ2 Ｃｌ2 →ＵＯ2 ＋Ｃｌ2 Next, as shown in FIG. 10B, a cathode 20 is installed instead of the pulsator, and a specified DC voltage is applied between the cathode 20 and the protective container 11. Since the protective container 11 is electrically connected to the crucible 14 made of pyrographite by the molten lead 13, the crucible 14 functions as an anode, and the uranium oxide 21 is deposited on the cathode 20 mainly by the following reaction, and Chlorine gas is generated from the inner wall of a certain crucible 14. (4) UO 2 Cl 2 → UO 2 + Cl 2

【０００６】最後に、図１０のＣに示すように、陰極を
別の新しい陰極２２と交換し、ガス吹き込み管１５を設
置して塩素と酸素の混合ガスを溶融塩１８中に吹き込
む。すると、主に以下の反応により塩化プルトナスが塩
化プルトニルへと酸化される。 （５）ＰｕＣｌ4 ＋Ｏ2 →ＰｕＯ2 Ｃｌ2 ＋Ｃｌ2 上記反応（５）によって塩化プルトニルを生成しなが
ら、陰極２２と保護容器１１との間に規定の直流電圧を
印加し坩堝１４を陽極として溶融塩電解を行うと、主に
以下の反応が生じ、陰極２２に酸化ウランと酸化プルト
ニウムの混合酸化物２３が析出し、陽極である坩堝１４
の内壁からは塩素ガスが発生する。 （６）ＵＯ2 Ｃｌ2 →ＵＯ2 ＋Ｃｌ2 （７）ＰｕＯ2 Ｃｌ2 →ＰｕＯ2 ＋Ｃｌ2 Finally, as shown in FIG. 10C, the cathode is replaced with another new cathode 22, a gas blowing pipe 15 is installed, and a mixed gas of chlorine and oxygen is blown into the molten salt 18. Then, the plutonas chloride is mainly oxidized to plutonyl chloride by the following reaction. (5) PuCl 4 + O 2 → PuO 2 Cl 2 + Cl 2 While producing plutonyl chloride by the above reaction (5), a specified DC voltage is applied between the cathode 22 and the protective container 11 to melt the crucible 14 as an anode. When salt electrolysis is performed, the following reactions mainly occur, a mixed oxide 23 of uranium oxide and plutonium oxide is deposited on the cathode 22, and the crucible 14 serving as the anode is formed.
Chlorine gas is generated from the inner wall of the. (6) UO 2 Cl 2 → UO 2 + Cl 2 (7) PuO 2 Cl 2 → PuO 2 + Cl 2

【０００７】[0007]

【発明が解決しようとする課題】しかし、上記のような
従来技術では、溶融塩のガスバブリングによる攪拌は効
果が少なく、溶解の速度が遅い上に、溶融塩中の使用済
核燃料溶解物の濃度を均一化することが難しい。更に、
塩素と酸素の混合ガスによる塩化プルトニウムの生成速
度が小さく、そのため上記（７）の反応による酸化プル
トニウムの析出速度が制限されてしまう。However, in the prior art as described above, the stirring of the molten salt by gas bubbling is less effective, the dissolution rate is slow, and the concentration of the spent nuclear fuel melt in the molten salt is low. Is difficult to make uniform. Furthermore,
The generation rate of plutonium chloride by a mixed gas of chlorine and oxygen is small, and therefore the deposition rate of plutonium oxide due to the reaction of the above (7) is limited.

【０００８】また、工程が３ステップに分かれており、
処理に時間がかかるため実用化するには電解槽の設置台
数が多くなり、コストが増大する。他方、電解槽を大型
化して１台当たりの処理量を増加することが考えられる
が、坩堝がパイログラファイト製であるため大型化が難
しく、また腐食によって１０００時間程度で交換する必
要があるため、その点でも大型化は困難である。The process is divided into three steps,
Since it takes time to process, the number of electrolyzers to be installed increases and the cost increases for practical use. On the other hand, it is possible to increase the size of the electrolytic cell to increase the amount of treatment per unit, but it is difficult to increase the size because the crucible is made of pyrographite, and it is necessary to replace it in about 1000 hours due to corrosion, Also in that respect, it is difficult to increase the size.

【０００９】上記のような従来技術における遅い処理速
度を改善する方法として、図１１に示す装置の使用が検
討されている。これは、使用済核燃料１９を坩堝１４に
装荷した状態で、保護容器１１と陰極２０の間に規定の
電圧を印加するものである。これによって坩堝１４が陽
極となり、主に以下の反応によって使用済核燃料１９を
陽極溶解させることができる。 （８）ＵＯ2 →ＵＯ2 2+＋２ｅ- 他方、陰極では主に以下の反応により酸化ウランが析出
する。 （９）ＵＯ2 2+＋２ｅ- （電子は陰極から供給される）
→ＵＯ2 これにより、塩素ガスによる溶解工程を省略することが
でき処理工程が向上するが、この改良技術の場合でも、
攪拌は上記（６）の副反応で陽極から生じる塩素ガスに
よるバブリングのみであり、溶融塩中の濃度が均一にな
らないという問題は残ったままである。As a method for improving the slow processing speed in the above-mentioned conventional technique, use of the apparatus shown in FIG. 11 is being considered. This applies a specified voltage between the protective container 11 and the cathode 20 in a state where the spent nuclear fuel 19 is loaded in the crucible 14. As a result, the crucible 14 serves as an anode, and the spent nuclear fuel 19 can be dissolved into the anode mainly by the following reaction. (8) UO 2 → UO 2 2+ + 2e − On the other hand, at the cathode, uranium oxide is mainly deposited by the following reaction. (9) UO 2 2+ + 2e − (electrons are supplied from the cathode)
→ UO 2 By this, the dissolution process by chlorine gas can be omitted and the treatment process is improved, but even with this improved technology,
The stirring is only bubbling with chlorine gas generated from the anode in the side reaction of the above (6), and the problem that the concentration in the molten salt is not uniform still remains.

【００１０】本発明の目的は、陰極と陽極を電極モジュ
ールとして一体化することにより、容器構成の自由度を
高め、装置の大型化、処理量の増大、並びに長寿命化を
達成できるようにした溶融塩電解による使用済核燃料の
再処理装置及び方法を提供することである。また本発明
の目的は、陰極中にガス通路を形成してプロセスガスを
筒状の陽極内に吹き込むことにより、溶融塩の見掛け上
の密度が低下し上昇流を生じるというガスリフト効果で
溶融塩を攪拌し、使用済核燃料の溶解を促進した使用済
核燃料の再処理装置及び方法を提供することである。An object of the present invention is to integrate a cathode and an anode as an electrode module to increase the degree of freedom of the container structure and to achieve a large size of the apparatus, an increase in the throughput and a long life. It is an object of the present invention to provide an apparatus and method for reprocessing spent nuclear fuel by molten salt electrolysis. Further, an object of the present invention is to form a gas passage in the cathode and blow the process gas into the cylindrical anode, thereby reducing the apparent density of the molten salt and generating molten gas by the gas lift effect of generating an upward flow. An object of the present invention is to provide an apparatus and a method for reprocessing spent nuclear fuel, which is stirred to promote dissolution of spent nuclear fuel.

【００１１】[0011]

【課題を解決するための手段】核燃料のリサイクル技術
では、原子炉の使用済核燃料を再処理し、ウラン、プル
トニウム等の核物質と核分裂生成物を分別し、回収した
ウラン、プルトニウムを再び核燃料として使用する。使
用済核燃料の再処理工程においては、使用済燃料集合体
を解体し、取り出した燃料要素から被覆管を分離した
後、溶融塩を満たした坩堝内に燃料部分を装荷し、坩堝
内に導入した塩素ガスにより溶融塩中に溶解し、溶融塩
電解により陰極に所定量の酸化ウランを析出させた後、
陰極を交換し、酸素と塩素の混合ガスにより溶融塩中の
３価や４価のプルトニウムイオンを５価や６価のイオン
に酸化しながら溶融塩電解を行い陰極に酸化ウランと酸
化プルトニウムを混合状態で析出させることによって、
使用済核燃料中の核分裂生成物を除いたこれらの析出物
を燃料として再利用する。本発明は、このような溶融塩
電解を利用した再処理工程で用いる装置及び方法であ
る。[Means for Solving the Problems] In the nuclear fuel recycling technology, spent nuclear fuel of a nuclear reactor is reprocessed, nuclear materials such as uranium and plutonium are separated from fission products, and recovered uranium and plutonium are reused as nuclear fuel. use. In the spent nuclear fuel reprocessing step, after disassembling the spent fuel assembly and separating the cladding tube from the removed fuel element, the fuel part was loaded into the crucible filled with molten salt and introduced into the crucible. Dissolved in molten salt with chlorine gas, after depositing a predetermined amount of uranium oxide on the cathode by molten salt electrolysis,
The cathode is replaced, and molten salt electrolysis is performed while oxidizing trivalent or tetravalent plutonium ions in the molten salt into pentavalent or hexavalent ions by a mixed gas of oxygen and chlorine, and uranium oxide and plutonium oxide are mixed in the cathode. By precipitating in the state,
These deposits, excluding the fission products in the spent nuclear fuel, are reused as fuel. The present invention is an apparatus and method used in the reprocessing step utilizing such molten salt electrolysis.

【００１２】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置
は、溶融塩を収容した坩堝と、溶融塩を加熱するための
加熱手段と、溶融塩中に挿入される電極モジュールを具
備している。電極モジュールは、中央に位置する棒状の
陰極と、該陰極を取り囲むように間隔をおいて位置する
筒状の陽極と、両者を結合保持する絶縁材からなり、陽
極の下部で吸い込み口が開口し、陽極の溶融塩液面近傍
で放出口が開口している構造をなし、使用済核燃料を溶
融塩中に溶解した状態で、陽極と陰極の間の溶融塩に通
電し溶融塩の電気分解によって陰極に析出物を析出させ
ると共に、陽極で発生するガスを利用したガスリフト効
果によって、吸い込み口から溶融塩を陽極内に吸い込
み、放出口から陽極外に流出させ、坩堝内の溶融塩を攪
拌するように構成されている。ここで陰極は、その中を
軸方向に貫通するガス通路を有する構造とし、上方から
プロセスガスを陽極内に吹き込みガスリフト効果を増加
させるようにするのが好ましい。坩堝上部に、電極モジ
ュールと並んで、使用済核燃料を収容するホッパを設置
することも可能である。The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention comprises a crucible containing a molten salt, a heating means for heating the molten salt, and an electrode module inserted into the molten salt. The electrode module is composed of a rod-shaped cathode located at the center, a cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds the two together, and a suction port is opened at the bottom of the anode. The structure is such that the discharge port is open near the liquid surface of the molten salt of the anode, and the spent nuclear fuel is dissolved in the molten salt, and the molten salt between the anode and the cathode is energized by electrolysis of the molten salt. Along with depositing precipitates on the cathode, the gas lift effect using the gas generated at the anode sucks the molten salt into the anode through the suction port and allows it to flow out of the anode through the discharge port, stirring the molten salt in the crucible. Is configured. Here, it is preferable that the cathode has a structure having a gas passage that penetrates the cathode in the axial direction so that the process gas is blown into the anode from above to increase the gas lift effect. It is also possible to install a hopper for accommodating spent nuclear fuel on the upper part of the crucible alongside the electrode module.

【００１３】また、電極モジュールは、中央に位置する
棒状の陰極と、該陰極を取り囲むように間隔をおいて位
置する筒状の陽極と、両者を結合保持する絶縁材からな
り、陰極は、その中を軸方向に貫通するガス通路を有し
て上方からプロセスガスを陽極内に吹き込み可能とし、
陽極は、その下部で吸い込み口が開口し溶融塩液面近傍
で放出口が開口している構造をなし、該放出口が開口し
ている位置近傍の陽極の外周に使用済核燃料装荷室を設
置するように構成してもよい。陽極と陰極の間の溶融塩
に通電し溶融塩の電気分解によって陰極に析出物を析出
させると共に、陽極で発生するガスを利用したガスリフ
ト効果によって、吸い込み口から溶融塩を陽極内に吸い
込み、放出口から陽極外に流出させ、放出口から出たガ
スと溶融塩が前記使用済核燃料装荷室内の使用済核燃料
中を通過して坩堝内に流出させると共に坩堝内の溶融塩
を攪拌する。Further, the electrode module is composed of a rod-shaped cathode located at the center, a cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds both of them together. It has a gas passage that penetrates the inside in the axial direction, allowing process gas to be blown into the anode from above,
The anode has a structure in which the suction port is opened at the lower part and the discharge port is opened near the liquid surface of the molten salt, and the spent nuclear fuel loading chamber is installed on the outer periphery of the anode near the position where the discharge port is opened. It may be configured to do so. The molten salt between the anode and the cathode is energized to electrolyze the molten salt to deposit a deposit on the cathode, and the gas lift effect using the gas generated at the anode sucks the molten salt into the anode and releases it. The gas and the molten salt discharged from the outlet to the outside of the anode pass through the spent nuclear fuel in the spent nuclear fuel loading chamber to flow into the crucible, and the molten salt in the crucible is stirred.

【００１４】更に電極モジュールは、中央に位置する棒
状の陰極と、該陰極を取り囲むように間隔をおいて位置
する筒状の陽極と、両者を結合保持する絶縁材からな
り、陰極は、その中を軸方向に貫通するガス通路を有し
て上方からプロセスガスを陽極内に吹き込み可能とし、
陽極は下端が閉塞し、側面下部で吸い込み口が開口し、
溶融塩液面近傍で放出口が開口していて、底部に導電性
通気部材が配置されている構造をなし、前記陰極のガス
通路の上方に使用済核燃料を収容するホッパを設置する
ように構成してもよい。前記ホッパからガス通路を通し
て使用済核燃料を陽極底部に供給し、プロセスガスが使
用済核燃料を溶解して陽極内に流出させ、陽極と陰極の
間の溶融塩に通電し溶融塩の電気分解によって陰極に析
出物を析出させると共に、陽極で発生するガスを利用し
たガスリフト効果によって放出口から陽極外に流出さ
せ、坩堝内の溶融塩を攪拌する。Further, the electrode module is composed of a rod-shaped cathode located in the center, a cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material for binding and holding the both. Has a gas passage axially penetrating the process gas into the anode from above,
The lower end of the anode is closed, and the suction port opens at the bottom of the side,
It has a structure in which a discharge port is opened in the vicinity of the molten salt liquid surface and a conductive ventilation member is arranged at the bottom, and a hopper for storing spent nuclear fuel is installed above the gas passage of the cathode. You may. The spent nuclear fuel is supplied from the hopper through the gas passage to the bottom of the anode, the process gas dissolves the spent nuclear fuel and flows into the anode, and the molten salt between the anode and the cathode is energized to electrolyze the molten salt to form the cathode. A deposit is deposited on the anode, and the gas generated in the anode is used to cause the gas lift effect to flow out of the anode to the outside of the anode, thereby stirring the molten salt in the crucible.

【００１５】これらにおいて、陰極の上方部分にヒータ
を設置し、プロセスガスを予め溶融塩電解が可能な温度
まで余熱して坩堝内の温度を維持する一方、坩堝を外部
から冷却することで坩堝内面に溶融塩の凝固層を形成さ
せ坩堝を保護することも可能である。坩堝を酸化物セラ
ミックスで内張りすることも有効である。In these, a heater is installed above the cathode to preheat the process gas to a temperature at which molten salt electrolysis can be performed in advance to maintain the temperature inside the crucible, while cooling the crucible from the outside, the inner surface of the crucible is cooled. It is also possible to protect the crucible by forming a solidified layer of molten salt on the. It is also effective to line the crucible with oxide ceramics.

【００１６】加熱手段は、通常の加熱炉であってよい。
あるいは、坩堝の外周に設置した高周波誘導コイルと、
電極モジュールの外周に設置した発熱体との組み合わせ
からなり、該発熱体を高周波誘導で発熱させるように構
成することも可能である。The heating means may be an ordinary heating furnace.
Alternatively, a high frequency induction coil installed on the outer periphery of the crucible,
It is also possible to combine it with a heating element installed on the outer periphery of the electrode module, and to heat the heating element by high frequency induction.

【００１７】１つの坩堝内に１つの電極モジュールを挿
入する構成でもよいが、１つの坩堝内に複数の電極モジ
ュールを配置することもできる。Although one electrode module may be inserted into one crucible, a plurality of electrode modules may be arranged in one crucible.

【００１８】また本発明は、溶融塩を収容した坩堝と、
その溶融塩を加熱するための加熱手段と、溶融塩中に挿
入される電極モジュールと、排気ポンプを具備している
電解槽と、溶融塩を収容した坩堝と、その溶融塩を加熱
するための加熱手段と、排気ポンプを具備している燃料
溶解・析出物回収槽との組み合わせからなり、前記電極
モジュールは、中央に位置する筒状の陰極と、該陰極を
取り囲むように間隔をおいて位置する筒状の陽極と、両
者を結合保持する絶縁材からなり、陽極の下部で吸い込
み口が開口し、陽極の溶融塩液面近傍で放出口が開口
し、陰極と陽極とが相対的に回転可能で陽極内面に陰極
析出物を削り落とすスクレーパを有する構造をなし、電
解槽と燃料溶解・析出物回収槽との間を溶融塩流通路で
接続すると共に、電解槽の陰極上端と燃料溶解・析出物
回収槽内の析出物回収バスケットとの間を析出物流通路
で連絡し、使用済核燃料を溶解した溶融塩を定期的に電
解槽の排気ポンプのサイフォン効果で電解槽に移送する
一方、スクレーパで削り落とした析出物を定期的に燃料
溶解・析出物回収槽の排気ポンプのサイフォン効果で析
出物回収バスケットに移送するようにしたことを特徴と
する使用済核燃料の再処理装置である。The present invention also provides a crucible containing molten salt,
A heating means for heating the molten salt, an electrode module inserted in the molten salt, an electrolytic cell equipped with an exhaust pump, a crucible containing the molten salt, and a heating means for heating the molten salt. The electrode module comprises a combination of a heating means and a fuel dissolution / precipitate recovery tank equipped with an exhaust pump, and the electrode module is provided with a cylindrical cathode located in the center and a space surrounding the cathode. It consists of a cylindrical anode and an insulating material that holds them together.The suction port opens at the bottom of the anode, the discharge port opens near the surface of the molten salt of the anode, and the cathode and anode rotate relatively. It has a structure that has a scraper that scrapes off cathode precipitates on the inner surface of the anode, connects the electrolytic cell and the fuel dissolution / precipitate recovery tank with a molten salt flow passage, and also connects the cathode upper end of the electrolytic cell and the fuel dissolution Precipitate times in the deposit collection tank The basket is connected to the basket via a deposition distribution passage, and the molten salt in which the spent nuclear fuel is dissolved is periodically transferred to the electrolytic cell by the siphon effect of the exhaust pump of the electrolytic cell, while the deposit scraped off by the scraper is regularly removed. In addition, the spent nuclear fuel reprocessing apparatus is characterized in that it is transferred to the precipitate recovery basket by the siphon effect of the exhaust pump of the fuel dissolution / precipitate recovery tank.

【００１９】更に本発明は、これらの再処理装置を使用
し、塩素を含むプロセスガスを供給し、電極に通電して
陰極に酸化ウランを析出させることを特徴とする使用済
核燃料の再処理方法、あるいは塩素及び酸素を含むプロ
セスガスを供給し、電極に通電して溶融塩中の塩化プル
トナスを塩化プルトニルに酸化しながら溶融塩電解を行
い、陰極に酸化ウランと酸化プルトニウムを混合状態で
析出させることを特徴とする使用済核燃料の再処理方法
である。Furthermore, the present invention uses these reprocessing apparatuses, supplies a process gas containing chlorine, and energizes the electrodes to deposit uranium oxide on the cathode, thereby reprocessing the spent nuclear fuel. Alternatively, a process gas containing chlorine and oxygen is supplied, electricity is applied to the electrode to oxidize the plutonas chloride in the molten salt to plutonium chloride, and molten salt electrolysis is performed to deposit uranium oxide and plutonium oxide in a mixed state on the cathode. It is a method for reprocessing spent nuclear fuel, which is characterized in that

【００２０】[0020]

【実施例】図１は、本発明に係る使用済核燃料の再処理
装置の一実施例を示す説明図である。溶融塩３０を収容
した坩堝３１と、溶融塩を加熱するための加熱炉３２
と、溶融塩中に挿入される電極モジュール３３を具備し
ている。ここでは、坩堝３１の外周を保護容器３４で取
り囲み、保護容器３４と坩堝３１との間を溶融鉛３５で
満たし、保護容器３４の上部を上蓋３６で断熱する。電
極モジュール３３は、中央に位置する棒状の陰極３７
と、該陰極３７を取り囲むように間隔をおいて位置する
円筒状の陽極３８と、両者を結合保持する絶縁材３９か
らなり、陽極３８の下部で吸い込み口４０が開口し、陽
極３８の溶融塩液面近傍で放出口４１が開口している構
造をなし、前記上蓋３６から吊り下げられて溶融塩３０
中に挿入されている。符号４２は、オフガス管を示して
いる。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS FIG. 1 is an explanatory view showing an embodiment of a spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. Crucible 31 containing molten salt 30 and heating furnace 32 for heating the molten salt
And an electrode module 33 inserted into the molten salt. Here, the outer periphery of the crucible 31 is surrounded by a protective container 34, the space between the protective container 34 and the crucible 31 is filled with molten lead 35, and the upper portion of the protective container 34 is insulated with an upper lid 36. The electrode module 33 includes a rod-shaped cathode 37 located at the center.
And a cylindrical anode 38, which is located at a distance so as to surround the cathode 37, and an insulating material 39 which holds the two together. The suction port 40 is opened at the bottom of the anode 38, and the molten salt of the anode 38 is formed. It has a structure in which a discharge port 41 is opened in the vicinity of the liquid surface, and is suspended from the upper lid 36 to melt the molten salt 30.
It is inserted inside. Reference numeral 42 indicates an off-gas pipe.

【００２１】予め使用済核燃料を溶融塩中に溶解した状
態にしておき、陽極３８と陰極３７の間の溶融塩に通電
し電気分解によって陰極３７に酸化ウラン４３を析出さ
せると共に、陽極３８で発生する塩素ガスを利用したガ
スリフト効果によって、坩堝３１内の溶融塩３０を吸い
込み口４０から陽極３８内に吸い込み、溶融塩液面付近
の放出口４１から陽極外に流出させることにより、坩堝
３１内の溶融塩３０を流動させ攪拌する。なお、本発明
では、保護容器から坩堝に通電する必要がないため、保
護容器及び溶融鉛は無くてもよい。本装置を用いて酸化
ウランと酸化プルトニウムの混合電解を行うには、電極
モジュール全体を交換し、従来同様、ガス吹き込み管を
設置する。The spent nuclear fuel is dissolved in the molten salt in advance, and the molten salt between the anode 38 and the cathode 37 is energized to cause uranium oxide 43 to be deposited on the cathode 37 by electrolysis and at the same time generated at the anode 38. The molten salt 30 in the crucible 31 is sucked into the anode 38 from the suction port 40 by the gas lift effect using chlorine gas, and is discharged from the discharge port 41 near the molten salt liquid surface to the outside of the anode. The molten salt 30 is fluidized and stirred. In the present invention, since it is not necessary to energize the crucible from the protective container, the protective container and the molten lead may be omitted. In order to perform mixed electrolysis of uranium oxide and plutonium oxide using this apparatus, the entire electrode module is replaced and a gas blowing tube is installed as in the conventional case.

【００２２】図２は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。基本的な構成
は、前記図１に示す例と同様であるので、説明を簡略化
するために対応する部分に同一符号を付す。主な相違点
は陰極の構造である。ここでは、陰極４５は、その中を
軸方向に貫通するガス通路４６を有し、上方から各種プ
ロセスガスを陽極３８内に吹き込み可能としている。陰
極４５の上部からガス通路４５を通して塩素ガス、窒素
ガス、またはアルゴンガス等のプロセスガスを吹き込ん
で陽極３８内を上昇させ、電解によって陰極４５に酸化
ウラン４３を析出させると同時に、ガスリフト効果を増
強させ、坩堝３１内の溶融塩３０の循環量を増やすこと
ができる。この場合、吹き込むプロセスガスの量によっ
て攪拌の程度を制御することも可能である。FIG. 2 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. Since the basic configuration is the same as that of the example shown in FIG. 1, the same reference numerals are given to corresponding parts for simplifying the description. The main difference is the structure of the cathode. Here, the cathode 45 has a gas passage 46 that penetrates the cathode 45 in the axial direction, and allows various process gases to be blown into the anode 38 from above. A process gas such as chlorine gas, nitrogen gas, or argon gas is blown from the upper part of the cathode 45 through the gas passage 45 to raise the inside of the anode 38, and the uranium oxide 43 is deposited on the cathode 45 by electrolysis, and at the same time, the gas lift effect is enhanced. Thus, the circulation amount of the molten salt 30 in the crucible 31 can be increased. In this case, it is also possible to control the degree of stirring depending on the amount of process gas blown in.

【００２３】また、図２に示す装置は、使用済核燃料の
溶解工程でもそのまま使用できる。電極モジュールに通
電する前に、陰極のガス通路を通じて塩素ガスを吹き込
み、坩堝の底部に装荷した使用済核燃料を溶解する。吹
き込んだ塩素ガスによるガスリフト効果で、使用済核燃
料を溶融塩中に舞い上げ溶解を促進する。そして、溶解
後は電極モジュールに通電し電解を行うことで、そのま
ま操業することができる。Further, the apparatus shown in FIG. 2 can be used as it is in the process of melting spent nuclear fuel. Before energizing the electrode module, chlorine gas is blown through the gas passage of the cathode to dissolve the spent nuclear fuel loaded at the bottom of the crucible. Due to the gas lift effect of chlorine gas blown in, the spent nuclear fuel is floated in the molten salt and promotes dissolution. After the melting, the electrode module is energized to perform electrolysis, so that the electrode module can be operated as it is.

【００２４】更に、図２に示す装置は、酸化ウランと酸
化プルトニウムの混合電解工程でも使用できる。電極モ
ジュールの陰極の内部のガス通路から酸素ガスを含む塩
素ガス、窒素ガス、またはアルゴンガス等のプロセスガ
スを吹き込み陽極内を上昇させることによって、陽極内
の溶融塩中の塩化プルトナスを塩化プルトニルに酸化
し、電解によって陰極に酸化ウランと酸化プルトニウム
の混合物を析出させる。ここで、吹き込むプロセスガス
内の酸素ガスの量によって塩化プルトナスの酸化速度を
調整することが可能である。Further, the apparatus shown in FIG. 2 can be used in a mixed electrolysis process of uranium oxide and plutonium oxide. By blowing process gas such as chlorine gas containing oxygen gas, nitrogen gas, or argon gas from the gas passage inside the cathode of the electrode module to raise the inside of the anode, the plutonas chloride in the molten salt in the anode is converted to plutonium chloride. It is oxidized and a mixture of uranium oxide and plutonium oxide is deposited on the cathode by electrolysis. Here, the oxidation rate of plutonas chloride can be adjusted by the amount of oxygen gas in the process gas to be blown.

【００２５】図３は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。基本的な構成
は、前記図２に示す例と同様であるので、説明を簡略化
するために対応する部分に同一符号を付す。主な相違点
は電極モジュールの外周に使用済核燃料装荷室４８を設
けた点である。使用済核燃料装荷室４８は、放出口４１
が開口している位置近傍から上方にかけて陽極３８の外
周に設置されている。ここでは円筒体の上下両端で端板
部によって陽極３８に接続されており、側面に第２の放
出口４９が開口し、底部にポーラスカーボン等からなる
通気領域５０が設けられていて、該通気領域５０の上に
使用済核燃料１９が装荷される。FIG. 3 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. Since the basic structure is similar to that of the example shown in FIG. 2, the corresponding parts are designated by the same reference numerals to simplify the description. The main difference is that a spent nuclear fuel loading chamber 48 is provided on the outer periphery of the electrode module. The spent nuclear fuel loading chamber 48 has a discharge port 41.
Is installed on the outer periphery of the anode 38 from the vicinity of the opening of the anode to the top. Here, the upper and lower ends of the cylindrical body are connected to the anode 38 by the end plate portions, the second emission port 49 is opened on the side surface, and the ventilation region 50 made of porous carbon or the like is provided on the bottom portion. The spent nuclear fuel 19 is loaded on the area 50.

【００２６】陰極４５の上部からガス通路４６を通して
塩素ガスを含むプロセスガスを吹き込む。塩素ガスは、
陽極３８内を上昇し、放出口４１から使用済核燃料装荷
室４８内に入り、通気領域５０を経て使用済核燃料１９
中を通過し、溶融塩内に使用済核燃料を溶解させ、第２
の放出口４９から坩堝３１内に流出する。また、陽極３
８と陰極４５の間の溶融塩に通電し電気分解によって陰
極４５に酸化ウラン４３を析出させる。それによって陽
極３８に発生した塩素ガスが、放出口４１から使用済核
燃料装荷室４８内に入り、通気領域５０を経て使用済核
燃料１９中を通過し、溶融塩内に使用済核燃料を溶解さ
せ、第２の放出口４９から坩堝内に流出する。供給した
プロセスガスと反応で発生した塩素ガスによるガスリフ
ト効果によって、吸い込み口４０から溶融塩３０を陽極
３８内に吸い込む。それに加え、塩素を含むプロセスガ
ス及び陽極３８で発生する塩素ガスを使用済核燃料の溶
解にも利用している。従って、この構成では、溶解工程
と酸化ウラン電解工程を一工程で行うことが可能とな
る。A process gas containing chlorine gas is blown from the upper portion of the cathode 45 through the gas passage 46. Chlorine gas is
Ascending in the anode 38, entering the spent nuclear fuel loading chamber 48 from the discharge port 41, passing through the ventilation region 50, the spent nuclear fuel 19
Passing through the inside of the molten salt to dissolve the spent nuclear fuel,
Out of the discharge port 49 into the crucible 31. Also, the anode 3
The molten salt between the cathode 8 and the cathode 45 is energized, and uranium oxide 43 is deposited on the cathode 45 by electrolysis. The chlorine gas generated at the anode 38 thereby enters the spent nuclear fuel loading chamber 48 from the discharge port 41, passes through the aerated region 50 and the spent nuclear fuel 19, and dissolves the spent nuclear fuel in the molten salt, It flows into the crucible from the second outlet 49. The molten salt 30 is sucked into the anode 38 from the suction port 40 by the gas lift effect of the supplied process gas and the chlorine gas generated by the reaction. In addition, the process gas containing chlorine and the chlorine gas generated at the anode 38 are also used to dissolve the spent nuclear fuel. Therefore, with this configuration, the dissolution step and the uranium oxide electrolysis step can be performed in one step.

【００２７】図４は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。基本的な構成
は、前記図２に示す例と同様であるので、説明を簡略化
するために対応する部分に同一符号を付す。主な相違点
は電極モジュールの構造とその上部に使用済核燃料を収
容するホッパを設置した点である。陽極５２は下端が閉
塞し、側面下部で吸い込み口４０が開口し、溶融塩液面
近傍で放出口４１が開口していて、底部にポーラスカー
ボン等からなる導電性通気部材５３が配置されている構
造である。そして陰極４５のガス通路４６の上方に使用
済核燃料１９を収容するホッパ５４が設置される。FIG. 4 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. Since the basic structure is similar to that of the example shown in FIG. 2, the corresponding parts are designated by the same reference numerals to simplify the description. The main difference is the structure of the electrode module and the installation of a hopper for storing the spent nuclear fuel above it. The anode 52 is closed at the lower end, the suction port 40 is opened at the lower portion of the side surface, the discharge port 41 is opened near the liquid surface of the molten salt, and the conductive ventilation member 53 made of porous carbon or the like is arranged at the bottom. It is a structure. Then, a hopper 54 for containing the spent nuclear fuel 19 is installed above the gas passage 46 of the cathode 45.

【００２８】陰極４５のガス通路４６を利用して、上部
のホッパ５４内の使用済核燃料１９を陽極５２底部の導
電性通気部５３の上に供給する。ガス吹き込み口５５か
らプロセスガスを供給し、該プロセスガスが使用済核燃
料を溶解して陽極５２内に流出させる。陽極５２と陰極
４５の間の溶融塩に通電し電気分解によって陰極４５に
酸化ウラン４３を析出させる。同時に、陽極５２で発生
するガスを利用したガスリフト効果によって放出口４１
から陽極外に流出させ、坩堝３１内の溶融塩３０を攪拌
する。ここで、溶融塩は、円筒状陽極５２の下部側面の
吸い込み口４０から陽極内に吸い込まれ、放出口４１か
ら坩堝内に放出される。この構成では、ホッパ５４から
の使用済核燃料を連続的あるいは間欠的に供給すること
ができ、供給量を調整することも可能である。なお、ポ
ーラスカーボン等からなる導電性通気部材５３は、粉末
状の使用済核燃料１９との接触面積を増やし、同時に電
気的抵抗を低減する機能を果たしている。The gas passage 46 of the cathode 45 is used to supply the spent nuclear fuel 19 in the upper hopper 54 onto the conductive vent 53 at the bottom of the anode 52. Process gas is supplied from the gas blowing port 55, and the process gas melts the spent nuclear fuel and causes it to flow into the anode 52. The molten salt between the anode 52 and the cathode 45 is energized to cause electrolysis to deposit the uranium oxide 43 on the cathode 45. At the same time, due to the gas lift effect using the gas generated at the anode 52, the discharge port 41
From the anode to the outside of the anode, and the molten salt 30 in the crucible 31 is stirred. Here, the molten salt is sucked into the anode through the suction port 40 on the lower side surface of the cylindrical anode 52, and is discharged through the discharge port 41 into the crucible. With this configuration, the spent nuclear fuel from the hopper 54 can be continuously or intermittently supplied, and the supply amount can also be adjusted. The conductive ventilation member 53 made of porous carbon or the like has the function of increasing the contact area with the powdered spent nuclear fuel 19 and simultaneously reducing the electrical resistance.

【００２９】図５は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。基本的な構成
は、前記図２に示す例と同様であるので、説明を簡略化
するために対応する部分に同一符号を付す。主な相違点
は電極モジュールの構造と保護容器を無くした点であ
る。陰極４５の上部にヒータ５６を設置し、通過する塩
素ガスまたは酸素ガスを６５０℃〜７５０℃に加熱し、
陰極４５の下部より溶融塩中に吹き込むことにより坩堝
内部の溶融塩の大部分を６５０℃程度に維持できるよう
にする。一方、坩堝３１の外部を冷却することによって
坩堝内面に溶融塩の凝固層５７を形成させる。この凝固
層５７によって、坩堝内面を腐食性の強いプルトニウム
イオンから保護することができ、坩堝寿命を大幅に延長
することができる。FIG. 5 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. Since the basic structure is similar to that of the example shown in FIG. 2, the corresponding parts are designated by the same reference numerals to simplify the description. The main difference is the elimination of the structure of the electrode module and the protective container. A heater 56 is installed above the cathode 45 to heat chlorine gas or oxygen gas passing therethrough to 650 ° C. to 750 ° C.,
By blowing air into the molten salt from below the cathode 45, most of the molten salt in the crucible can be maintained at about 650 ° C. On the other hand, by cooling the outside of the crucible 31, a solidified layer 57 of molten salt is formed on the inner surface of the crucible. The solidified layer 57 can protect the inner surface of the crucible from plutonium ions having strong corrosivity, and can prolong the life of the crucible significantly.

【００３０】図６は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の更に他の実施例を示す説明図である。溶融塩を
収容した坩堝と、溶融塩を加熱するための加熱手段と、
溶融塩中に挿入される電極モジュールを具備している。
ここでは、セラミック製の坩堝６０の外周に高周波誘導
コイル６１を配置し、坩堝の上部を上蓋３６で断熱する
と共に外周は冷却可能とする。電極モジュール３３は、
中央に位置する棒状の陰極４５と、該陰極４５を取り囲
むように間隔をおいて位置する円筒状の陽極３８と、両
者を結合保持する絶縁材３９を具備し、陰極４５は中心
軸に沿ってガス通路４６が形成され、陽極３８の下部で
吸い込み口４０が開口し、陽極３８の溶融塩液面近傍で
放出口４１が開口している構造をなしている。また陽極
外周に発熱体６２が取り付けられ、溶融塩３０中に挿入
されている。また、坩堝上部に、電極モジュール３３と
並んで、使用済核燃料１９を収容するホッパ６３が設置
されている。FIG. 6 is an explanatory view showing still another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. A crucible containing the molten salt, and heating means for heating the molten salt,
It comprises an electrode module which is inserted into the molten salt.
Here, a high-frequency induction coil 61 is arranged on the outer circumference of a ceramic crucible 60, and the upper portion of the crucible is thermally insulated with an upper lid 36 and the outer circumference can be cooled. The electrode module 33 is
It is provided with a rod-shaped cathode 45 located at the center, a cylindrical anode 38 which is spaced apart so as to surround the cathode 45, and an insulating material 39 which holds both of them together. The cathode 45 is arranged along the central axis. A gas passage 46 is formed, and a suction port 40 is opened below the anode 38, and a discharge port 41 is opened near the molten salt liquid surface of the anode 38. A heating element 62 is attached to the outer circumference of the anode and is inserted into the molten salt 30. Further, a hopper 63 for accommodating the spent nuclear fuel 19 is installed alongside the electrode module 33 on the upper part of the crucible.

【００３１】発熱体６２を高周波誘導で発熱させると同
時に、坩堝６０の外周を冷却することによって坩堝内壁
に溶融塩の凝固層５７を形成させ、坩堝６０の腐食を防
止する。発熱体６２は、黒鉛あるいは炭素製であり、高
周波により誘導されると同時に、腐食によって溶融塩中
に炭素を少量ずつ供給する。これによって使用済核燃料
中の酸化プルトニウムの溶解を促進することができる。
また、使用済核燃料１９はホッパ６３から供給され、ホ
ッパ６３には坩堝内の塩素ガスが入り込まないようにア
ルゴンガスや窒素ガスを逆流防止ガスとしてホッパ６３
の下部の注入口６４から注入する一方で坩堝内のオフガ
スを電極モジュール上部のオフガス排出口６６から排出
することで、坩堝内を坩堝外に対して負圧に保つことが
できる。At the same time that the heating element 62 is heated by high-frequency induction, the outer periphery of the crucible 60 is cooled to form a solidified layer 57 of molten salt on the inner wall of the crucible and prevent corrosion of the crucible 60. The heating element 62 is made of graphite or carbon, and is induced by high frequency, and at the same time, carbon is supplied little by little into the molten salt due to corrosion. This can promote the dissolution of plutonium oxide in the spent nuclear fuel.
Further, the spent nuclear fuel 19 is supplied from the hopper 63, and argon gas or nitrogen gas is used as a backflow prevention gas so that chlorine gas in the crucible does not enter the hopper 63.
It is possible to keep the inside of the crucible at a negative pressure with respect to the outside of the crucible by injecting the off-gas in the crucible from the off-gas discharge port 66 in the upper part of the electrode module while injecting it from the injection port 64 in the lower part of the crucible.

【００３２】図７は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。溶融塩３０を
収容した坩堝３１と、溶融塩３０を加熱するための加熱
炉３２と、溶融塩中に挿入される複数の電極モジュール
３３を具備している。ここでは、坩堝３１の外周を保護
容器３４で取り囲み、保護容器と坩堝との間を溶融鉛３
５で満たし、保護容器３４の上部を上蓋３６で断熱す
る。各電極モジュール３３は、中央に位置する棒状の陰
極４５と、該陰極４５を取り囲むように間隔をおいて位
置する円筒状の陽極３８と、両者を結合保持する絶縁材
３９からなり、陰極４５は中心軸に沿ってガス通路４６
が形成されており、陽極３８の下部で吸い込み口４０が
開口し、陽極３８の溶融塩液面近傍で放出口４１が開口
している構造をなし、それぞれ前記上蓋３６から吊り下
げられて溶融塩３０中に挿入されている。FIG. 7 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. It comprises a crucible 31 containing the molten salt 30, a heating furnace 32 for heating the molten salt 30, and a plurality of electrode modules 33 inserted into the molten salt. Here, the outer circumference of the crucible 31 is surrounded by a protective container 34, and molten lead 3 is provided between the protective container and the crucible.
5 and the upper part of the protective container 34 is insulated with the upper lid 36. Each of the electrode modules 33 is composed of a rod-shaped cathode 45 located at the center, a cylindrical anode 38 located at a distance so as to surround the cathode 45, and an insulating material 39 that holds both of them together. Gas passage 46 along the central axis
Is formed, and a suction port 40 is opened in the lower part of the anode 38, and a discharge port 41 is opened in the vicinity of the liquid level of the molten salt of the anode 38, and the molten salt is hung from the upper lid 36. It is inserted in 30.

【００３３】坩堝３１の中に複数の電極モジュール３３
を設置し溶融塩電解を行うことで、１台の再処理装置の
処理容量を増加させている。電極モジュールは、図３や
図４に示したのと同様の電極モジュールを利用すること
も可能である。さらに、酸素ガスを含む塩素ガス、窒素
ガス、またはアルゴンガス等のプロセスガスを利用する
ことによって陰極に酸化ウランと酸化プルトニウムの混
合物を析出させることも可能である。A plurality of electrode modules 33 are provided in the crucible 31.
Is installed and molten salt electrolysis is performed to increase the processing capacity of one reprocessing apparatus. As the electrode module, the same electrode module as shown in FIGS. 3 and 4 can be used. Further, it is possible to deposit a mixture of uranium oxide and plutonium oxide on the cathode by using a process gas such as chlorine gas containing oxygen gas, nitrogen gas, or argon gas.

【００３４】図８は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。この例も溶融
塩３０を収容した坩堝６８と、溶融塩３０を加熱するた
めの加熱炉３２と、溶融塩３０中に挿入される複数の電
極モジュール３３を具備している。ここでは、坩堝６８
として、構造容器の内側にグラファイトライナーを設
け、更にその内側にシリカやジルコニヤまたはジルコン
等の酸化物セラミックスの内張りを設けたものを用い
る。これにより装置の大型化が容易になる。電極モジュ
ール３３として、この実施例では図３に示すものを用い
ているが、図２あるいは図４に示す構造などでもよい。FIG. 8 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. This example also includes a crucible 68 containing the molten salt 30, a heating furnace 32 for heating the molten salt 30, and a plurality of electrode modules 33 inserted into the molten salt 30. Here, the crucible 68
As the structure container, a graphite liner is provided on the inner side of the structural container, and a liner of oxide ceramics such as silica, zirconia or zircon is further provided on the inner side thereof. This facilitates upsizing of the device. In this embodiment, the electrode module 33 shown in FIG. 3 is used, but the structure shown in FIG. 2 or 4 may be used.

【００３５】図９は、本発明に係る使用済核燃料の再処
理装置の他の実施例を示す説明図である。この装置は、
電解槽７０と溶解・析出物回収槽７２との組み合わせか
らなる。電解槽７０は、溶融塩３０を収容した坩堝３１
と、その溶融塩３０を加熱するための加熱炉３２と、溶
融塩中に挿入される電極モジュール３３と、排気ポンプ
７３を具備している。燃料溶解・析出物回収槽７２は、
溶融塩３０を収容した坩堝３１と、その溶融塩を加熱す
るための加熱炉３２と、排気ポンプ７４を具備してい
る。FIG. 9 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention. This device
It is composed of a combination of an electrolytic bath 70 and a dissolution / precipitate recovery bath 72. The electrolytic cell 70 has a crucible 31 containing the molten salt 30.
And a heating furnace 32 for heating the molten salt 30, an electrode module 33 inserted into the molten salt, and an exhaust pump 73. The fuel dissolution / precipitate recovery tank 72 is
A crucible 31 containing the molten salt 30, a heating furnace 32 for heating the molten salt, and an exhaust pump 74 are provided.

【００３６】前記電極モジュール３３は、中央に位置す
る筒状の陰極４５と、該陰極４５を取り囲むように間隔
をおいて位置する筒状の陽極３８と、両者を結合保持す
る絶縁材３９からなり、陽極３８の下部で吸い込み口４
０が開口し、陽極３８の溶融塩液面近傍で放出口４１が
開口しており、陽極３８が軸受により回転自在に支持さ
れ、且つ陽極内面に陰極析出物７５を削り落とすスクレ
ーパ７６を有する構造である。電解槽７０と燃料溶解・
析出物回収槽７２との間を溶融塩流通路７７で接続する
と共に、電解槽７０の陰極上端と燃料溶解・析出物回収
槽７２内の析出物回収バスケット７９との間を析出物流
通路で連絡する。The electrode module 33 is composed of a cylindrical cathode 45 located at the center, a cylindrical anode 38 located at a distance so as to surround the cathode 45, and an insulating material 39 for holding both together. , Suction port 4 below the anode 38
0 is open, the discharge port 41 is open near the surface of the molten salt of the anode 38, the anode 38 is rotatably supported by bearings, and the scraper 76 scrapes off the cathode precipitate 75 on the inner surface of the anode. Is. Electrolyzer 70 and fuel dissolution
A molten salt flow passage 77 is connected to the deposit recovery tank 72, and the cathode upper end of the electrolytic bath 70 and the precipitate recovery basket 79 in the fuel dissolution / precipitate recovery tank 72 are connected by a precipitation physical distribution passage. To do.

【００３７】溶解・析出物回収槽７２で使用済核燃料を
予め塩素ガスにより溶解した溶融塩を定期的に電解槽７
０の排気ポンプ７３のサイフォン効果で電解槽７０に移
送する一方、電解槽７０では、陰極析出物７５を回転す
る陽極内面のスクレーパ７６で削り落とし、削り落とし
た析出物を定期的に燃料溶解・析出物回収槽７２の排気
ポンプ７４のサイフォン効果で溶解・析出物回収槽内の
析出物回収バスケット７９に移送して回収する。A molten salt prepared by previously dissolving the spent nuclear fuel with chlorine gas in the dissolution / precipitate recovery tank 72 is periodically electrolyzed into the electrolytic tank 7.
0 is transferred to the electrolytic cell 70 by the siphon effect of the exhaust pump 73, and in the electrolytic cell 70, the cathode deposit 75 is scraped off by the scraper 76 on the inner surface of the rotating anode, and the scraped deposit is periodically dissolved in the fuel. Due to the siphon effect of the exhaust pump 74 of the deposit recovery tank 72, it is transferred to the deposit recovery basket 79 in the dissolution / precipitation recovery tank and recovered.

【００３８】[0038]

【発明の効果】本発明は上記のように、陰極と陽極を電
極モジュールとして一体化したことにより、容器構成の
自由度を高め、装置の大型化、処理量の増大、並びに長
寿命化が達成できる。例えば、坩堝外側の保護容器やそ
の中に入る溶融状態の鉛などを無くすことができ、装置
構成を簡素化できる。坩堝内面に凝固層を形成すること
もでき、それによって坩堝寿命を大幅に延長できる。ま
た、装置内壁を耐腐食性の酸化物セラミックスで内張り
する構成が可能となるため、装置の大型化が容易となり
装置寿命も長期化できる。更に、電極モジュールを複数
本設置することによって、１台の装置の処理量を向上さ
せることができる。As described above, according to the present invention, by integrating the cathode and the anode as an electrode module, the degree of freedom of the container structure is increased, the size of the apparatus is increased, the throughput is increased, and the life is extended. it can. For example, it is possible to eliminate the protective container outside the crucible and lead in a molten state that enters the container, which simplifies the device configuration. It is also possible to form a solidified layer on the inner surface of the crucible, which can greatly extend the life of the crucible. In addition, since the inner wall of the device can be lined with corrosion-resistant oxide ceramics, the device can be easily upsized and the life of the device can be extended. Further, by installing a plurality of electrode modules, the throughput of one device can be improved.

【００３９】本発明で、陰極中にガス通路を形成してプ
ロセスガスを筒状の陽極内に吹き込む構成にすると、ガ
スリフト効果で溶融塩を攪拌し、処理速度を向上するこ
とができる。坩堝内あるいは陽極底部に装荷した使用済
核燃料の溶解を促進することもできる。In the present invention, when the gas passage is formed in the cathode and the process gas is blown into the cylindrical anode, the molten salt is stirred by the gas lift effect, and the processing speed can be improved. It is also possible to promote the dissolution of the spent nuclear fuel loaded in the crucible or at the bottom of the anode.

【００４０】また、電極モジュール内に使用済核燃料を
装荷するように構成した場合には、電解で発生した塩素
ガスを利用したり、陽極溶解を利用することによって使
用済核燃料の溶解と陰極への酸化ウランの析出を同時に
行い、処理速度を向上することもできる。When the spent nuclear fuel is loaded in the electrode module, the chlorine gas generated by electrolysis is used or the anodic dissolution is used to dissolve the spent nuclear fuel and to dissolve it into the cathode. It is also possible to improve the processing speed by simultaneously depositing uranium oxide.

【００４１】陰極中にガス通路を有する構成では、吹き
込むプロセスガスに酸素ガスを混入することにより陰極
に酸化ウランと酸化プルトニウムの混合物を析出させる
こともできる。In the structure having a gas passage in the cathode, a mixture of uranium oxide and plutonium oxide can be deposited on the cathode by mixing oxygen gas into the process gas to be blown.

【００４２】更に、電解槽と溶解・回収槽に分離して両
者間の物流をサイホンで行うような構成とすると、遠隔
操作によるマテリアルハンドリングを大幅に簡素化する
ことができる。Further, if the electrolysis tank and the dissolution / recovery tank are separated and the distribution between them is performed by a siphon, the material handling by remote control can be greatly simplified.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図１】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の一実
施例を示す説明図。FIG. 1 is an explanatory view showing an embodiment of a spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図２】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 2 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図３】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 3 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図４】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 4 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図５】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 5 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図６】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 6 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図７】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 7 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図８】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 8 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図９】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の他の
実施例を示す説明図。FIG. 9 is an explanatory view showing another embodiment of the spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to the present invention.

【図１０】従来技術の一例を示す説明図。FIG. 10 is an explanatory diagram showing an example of a conventional technique.

【図１１】従来技術の他の例を示す説明図。FIG. 11 is an explanatory diagram showing another example of the conventional technique.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

３０ 溶融塩 ３１ 坩堝 ３２ 加熱炉 ３３ 電極モジュール ３４ 保護容器 ３５ 溶融鉛 ３６ 上蓋 ３７，４５ 陰極 ３８ 陽極 ３９ 絶縁材 ４０ 吸い込み口 ４１ 放出口 ４２ オフガス管 ４３ 酸化ウラン ４６ ガス通路 30 molten salt 31 crucible 32 heating furnace 33 electrode module 34 Protective container 35 Molten lead 36 Top cover 37,45 cathode 38 Anode 39 Insulation 40 Suction mouth 41 outlet 42 Off-gas pipe 43 Uranium oxide 46 gas passage

フロントページの続き (72)発明者 小山 智造 茨城県那珂郡東海村大字村松４番地33 核 燃料サイクル開発機構東海事業所内 (72)発明者 小泉 健治 茨城県那珂郡東海村大字村松４番地33 核 燃料サイクル開発機構東海事業所内 (72)発明者 小泉 務 茨城県那珂郡東海村大字村松４番地33 核 燃料サイクル開発機構東海事業所内 (72)発明者 鷲谷 忠博 茨城県那珂郡東海村大字村松４番地33 核 燃料サイクル開発機構東海事業所内 Ｆターム(参考） 3K059 AB16 4K058 AA21 BA40 BB06 CB17 CB22 DD03 DD06 Continued front page    (72) Inventor Tomoe Koyama             Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki Prefecture, Oita 4-3 Muramatsu             Tokai Plant, Fuel Cycle Development Organization (72) Inventor Kenji Koizumi             Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki Prefecture, Oita 4-3 Muramatsu             Tokai Plant, Fuel Cycle Development Organization (72) Inventor Tsutomu Koizumi             Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki Prefecture, Oita 4-3 Muramatsu             Tokai Plant, Fuel Cycle Development Organization (72) Inventor Tadahiro Washiya             Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki Prefecture, Oita 4-3 Muramatsu             Tokai Plant, Fuel Cycle Development Organization F-term (reference) 3K059 AB16                 4K058 AA21 BA40 BB06 CB17 CB22                       DD03 DD06

Claims (14)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項１】 溶融塩を収容した坩堝と、溶融塩を加熱
するための加熱手段と、溶融塩中に挿入される電極モジ
ュールを具備し、 該電極モジュールは、中央に位置する棒状の陰極と、該
陰極を取り囲むように間隔をおいて位置する筒状の陽極
と、両者を結合保持する絶縁材からなり、陽極の下部で
吸い込み口が開口し、陽極の溶融塩液面近傍で放出口が
開口している構造をなし、 使用済核燃料を溶融塩中に溶解した状態で、陽極と陰極
の間の溶融塩に通電し溶融塩の電気分解によって陰極に
析出物を析出させると共に、陽極で発生するガスを利用
したガスリフト効果によって、吸い込み口から溶融塩を
陽極内に吸い込み、放出口から陽極外に流出させ、坩堝
内の溶融塩を攪拌するようにしたことを特徴とする使用
済核燃料の再処理装置。1. A crucible containing a molten salt, a heating means for heating the molten salt, and an electrode module inserted into the molten salt, wherein the electrode module has a rod-shaped cathode located at the center. , A cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds the two together, and a suction port is opened in the lower part of the anode, and a discharge port is formed in the vicinity of the molten salt liquid surface of the anode. With an open structure, the spent nuclear fuel is dissolved in the molten salt, and the molten salt between the anode and the cathode is energized to cause electrolysis of the molten salt to deposit a deposit on the cathode and generate on the anode. The molten salt is sucked into the anode from the suction port and outflowed to the outside of the anode from the discharge port by the gas lift effect using the gas that is used to stir the molten salt in the crucible. Processing equipment. 【請求項２】 陰極は、その中を軸方向に貫通するガス
通路を有し、上方からプロセスガスを陽極内に吹き込
み、ガスリフト効果を増加させるようにした請求項１記
載の使用済核燃料の再処理装置。2. The spent nuclear fuel recycle according to claim 1, wherein the cathode has a gas passage axially penetrating therethrough, and the process gas is blown into the anode from above to increase the gas lift effect. Processing equipment. 【請求項３】 坩堝上部に、電極モジュールと並んで、
使用済核燃料を収容するホッパが設置されている請求項
２記載の使用済核燃料の再処理装置。3. On the upper part of the crucible, along with the electrode module,
3. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to claim 2, wherein a hopper for containing the spent nuclear fuel is installed. 【請求項４】 溶融塩を収容した坩堝と、溶融塩を加熱
するための加熱手段と、溶融塩中に挿入される電極モジ
ュールを具備し、 該電極モジュールは、中央に位置する棒状の陰極と、該
陰極を取り囲むように間隔をおいて位置する筒状の陽極
と、両者を結合保持する絶縁材からなり、陰極は、その
中を軸方向に貫通するガス通路を有して上方からプロセ
スガスを陽極内に吹き込み可能とし、陽極は、その下部
で吸い込み口が開口し溶融塩液面近傍で放出口が開口し
ている構造をなし、該放出口が開口している位置近傍の
陽極の外周に使用済核燃料装荷室が設置され、 陽極と陰極の間の溶融塩に通電し溶融塩の電気分解によ
って陰極に析出物を析出させると共に、陽極で発生する
ガスを利用したガスリフト効果によって、吸い込み口か
ら溶融塩を陽極内に吸い込み、放出口から陽極外に流出
させ、放出口から出たガスと溶融塩が前記使用済核燃料
装荷室内の使用済核燃料中を通過して坩堝内に流出する
と共に坩堝内の溶融塩を攪拌するようにしたことを特徴
とする使用済核燃料の再処理装置。4. A crucible containing a molten salt, a heating means for heating the molten salt, and an electrode module inserted into the molten salt, wherein the electrode module has a rod-shaped cathode located at the center. , A cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds the two together, and the cathode has a gas passage axially penetrating therethrough, and has a process gas from above. Can be blown into the anode, and the anode has a structure in which the suction port is opened in the lower part and the discharge port is opened near the molten salt liquid surface, and the outer periphery of the anode in the vicinity of the position where the discharge port is opened. A spent nuclear fuel loading chamber is installed in the fuel cell, and the molten salt between the anode and the cathode is energized to cause electrolysis of the molten salt to deposit a deposit on the cathode, and the gas lift effect using the gas generated at the anode causes the suction port. From molten salt The molten salt in the crucible is sucked into the anode and discharged from the discharge port to the outside of the anode, and the gas and the molten salt discharged from the discharge port pass through the spent nuclear fuel in the spent nuclear fuel loading chamber and flow out into the crucible. A spent nuclear fuel reprocessing apparatus characterized in that the fuel is agitated. 【請求項５】 溶融塩を収容した坩堝と、溶融塩を加熱
するための加熱手段と、溶融塩中に挿入される電極モジ
ュールを具備し、 該電極モジュールは、中央に位置する棒状の陰極と、該
陰極を取り囲むように間隔をおいて位置する筒状の陽極
と、両者を結合保持する絶縁材からなり、陰極は、その
中を軸方向に貫通するガス通路を有して上方からプロセ
スガスを陽極内に吹き込み可能とし、陽極は下端が閉塞
し、側面下部で吸い込み口が開口し、溶融塩液面近傍で
放出口が開口していて、底部に導電性通気部材が配置さ
れている構造をなし、前記陰極のガス通路の上方に使用
済核燃料を収容するホッパが設置され、 前記ホッパからガス通路を通して使用済核燃料を陽極底
部に供給し、プロセスガスが使用済核燃料を溶解して陽
極内に流出し、陽極と陰極の間の溶融塩に通電し溶融塩
の電気分解によって陰極に析出物を析出させると共に、
陽極で発生するガスを利用したガスリフト効果によって
放出口から陽極外に流出させ、坩堝内の溶融塩を攪拌す
るようにしたことを特徴とする使用済核燃料の再処理装
置。5. A crucible containing a molten salt, a heating means for heating the molten salt, and an electrode module inserted into the molten salt, wherein the electrode module has a rod-shaped cathode located at the center. , A cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds the two together, and the cathode has a gas passage axially penetrating therethrough, and has a process gas from above. Can be blown into the anode, the lower end of the anode is closed, the suction port is opened at the lower side of the side face, the discharge port is opened near the liquid surface of the molten salt, and the conductive ventilation member is arranged at the bottom. A hopper for containing spent nuclear fuel is installed above the gas passage of the cathode, the spent nuclear fuel is supplied from the hopper to the bottom of the anode through the gas passage, and the process gas melts the spent nuclear fuel to cause the inside of the anode. Spilled into With precipitating the precipitate on the cathode by electrolysis of poles and the cathode energized molten salt in the molten salt between,
An apparatus for reprocessing spent nuclear fuel, characterized in that the molten salt in the crucible is agitated by causing the gas generated at the anode to flow out of the anode through a discharge port by a gas lift effect. 【請求項６】 陰極の上方部分にヒータを設置し、プロ
セスガスを予め溶融塩電解が可能な温度まで余熱して坩
堝内の温度を維持する一方、坩堝を外部から冷却するこ
とで坩堝内面に溶融塩の凝固層を形成させるようにした
請求項２乃至５のいずれかに記載の使用済核燃料の再処
理装置。6. A heater is installed above the cathode to preheat the process gas to a temperature at which molten salt electrolysis can be performed in advance to maintain the temperature inside the crucible, while cooling the crucible from the outside, the inner surface of the crucible is cooled. The spent fuel reprocessing apparatus according to any one of claims 2 to 5, wherein a solidified layer of molten salt is formed. 【請求項７】 坩堝が酸化物セラミックスで内張りされ
ている請求項１乃至６のいずれかに記載の使用済核燃料
の再処理装置。7. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to claim 1, wherein the crucible is lined with oxide ceramics. 【請求項８】 加熱手段が加熱炉である請求項１乃至７
のいずれかに記載の使用済核燃料の再処理装置。8. The heating means is a heating furnace.
The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to any one of 1. 【請求項９】 加熱手段が、坩堝の外周に設置した高周
波誘導コイルと、電極モジュールの外周に設置した発熱
体との組み合わせからなり、該発熱体を高周波誘導で発
熱させるように構成されている請求項１乃至７のいずれ
かに記載の使用済核燃料の再処理装置。9. The heating means comprises a combination of a high frequency induction coil installed on the outer periphery of the crucible and a heating element installed on the outer periphery of the electrode module, and is configured to generate heat by the high frequency induction. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to any one of claims 1 to 7. 【請求項１０】 １つの坩堝内に複数の電極モジュール
を配置した請求項１乃至９のいずれかに記載の使用済核
燃料の再処理装置。10. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to claim 1, wherein a plurality of electrode modules are arranged in one crucible. 【請求項１１】 溶融塩を収容した坩堝と、その溶融塩
を加熱するための加熱手段と、溶融塩中に挿入される電
極モジュールと、排気ポンプを具備している電解槽と、
溶融塩を収容した坩堝と、その溶融塩を加熱するための
加熱手段と、排気ポンプを具備している燃料溶解・析出
物回収槽との組み合わせからなり、 前記電極モジュールは、中央に位置する管状の陰極と、
該陰極を取り囲むように間隔をおいて位置する筒状の陽
極と、両者を結合保持する絶縁材からなり、陽極の下部
で吸い込み口が開口し、陽極の溶融塩液面近傍で放出口
が開口し、陰極と陽極とが相対的に回転可能で陽極内面
に陰極析出物を削り落とすスクレーパを有する構造をな
し、 電解槽と燃料溶解・析出物回収槽との間を溶融塩流通路
で接続すると共に、電解槽の陰極上端と燃料溶解・析出
物回収槽内の析出物回収バスケットとの間を析出物流通
路で連絡し、 使用済核燃料を溶解した溶融塩を定期的に電解槽の排気
ポンプのサイフォン効果で電解槽に移送する一方、スク
レーパで削り落とした析出物を定期的に燃料溶解・析出
物回収槽の排気ポンプのサイフォン効果で析出物回収バ
スケットに移送するようにしたことを特徴とする使用済
核燃料の再処理装置。11. A crucible containing a molten salt, a heating means for heating the molten salt, an electrode module inserted into the molten salt, and an electrolytic cell provided with an exhaust pump,
The crucible containing the molten salt, a heating means for heating the molten salt, and a combination of a fuel dissolution / precipitate recovery tank equipped with an exhaust pump, wherein the electrode module has a tubular shape at the center. The cathode of
It consists of a cylindrical anode located at a distance so as to surround the cathode, and an insulating material that holds the two together, and a suction port opens at the bottom of the anode, and a discharge port opens near the molten salt liquid surface of the anode. The cathode and anode are rotatable relative to each other, and the inner surface of the anode has a scraper that scrapes off the cathode deposits.The electrolytic tank and the fuel dissolution / precipitate recovery tank are connected by a molten salt flow passage. At the same time, the upper end of the cathode of the electrolytic cell and the precipitate recovery basket in the fuel dissolution / precipitate recovery tank are connected by a deposition flow passage, and the molten salt in which the spent nuclear fuel is dissolved is periodically discharged from the exhaust pump of the electrolytic cell. It is characterized in that while it is transferred to the electrolytic cell by the siphon effect, the precipitate scraped off by the scraper is periodically transferred to the precipitate recovery basket by the siphon effect of the exhaust pump of the fuel dissolution / precipitate recovery tank. use Re-processing unit of the nuclear fuel. 【請求項１２】 請求項１乃至１１のいずれかに記載の
使用済核燃料の再処理装置を使用し、塩素を含むプロセ
スガスを供給し、電極に通電して陰極に酸化ウランを析
出させることを特徴とする使用済核燃料の再処理方法。12. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to claim 1, wherein a process gas containing chlorine is supplied and an electrode is energized to deposit uranium oxide on the cathode. Characteristic method for reprocessing spent nuclear fuel. 【請求項１３】 請求項１乃至１１のいずれかに記載の
使用済核燃料の再処理装置を使用し、塩素及び酸素を含
むプロセスガスを供給し、電極に通電して溶融塩中の塩
化プルトナスを塩化プルトニルに酸化しながら溶融塩電
解を行い、陰極に酸化ウランと酸化プルトニウムを混合
状態で析出させることを特徴とする使用済核燃料の再処
理方法。13. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to any one of claims 1 to 11 is used, a process gas containing chlorine and oxygen is supplied, and the electrodes are energized to remove plutonas chloride in molten salt. A method for reprocessing spent nuclear fuel, which comprises performing molten salt electrolysis while oxidizing to plutonyl chloride to deposit uranium oxide and plutonium oxide in a mixed state on a cathode. 【請求項１４】 請求項２又は３に記載の使用済核燃料
の再処理装置を使用し、電極への通電開始前に、陰極の
ガス通路を通じて塩素ガスを吹き込み、坩堝底部に装荷
した使用済核燃料をガスリフト効果で溶融塩中に舞い上
げ、溶解を促進するようにした使用済核燃料の再処理方
法。14. The spent nuclear fuel reprocessing apparatus according to claim 2 or 3, wherein chlorine gas is blown through a gas passage of a cathode to start the energization of an electrode and the bottom of the crucible is loaded with the spent nuclear fuel. A method of reprocessing spent nuclear fuel, in which the gas is lifted into the molten salt by a gas lift effect to promote dissolution.
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