JP2004028808A

JP2004028808A - Reprocessing method for spent fuel

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Publication number: JP2004028808A
Application number: JP2002185962A
Authority: JP
Inventors: Yoshiyuki Yasuike; 安池　由幸; Kazunori Suzuki; 鈴木　和則; Koji Mizuguchi; 水口　浩司; Kazuo Arie; 有江　和夫; Yasuhisa Ikeda; 池田　泰久
Original assignee: Toshiba Corp; Institute of Research and Innovation
Current assignee: Toshiba Corp; Institute of Research and Innovation
Priority date: 2002-06-26
Filing date: 2002-06-26
Publication date: 2004-01-29
Anticipated expiration: 2022-06-26
Also published as: JP4025125B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To enhance separation efficiency for separating an impurity from a nuclear material, and to enhance a reprocessing speed. <P>SOLUTION: A fuel rod is heat-treated under chlorine gas to chlorinate a spent fuel and a sheathing material (first chlorination processing). A solid component provided in the first chlorination processing is heat-treated under chlorine gas containing a reductant (second chlorination processing). A gas component obtained in the second chlorination processing is recovered as a solid component (gas component recovery), and the solid component is heat-treated under the presence of mixture gas comprising chlorine gas and oxygen gas (oxidation processing). The solid component provided in the second chlorination processing is heat-treated under inert gas (FP separation processing). A solid component obtained in the oxidation processing, and a solid component obtained in the FP separation processing are dissolved into a molten salt to electrolyze the molten salt (MOX electrolyzing processing). <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所の軽水炉（ＬＷＲ）、高速増殖炉（ＦＢＲ）等の各種原子炉から回収された使用済み燃料中のウランやプルトニウムを核分裂生成物などから分離し、回収したウランやプルトニウムを燃料として再利用できるようにする使用済み燃料の再処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉から回収された使用済み燃料中には、ウラン、プルトニウムの他に、核分裂生成物などが含まれている。高速増殖炉は、軽水炉と比較して、使用済み燃料中に貴金属が蓄積しやすい。また、軽水炉においても、長期運転を続けると貴金属が使用済み燃料中に蓄積する。ウランやプルトニウムは再処理工程を経て燃料として再利用される。
【０００３】
再処理方法には、使用済み燃料を酸に溶解して溶液状態で処理する湿式法と、使用済み燃料をそのまま高温で処理する乾式法とがある。
【０００４】
乾式法には、湿式法と比べて、有機溶媒、イオン交換樹脂等の有機物質を用いないため、放射線損傷の問題が少なく、冷却期間を著しく短くできる、湿式法に比べて処理工程が少なく、かつ水溶液を用いないので、装置の数を少なく、寸法を小さくできる、放射性廃棄物の量が少なく、かつ固体の状態で発生するので、取り扱い貯蔵に便利である、等の本質的な長所がある（「原子力ハンドブック」、浅田忠一他、オーム社、ｐ．５９３）。
【０００５】
本発明者らは乾式法の一つである溶融塩電解再処理方法において、除染能力を高めるために、使用済み燃料の溶融塩への溶解と電解を同時に行う再処理方法を開発した（特開平９−９００８９号公報）。しかし、酸化ウランと貴金属は電解時の析出電位が近いため、この再処理方法では、同時電解により回収された酸化ウラン中に貴金属が含まれやすい。
【０００６】
そこで、本発明者らは、酸化ウラン中への貴金属の混入を低減するために、同時電解により析出した酸化ウランと貴金属を溶融塩に溶解した後、貴金属が酸化ウランより先に析出するような低い電流密度で電解することにより、酸化ウランと貴金属とを分離する再処理方法を開発した（特開２０００−１５５１９３号公報）。しかし、この再処理方法では、回収された貴金属中に酸化ウランが一部含まれ、酸化ウランの回収率が低かった。また、特開２０００−１５５１９３号公報には、貴金属を溶融金属に溶解させることにより、酸化ウランと貴金属とを分離する再処理方法が記載されているが、この再処理方法では、貴金属を溶解した溶融金属を蒸留する工程が必要となり、再処理コストが増加した。
【０００７】
そこで、本発明者らは、酸化ウランと貴金属とを、酸化ウランを無駄にすることなく、低コストで分離するために、更に、以下の再処理方法を開発した。
【０００８】
第一に、使用済み燃料を溶融塩に溶解させる第一溶解工程と、第一溶解工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる貴金属と一部の酸化ウランを陰極の表面に析出回収し、溶融塩中から貴金属を除染する第一貴金属電解除染工程と、第一貴金属電解除染工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる酸化ウランを陰極の表面に析出回収する第一電解工程と、第一貴金属電解除染工程で回収された貴金属と一部の酸化ウランを再び溶融塩に溶解させる第二溶解工程と、第二溶解工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる貴金属を陰極の表面に析出回収して、溶融塩中から貴金属を除染する第二貴金属電解除染工程と、第二貴金属電解除染工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み酸化物燃料に含まれる酸化ウランを陰極の表面に析出回収する第二電解工程とを有する再処理方法を開発した。
【０００９】
第一貴金属電解除染工程では、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値と同等の電流密度の電解を行い、第二貴金属電解除染工程では、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値よりも低い電流密度の電解を行う。
貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値ｉ_ＮＭは以下のように表すことができ、Ｄ_ＮＭとＣ_ＮＭとδ_ＮＭを測定することによりｉ_ＮＭを決定することができる。
【数１】

【００１０】
第二に、使用済み燃料の一部を溶融塩に溶解させる第一溶解工程と、残りの使用済み燃料を陽極とし、第一溶解工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて、使用済み燃料に含まれる酸化ウランを溶融塩に溶解させると同時に電解し、酸化ウランを陰極の表面に析出回収する第一電解工程と、使用済み燃料に含まれる貴金属が溶解し始めたところで電解を中止し、溶け残っている使用済み燃料を溶融塩に溶解させる第二溶解工程と、陰極を別の固体電極に交換して電解し、使用済み燃料に含まれる貴金属を陰極の表面に析出回収して、溶融塩中から貴金属を除染する貴金属電解除染工程と、貴金属電解除染工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる酸化ウランを陰極の表面に析出回収する第二電解工程とを有する再処理方法を開発した。貴金属電解除染工程では、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値よりも低い電流密度の電解を行う。
【００１１】
第三に、使用済み燃料を溶融塩に溶解させる溶解工程と、溶解工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる貴金属と一部の酸化ウランを陰極の表面に析出回収し、溶融塩中から貴金属を除染する貴金属電解除染工程と、貴金属電解除染工程で回収された貴金属と酸化ウランを、付着した塩を除去した後に加振機で振動させ、貴金属と酸化ウランを分層させて、それぞれ分離回収する分離工程と、貴金属電解除染工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる酸化ウランを陰極の表面に析出回収する電解工程とを有する再処理方法を開発した。
貴金属電解除染工程では、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値と同等、またはそれよりも低い電流密度の電解を行う。
【００１２】
第四に、使用済み燃料を溶融塩に溶解させる溶解工程と、溶解工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる貴金属と一部の酸化ウランを陰極の表面に析出回収し、溶融塩中から貴金属を除染する貴金属電解除染工程と、貴金属電解除染工程で回収された貴金属と酸化ウランを水中で超音波振動機で振動させ、付着した塩を除去しながら貴金属と酸化ウランを分層させて、それぞれ分離回収する超音波分離工程と、貴金属電解除染工程後の溶融塩に浸漬された固体電極を陰極として用いて電解し、使用済み燃料に含まれる酸化ウランを陰極の表面に析出回収する電解工程とを有する再処理方法を開発した。
貴金属電解除染工程では、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値と同等、またはそれよりも低い電流密度の電解を行う。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、新たに開発した再処理方法では、貴金属電解除染工程において、貴金属の電解析出で使われる限界拡散電流密度値と同等、またはそれよりも低い電流密度の電解が行われるため、処理速度が遅いという問題点があった。
【００１４】
また、新たに開発した再処理方法でもパラジウムの完全分離ができないという問題点があった。
【００１５】
また、溶融塩電解再処理方法で再処理する場合、使用済み燃料を燃料棒から取り出さなければならないが、その方法が十分に確立されていない。
【００１６】
また、高速増殖炉の燃料集合体は螺旋状に巻き付けたワイヤで燃料棒間隔を保った燃料棒束を六角形状のラッパ管に入れた構造であるため、使用済みの高速増殖炉燃料を再処理するために燃料集合体を解体したとき、燃料棒がばらばらになり、作業効率が悪いという問題点があった。
【００１７】
この発明は以上の観点からなされたもので、貴金属や希土類元素などの不純物と、ウランやプルトニウムとの分離効率が高く、再処理速度が速い使用済み燃料の再処理方法を得ることを目的とする。
【００１８】
また、脱被覆が容易な使用済み燃料の再処理方法を得ることを目的とする。
【００１９】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る第一の使用済み燃料の再処理方法は、使用済み燃料を被覆材に含んでなる燃料棒を、塩素ガス中で熱処理して、使用済み燃料及び被覆材を塩素化する第一塩素化処理工程と、第一塩素化処理工程で得られた固体成分を、還元剤を含んだ塩素ガス中で熱処理し、ウランの塩化物を含む気体成分と、プルトニウムの塩化物を含む固体成分とを得る第二塩素化処理工程と、第二塩素化処理工程で得られた固体成分を、不活性ガス中で熱処理し、その固体成分中の不純物を含む気体成分と、プルトニウムの塩化物を含む固体成分とを得るＦＰ分離処理工程と、ウランのオキシ塩化物とＦＰ分離処理工程で得られた固体成分とを溶融塩に溶解させ、その後、その溶融塩を電解し、ウランの酸化物及びプルトニウムの酸化物を析出させるＭＯＸ電解処理工程とを備えたことを特徴とする。
【００２０】
本発明に係る第二の使用済み燃料の再処理方法は、使用済み燃料を被覆材に含んでなる燃料棒を、塩素ガス中で熱処理して、使用済み燃料及び被覆材を塩素化する第一塩素化処理工程と、第一塩素化処理工程で得られた固体成分を、還元剤を含んだ塩素ガス中で熱処理し、ウランの塩化物を含む気体成分と、プルトニウムの塩化物を含む固体成分とを得る第二塩素化処理工程と、第二塩素化処理工程で得られた気体成分を固体成分として回収する気体成分回収工程と、気体成分回収工程で得られた固体成分を、塩素ガスと酸素ガスとの混合ガス中で熱処理して、その固体成分中の不純物を含む気体成分と、ウランのオキシ塩化物を含む固体成分とを得る酸化処理工程と、酸化処理工程で得られた固体成分を溶融塩に溶解させ、その後、その溶融塩を電解し、ウランの酸化物を析出させる酸化ウラン電解処理工程とを備えたことを特徴とする。
【００２１】
本発明に係る第三の使用済み燃料の再処理方法は、使用済み燃料を被覆材に含んでなる燃料棒を、塩素ガス中で熱処理して、使用済み燃料及び被覆材を塩素化する第一塩素化処理工程と、第一塩素化処理工程で得られた固体成分を、還元剤を含んだ塩素ガス中で熱処理し、ウランの塩化物を含む気体成分と、プルトニウムの塩化物を含む固体成分とを得る第二塩素化処理工程と、第二塩素化処理工程で得られた気体成分を固体成分として回収する気体成分回収工程と、気体成分回収工程で得られた固体成分を、塩素ガスと酸素ガスとの混合ガス中で熱処理して、その固体成分中の不純物を含む気体成分と、ウランのオキシ塩化物を含む固体成分とを得る酸化処理工程と、第二塩素化処理工程で得られた固体成分を、不活性ガス中で熱処理し、その固体成分中の不純物を含む気体成分と、プルトニウムの塩化物を含む固体成分とを得るＦＰ分離処理工程と、酸化処理工程で得られた固体成分とＦＰ分離処理工程で得られた固体成分とを溶融塩に溶解させ、その後、その溶融塩を電解し、ウランの酸化物及びプルトニウムの酸化物を析出させるＭＯＸ電解処理工程とを備えたことを特徴とする。
【００２２】
上述した第一から第三の使用済み燃料の再処理方法では、第一塩素化処理工程における熱処理温度が１６０℃から３５０℃の範囲であることが好ましく、第二塩素化処理工程における熱処理温度が４２０℃から７００℃の範囲であることが好ましい。
【００２３】
また、上述した第一及び第三の使用済み燃料の再処理方法では、ＦＰ分離処理工程における熱処理温度が８００℃から１０００℃の範囲であることが好ましい。
【００２４】
また、上述した第二及び第三の使用済み燃料の再処理方法では、酸化処理工程における混合ガス中の酸素ガスのモル分率が０．２以下であることが好ましく、熱処理温度が６００℃から７００℃の範囲であることが好ましい。
【００２５】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の一形態を説明する。
実施の形態１．
図１は本発明の実施の形態１による使用済み燃料の再処理方法の工程図である。実施の形態１では、高速増殖炉から回収された使用済み燃料を再処理する場合について説明する。高速増殖炉では、酸化プルトニウム（ＰｕＯ_２）と酸化ウラン（ＵＯ_２）との混合酸化物（ＭＯＸ）燃料を使用し、ＳＵＳ３１６ステンレス（Ｆｅ６８％＋Ｃｒ１８％＋Ｎｉ１２％＋Ｍｏ２％）製の被覆材を使用する。高速増殖炉から回収された使用済み燃料中には、核分裂生成物として、ネオジウム（Ｎｄ）などの希土類元素やパラジウム（Ｐｄ）などの貴金属が含まれている。
【００２６】
図２は図１中の第一塩素化処理工程を模式的に示す図である。図３は図１中の第二塩素化処理工程を模式的に示す図である。図４は図１中の酸化処理工程を模式的に示す図である。図５は図１中のＦＰ分離処理工程を模式的に示す図である。図６は図１中のＭＯＸ電解処理工程を模式的に示す図である。図７は図１中の酸化ウラン電解処理工程を模式的に示す図である。
【００２７】
表１は図１に示す使用済み燃料の再処理方法に関与する主な元素の化合物の揮発温度を示している。表２は図１中の第一塩素化処理工程（温度が３００℃の場合）に関与する主な元素の移行挙動を示している。表３は図１中の第二塩素化処理工程（温度が６６０℃の場合）に関与する主な元素の移行挙動を示している。表４は図１中の酸化処理工程（温度が６６０℃、酸素ガスのモル分率が０．２の場合）に関与する主な元素の移行挙動を示している。表５は図１中のＦＰ分離処理工程（温度が１０００℃の場合）に関与する主な元素の移行挙動を示している。図８は図１中の酸化処理工程（温度が６００℃の場合）に関与する主な元素の化合物の存在量と混合ガス中の酸素ガスのモル分率との関係を示す特性図である。
【表１】

【表２】

【表３】

【表４】

【表５】

【００２８】
第一塩素化処理工程１において、使用済みの混合酸化物（ＭＯＸ）燃料をＳＵＳ３１６ステンレス製の被覆材内に含んでなる燃料棒１１を反応器１２内に配置し、塩素（Ｃｌ_２）ガスを反応器１２に流入させながら１６０℃から３５０℃の範囲で熱処理する。反応器１２から流出する気体成分中には、被覆材に起因するものとして塩化鉄及び塩化モリブデンが含まれ、その他に塩素ガス、ガス状の核分裂生成物（ＦＰ）などが含まれる。反応器１２内に残留する固体成分中には、使用済み燃料に起因するものとしてウラン酸化物、ウラン塩化物、ウランオキシ塩化物、プルトニウム酸化物、プルトニウム塩化物、プルトニウムオキシ塩化物、塩化ネオジウム及び塩化パラジウムが含まれ、被覆材に起因するものとして塩化クロム及び塩化ニッケルが含まれる。この工程１により、使用済み燃料が脱被覆される。
【００２９】
第一塩素化処理工程１を１６０℃から３５０℃の範囲で行う理由は、表１に示すように、１６０℃より温度が高ければ、塩化鉄及び塩化モリブデンが完全に揮発すること、及び３５０℃より温度が高くなると、塩化クロムが揮発し始めることによる。例えば、熱処理温度が３００℃の場合、表２に示すように、鉄（Ｆｅ）及びモリブデン（Ｍｏ）はすべて気体として存在し、ウラン（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）、ネオジウム（Ｎｄ）、パラジウム（Ｐｄ）、クロム（Ｃｒ）及びニッケル（Ｎｉ）はすべて固体として存在する。
【００３０】
この工程１で生じる使用済み燃料に起因する主な反応は以下の通りである。
ＵＯ_２＋Ｃｌ_２→ＵＯ_２Ｃｌ_４
ＰｕＯ_２＋Ｃｌ_２→ＰｕＯ_２Ｃｌ_２
Ｐｄ＋Ｃｌ_２→ＰｄＣｌ_２
Ｎｄ＋３／２Ｃｌ_２→ＮｄＣｌ_３
この工程１で生じる被覆材に起因する主な反応は以下の通りである。
２Ｆｅ＋３Ｃｌ_２→２ＦｅＣｌ_３
２ＦｅＣｌ_３→Ｆｅ_２Ｃｌ_６↑
Ｃｒ＋３／２Ｃｌ_２→ＣｒＣｌ_３
Ｎｉ＋Ｃｌ_２→ＮｉＣｌ_２
Ｍｏ＋５／２Ｃｌ_２→ＭｏＣｌ_５↑
【００３１】
第二塩素化処理工程２において、第一塩素化処理工程１で反応器１２に残留する固体成分１３を、塩素（Ｃｌ_２）ガスを炭素（Ｃ）粉末等の還元剤とともに反応器１２に流入させながら４２０℃から７００℃の範囲で熱処理する。反応器１２から流出する気体成分中には、使用済み燃料に起因するものとしてウラン塩化物が含まれ、被覆材に起因するものとして塩化クロムが含まれ、その他に一酸化炭素、二酸化炭素、塩素ガスなどが含まれる。反応器１２内に残留する固体成分中には、使用済み燃料に起因するものとしてプルトニウム塩化物、塩化ネオジウム及び塩化パラジウムが含まれ、被覆材に起因するものとして塩化ニッケルが含まれる。この工程２により、ウラン（Ｕ）と、プルトニウム（Ｐｕ）とが簡易分離される。
【００３２】
第二塩素化処理工程２を４２０℃から７００℃の範囲で行う理由は、表１に示すように、４２０℃より温度が高ければ、ウラン塩化物及び塩化クロムが揮発すること、及び７００℃より温度が高くなると、塩化ニッケルが揮発し始めることによる。例えば、熱処理温度が６６０℃の場合、表３に示すように、ウラン（Ｕ）及びクロム（Ｃｒ）はすべて気体として存在し、プルトニウム（Ｐｕ）、ネオジウム（Ｎｄ）、パラジウム（Ｐｄ）及びニッケル（Ｎｉ）はすべて固体として存在する。
【００３３】
この工程２で生じる使用済み燃料に起因する主な反応は以下の通りである。
ＵＯ_２Ｃｌ_２＋Ｃｌ_２＋Ｃ→ＵＣｌ_４＋ＣＯ_２
ＵＯ_２＋Ｃ＋Ｃｌ_２ →ＵＣｌ_４＋ＣＯ_２
ＵＣｌ_４＋１／２Ｃｌ_２→ＵＣｌ_５↑
ＵＣｌ_４→ＵＣｌ_４↑
ＰｕＯ_２＋３／２Ｃｌ_２＋Ｃ→ＰｕＣｌ_３＋ＣＯ_２
ＰｕＯ_２Ｃｌ_２＋１／２Ｃｌ_２＋Ｃ→ＰｕＣｌ_３＋ＣＯ_２
この工程２で生じる被覆材に起因する主な反応は以下の通りである。
ＣｒＣｌ_３＋１／２Ｃｌ_２→　ＣｒＣｌ_４↑
【００３４】
気体成分回収工程３において、第二塩素化処理工程２で反応器１２から流出する気体成分を冷却し、ウラン塩化物、塩化ネオジウム、塩化クロム及び塩化ニッケルを含む固体成分を回収する。
【００３５】
酸化処理工程４において、気体成分回収工程３で回収された固体成分１４を反応器１５内に配置し、塩素（Ｃｌ_２）ガスと酸素（Ｏ_２）ガスとの混合ガスを反応器１５に流入させながら３５０℃から７００℃の範囲で熱処理する。混合ガス中の酸素ガスのモル分率（すなわち、酸素ガスの分圧／（酸素ガスの分圧＋塩素ガスの分圧））は０．２以下である。反応器１５から流出する気体成分中には、被覆材に起因するものとして塩化クロムが含まれ、その他に塩素ガス、酸素ガスなどが含まれる。反応器１５内に残留する固体成分中には、使用済み燃料に起因するものとしてウランオキシ塩化物が含まれる。この工程４により、クロム（Ｃｒ）が除去され、ウラン（Ｕ）が精製される。
【００３６】
酸化処理工程４を３５０℃から７００℃の範囲で行う理由は、表１に示すように、３５０℃より温度が高ければ、塩化クロムが揮発すること、及び７００℃より温度が高くなると、ウランオキシ塩化物が揮発し始めることによる。混合ガス中の酸素ガスのモル分率を０．２以下とする理由は、それ以下においてウラン塩化物及びウランオキシ塩化物が安定して存在することによる。表４に示すように、混合ガス中の酸素ガスのモル分率が０．２、熱処理温度が６６０℃である場合、クロム（Ｃｒ）はすべて気体として存在し、ウラン（Ｕ）はすべて固体として存在する。
【００３７】
この工程４で生じる使用済み燃料に起因する主な反応は以下の通りである。
ＵＣｌ_４＋Ｏ_２→ＵＯ_２Ｃｌ_２＋Ｃｌ_２
２ＵＣｌ_５＋２Ｏ_２→２ＵＯ_２Ｃｌ_２＋３Ｃｌ_２
この工程４で生じる被覆材に起因する主な反応は以下の通りである。
ＣｒＣｌ_４→ＣｒＣｌ_３↑＋１／２Ｃｌ_２
ＣｒＣｌ_４→ＣｒＣｌ_４↑
【００３８】
ＦＰ分離処理工程５において、第二塩素化処理工程２で反応器１２内に残留する固体成分１６を、アルゴン（Ａｒ）ガスなどの不活性ガスを反応器１２に流入させながら８００から１０００℃の範囲で熱処理する。反応器１２から流出する気体成分中には、使用済み燃料に起因するものとして塩化ネオジウム及び塩化パラジウムが含まれ、被覆材に起因するものとして塩化ニッケルが含まれ、その他に不活性ガスなどが含まれる。反応器１２内に残留する固体成分中には、使用済み燃料に起因するものとしてプルトニウム塩化物が含まれる。この工程５により、ネオジウム（Ｎｄ）、パラジウム（Ｐｄ）などの不純物が除去され、プルトニウム（Ｐｕ）が精製される。
【００３９】
ＦＰ分離処理工程５を８００℃から１０００℃の範囲で行う理由は、表１に示すように、８００℃より温度が高ければ、塩化ネオジウム、塩化パラジウム及び塩化ニッケルが揮発すること、及び１０００℃より温度が高くなると、プルトニウム塩化物が揮発し始めることによる。表５に示すように、熱処理温度が１０００℃である場合、ネオジウム（Ｎｄ）、パラジウム（Ｐｄ）及びニッケル（Ｎｉ）はすべて気体として存在し、プルトニウム（Ｐｕ）はすべて固体として存在する。
【００４０】
ＭＯＸ電解処理工程６において、先ず、酸化処理工程４で反応器１５内に残留する一部の固体成分とＦＰ分離処理工程５で反応器１２内に残留する固体成分とを、グラファイト製のるつぼ１７内に収納された溶融塩１８に投入する。そして、塩素（Ｃｌ_２）ガスと酸素（Ｏ_２）ガスとの混合ガスをガス吹込み管１９を通して溶融塩１８中に吹き込んで均一に攪拌しながらそれらの固体成分を溶融塩１８に溶解させる。固体成分の溶解中、プルトナスイオン（Ｐｕ^３＋）がプルトニルイオン（ＰｕＯ_２ ^２＋）に酸化され、ウランイオン（Ｕ^４＋）がウラニルイオン（ＵＯ_２ ^２−　）に酸化される。溶融塩１８の温度は７００℃程度である。溶融塩１８としては、ナトリウム、カリウム、セシウム、あるいはリチウムなどの塩化物または弗化物、もしくはこれらの２種以上の混合物が好ましい。
【００４１】
その後、固体成分が溶解した溶融塩１８を、その溶融塩１８に浸漬された固体電極２０を陰極として用い、るつぼ１７を陽極として用いて電解する。電解により、以下に示す反応で顆粒状の酸化ウラン（ＵＯ_２）と酸化プルトニウム（ＰｕＯ_２）との混合酸化物（ＭＯＸ）２１が固体電極２０の表面に析出する。析出した顆粒状の混合酸化物（ＭＯＸ）２１は回収され、付着した塩が除去された後、振動充填法により被覆材に充填され、ＭＯＸ燃料として再利用される。ＭＯＸ燃料は炉心燃料に使用する。
ＵＯ_２ ^２＋＋２ｅ⁻→　ＵＯ_２
ＰｕＯ_２ ^２＋＋２ｅ⁻→ＰｕＯ_２
【００４２】
酸化ウラン電解処理工程７において、先ず、酸化処理工程４で反応器１５内に残留する残りの固体成分を、グラファイト製のるつぼ２２内に収納された溶融塩２３に投入する。そして、均一に攪拌しながらその固体成分を溶融塩２３に溶解させる。
【００４３】
その後、固体成分が溶解した溶融塩２３を、その溶融塩２３に浸漬された固体電極２４を陰極として用い、るつぼ２２を陽極として用いて電解する。電解により、以下に示す反応で顆粒状の酸化ウラン（ＵＯ_２）２５が固体電極２４の表面に析出する。析出した顆粒状の酸化ウラン（ＵＯ_２）２５は回収され、付着した塩が除去された後、振動充填法により被覆材に充填され、酸化ウラン燃料として再利用される。酸化ウラン燃料はブランケット燃料に使用する。
ＵＯ_２ ^２＋＋２ｅ⁻→ＵＯ_２
【００４４】
以上のように、本実施の形態１によれば、燃料棒１１を塩素ガス中で熱処理し、使用済み燃料及び被覆材を塩素化するので、使用済み燃料を容易に脱被覆することができる。
【００４５】
また、本実施の形態１によれば、熱処理によりネオジウム、パラジウムなどの不純物を除去するので、再処理を迅速に行うことができる。さらに、ネオジウム、パラジウムなどの不純物をウランやプルトニウムと十分に分離することができる。従って、品質の高いＭＯＸ燃料及び酸化ウラン燃料を迅速に製造することがきる。
【００４６】
また、本実施の形態１によれば、酸化処理工程４後の精製したウランとＦＰ分離処理工程５後の精製したプルトニウムとを用いてＭＯＸ燃料を製造するので、ＭＯＸ燃料を効率的に製造することができる。
【００４７】
なお、上述した実施の形態１では、高速増殖炉から回収された使用済み燃料を再処理する場合について説明したが、軽水炉から回収された使用済み燃料を再処理する場合にも、上述した再処理方法を適用することができる。軽水炉では、ジルカロイ合金製の被覆管を使用するので、軽水炉から回収された使用済み燃料を上述した再処理方法で再処理する場合には、第一塩素化処理工程１において、反応器から流出する気体成分中に塩化ジルコニウムが含まれる温度範囲で燃料棒を熱処理する。その他の工程は上述した場合と同様に行う。
【００４８】
【発明の効果】
以上のように、本発明の使用済み燃料の再処理方法によれば、燃料棒を塩素ガス中で熱処理し、使用済み燃料及び被覆材を塩素化するので、使用済み燃料の脱被覆が容易である。
【００４９】
また、本発明の使用済み燃料の再処理方法によれば、熱処理により不純物を除去するので、再処理速度が向上する。さらに、不純物とウランやプルトニウムとの分離効率が向上する。
【００５０】
また、本発明の使用済み燃料の再処理方法によれば、酸化処理工程後の精製したウランとＦＰ分離処理工程後の精製したプルトニウムとを用いてＭＯＸ燃料を製造するので、ＭＯＸ燃料の製造効率が向上する。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施の形態１による使用済み燃料の再処理方法の工程図である。
【図２】第一塩素化処理工程を模式的に示す図である。
【図３】第二塩素化処理工程を模式的に示す図である。
【図４】酸化処理工程を模式的に示す図である。
【図５】ＦＰ分離処理工程を模式的に示す図である。
【図６】ＭＯＸ電解処理工程を模式的に示す図である。
【図７】酸化ウラン電解処理工程を模式的に示す図である。
【図８】酸化処理工程に関与する主な元素の化合物の存在量と混合ガス中の酸素ガスのモル分率との関係を示す特性図である。
【符号の説明】
１　第一塩素化処理工程
２　第二塩素化処理工程
３　気体成分回収工程
４　酸化処理工程
５　ＦＰ分離処理工程
６　ＭＯＸ電解処理工程
７　酸化ウラン電解処理工程
１１　燃料棒
１２　反応器
１３　固体成分
１４　固体成分
１５　反応器
１６　固体成分
１７　るつぼ
１８　溶融塩
１９　ガス吹込み管
２０　固体電極
２１　混合酸化物
２２　るつぼ
２３　溶融塩
２４　固体電極
２５　酸化ウラン[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention separates uranium and plutonium in spent fuel recovered from various reactors such as a light water reactor (LWR) and a fast breeder reactor (FBR) of a nuclear power plant from fission products and the like, and recovers uranium and plutonium. The present invention relates to a method for reprocessing spent fuel so that the fuel can be reused.
[0002]
[Prior art]
The spent fuel recovered from the reactor contains fission products in addition to uranium and plutonium. Precious metals tend to accumulate in spent fuel in fast breeder reactors as compared to light water reactors. Also, in a light water reactor, precious metals accumulate in spent fuel if the operation is continued for a long period. Uranium and plutonium are reused as fuel through a reprocessing step.
[0003]
The reprocessing method includes a wet method in which spent fuel is dissolved in an acid and treated in a solution state, and a dry method in which spent fuel is directly treated at a high temperature.
[0004]
Compared to the wet method, the organic method such as an organic solvent and an ion-exchange resin are not used in the dry method.Therefore, there are few problems of radiation damage, and the cooling period can be significantly shortened. And since it does not use an aqueous solution, it has the following advantages: the number of devices can be reduced, the size can be reduced, the amount of radioactive waste is small, and it is generated in a solid state, which is convenient for handling and storage. ("Nuclear Power Handbook", Chuichi Asada et al., Ohmsha, p. 593).
[0005]
The present inventors have developed a reprocessing method for simultaneously dissolving spent fuel in molten salt and performing electrolysis in the molten salt electrolysis reprocessing method, which is one of the dry methods, in order to enhance the decontamination ability. JP-A-9-90089). However, since uranium oxide and a noble metal have close deposition potentials during electrolysis, in this reprocessing method, the noble metal is likely to be contained in uranium oxide recovered by simultaneous electrolysis.
[0006]
Therefore, the present inventors dissolve uranium oxide and a noble metal deposited by simultaneous electrolysis in a molten salt in order to reduce the incorporation of a noble metal into uranium oxide, such that the noble metal precipitates before uranium oxide. A reprocessing method for separating uranium oxide and a noble metal by electrolysis at a low current density was developed (Japanese Patent Laid-Open No. 2000-155193). However, in this reprocessing method, uranium oxide was partially contained in the recovered noble metal, and the recovery rate of uranium oxide was low. Japanese Patent Application Laid-Open No. 2000-155193 describes a reprocessing method for separating uranium oxide and a noble metal by dissolving a noble metal in a molten metal. In this reprocessing method, the noble metal is dissolved. A step of distilling the molten metal was required, increasing the cost of reprocessing.
[0007]
Therefore, the present inventors have further developed the following reprocessing method in order to separate uranium oxide and a noble metal at low cost without wasting uranium oxide.
[0008]
First, a first dissolving step of dissolving spent fuel in a molten salt, and electrolysis using a solid electrode immersed in the molten salt after the first dissolving step as a cathode, to be combined with a noble metal contained in the spent fuel. Part of uranium oxide is precipitated and collected on the surface of the cathode, and the first noble metal electrodischarge dyeing step of decontaminating the noble metal from the molten salt, and the solid electrode immersed in the molten salt after the first noble metal electrodischarge dyeing step is used as a cathode. The first electrolysis step, where uranium oxide contained in spent fuel is deposited and recovered on the surface of the cathode, and the noble metal recovered in the first noble metal electrodischarge dyeing step and some uranium oxide are again melted as a salt. The second dissolving step to dissolve in the molten salt after the second dissolving step, electrolysis using a solid electrode as a cathode, the noble metal contained in the spent fuel is deposited and collected on the surface of the cathode, the molten salt Second noble metal electrolysis to decontaminate noble metals from inside Dyeing step and electrolysis using the solid electrode immersed in the molten salt after the second noble metal electrodischarge dyeing step as a cathode, and the second electrolysis to precipitate and recover uranium oxide contained in the spent oxide fuel on the surface of the cathode A reprocessing method having a process was developed.
[0009]
In the first noble metal electrodischarge dyeing process, electrolysis with a current density equivalent to the critical diffusion current density value used in electrolytic deposition of noble metals is performed, and in the second noble metal electrodischarge dyeing process, the limit used in noble metal electrolytic deposition Electrolysis with a current density lower than the diffusion current density value is performed.
Critical diffusion current density value i used for electrolytic deposition of precious metals_NMCan be expressed as:_NMAnd C_NMAnd δ_NMBy measuring i_NMCan be determined.
(Equation 1)

[0010]
Second, the first dissolving step of dissolving a part of the spent fuel in the molten salt, and the remaining spent fuel as an anode, using a solid electrode immersed in the molten salt after the first dissolving step as a cathode The first electrolysis step of dissolving the uranium oxide contained in the spent fuel in the molten salt and electrolyzing it at the same time as depositing and recovering uranium oxide on the surface of the cathode, and the electrolysis when the noble metal contained in the spent fuel begins to dissolve And a second dissolution step of dissolving the remaining spent fuel in the molten salt, and replacing the cathode with another solid electrode for electrolysis and precipitating and collecting the noble metal contained in the spent fuel on the surface of the cathode Then, a noble metal electrodischarge dyeing step of decontaminating the noble metal from the molten salt, and electrolysis using a solid electrode immersed in the molten salt after the noble metal electrodischarge dyeing as a cathode, uranium oxide contained in the spent fuel Deposited on the surface of the cathode We developed a reprocessing method and a second electrolysis step of yield. In the noble metal electrodischarge dyeing step, electrolysis is performed at a current density lower than a critical diffusion current density value used in electrolytic deposition of the noble metal.
[0011]
Third, a dissolving step of dissolving the spent fuel in the molten salt, and electrolysis using a solid electrode immersed in the molten salt after the dissolving step as a cathode, the noble metal contained in the spent fuel and some uranium oxide Precipitated metal on the surface of the cathode to collect and remove the noble metal from the molten salt, and the noble metal and uranium oxide recovered in the noble metal electrodischarge dyeing process Separation process to separate and recover noble metal and uranium oxide, respectively, and electrolysis using solid electrode immersed in molten salt after pre-electrode release dyeing process as cathode, contained in spent fuel An electrolytic process for depositing and recovering uranium oxide on the surface of the cathode has been developed.
In the noble metal electrodischarging step, electrolysis is performed at a current density equal to or lower than the critical diffusion current density value used in the electrolytic deposition of the noble metal.
[0012]
Fourth, a dissolving step of dissolving the spent fuel in the molten salt, and electrolysis using a solid electrode immersed in the molten salt after the dissolving step as a cathode, the noble metal contained in the spent fuel and some uranium oxide Precious metal electrodischarge dyeing process to precipitate and recover noble metal from molten salt, and precious metal and uranium oxide recovered in precious metal electrodischarge dyeing process are vibrated in water by ultrasonic vibrator and adhered. The noble metal and uranium oxide are separated while removing the salt, an ultrasonic separation step of separating and recovering each, and a solid electrode immersed in the molten salt after the noble metal electrodischarge dyeing step is electrolyzed and used as a cathode. An electrolytic process for depositing and recovering uranium oxide contained in spent fuel on the surface of the cathode has been developed.
In the noble metal electrodischarging step, electrolysis is performed at a current density equal to or lower than the critical diffusion current density value used in the electrolytic deposition of the noble metal.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
However, in the newly developed reprocessing method, the electrolysis at a current density equal to or lower than the critical diffusion current density value used in the electrolytic deposition of noble metals is performed in the pre-electrode release dyeing process. Was slow.
[0014]
There is also a problem that palladium cannot be completely separated by the newly developed reprocessing method.
[0015]
In the case of reprocessing by the molten salt electrolytic reprocessing method, the spent fuel must be removed from the fuel rod, but the method is not well established.
[0016]
In addition, the fuel assembly of the fast breeder reactor has a structure in which a bundle of fuel rods that maintain the fuel rod spacing with a spirally wound wire is placed in a hexagonal trumpet tube, so that the spent fast breeder reactor fuel is reprocessed. When the fuel assembly is disassembled to perform the operation, the fuel rods are separated, resulting in poor working efficiency.
[0017]
The present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to obtain a reprocessing method for a spent fuel in which impurities such as noble metals and rare earth elements have a high separation efficiency between uranium and plutonium and a high reprocessing speed. .
[0018]
It is another object of the present invention to provide a method for reprocessing spent fuel, which is easy to remove.
[0019]
[Means for Solving the Problems]
A first method for reprocessing spent fuel according to the present invention is a first method for heat-treating a fuel rod containing spent fuel in a cladding material in chlorine gas to chlorinate the spent fuel and the cladding material. The chlorination treatment step and the solid component obtained in the first chlorination treatment step are heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent, and a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. And the solid component obtained in the second chlorination process is heat-treated in an inert gas, the gas component containing impurities in the solid component, and the chloride of plutonium. FP separation treatment step to obtain a solid component containing, and the oxychloride of uranium and the solid component obtained in the FP separation treatment step are dissolved in a molten salt, and then the molten salt is electrolyzed, and uranium oxide and MO for depositing plutonium oxide Characterized by comprising an electrolytic process.
[0020]
The second method for reprocessing spent fuel according to the present invention is a first method for heat-treating a fuel rod containing spent fuel in a cladding material in chlorine gas to chlorinate the spent fuel and the cladding material. The chlorination treatment step and the solid component obtained in the first chlorination treatment step are heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent, and a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. A second chlorination treatment step to obtain a gas component obtained in the second chlorination treatment step as a solid component, and a solid component obtained in the gas component collection step, chlorine gas and An oxidation treatment step of performing a heat treatment in a mixed gas with oxygen gas to obtain a gas component containing impurities in the solid component and a solid component containing oxychloride of uranium, and a solid component obtained in the oxidation treatment step In a molten salt, and then Electrolyzing salt, characterized by comprising a uranium oxide electrolytic process of depositing the oxide of uranium.
[0021]
A third method for reprocessing spent fuel according to the present invention is a first method for heat-treating a fuel rod containing spent fuel in a cladding material in chlorine gas to chlorinate the spent fuel and the cladding material. The chlorination treatment step and the solid component obtained in the first chlorination treatment step are heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent, and a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. A second chlorination treatment step to obtain a gas component obtained in the second chlorination treatment step as a solid component, and a solid component obtained in the gas component collection step, chlorine gas and Heat treatment in a mixed gas with oxygen gas to obtain a gas component containing impurities in the solid component and a solid component containing oxychloride of uranium; The solid component is heat treated in an inert gas, A gas component containing impurities in the solid component of the FP separation treatment step of obtaining a solid component containing a plutonium chloride, a solid component obtained in the oxidation treatment step and a solid component obtained in the FP separation treatment step Is dissolved in a molten salt, and thereafter, the molten salt is electrolyzed to precipitate an oxide of uranium and an oxide of plutonium.
[0022]
In the first to third spent fuel reprocessing methods described above, the heat treatment temperature in the first chlorination treatment step is preferably in the range of 160 ° C. to 350 ° C., and the heat treatment temperature in the second chlorination treatment step is preferably It is preferably in the range of 420 ° C to 700 ° C.
[0023]
In the first and third spent fuel reprocessing methods described above, the heat treatment temperature in the FP separation processing step is preferably in the range of 800 ° C to 1000 ° C.
[0024]
In the second and third spent fuel reprocessing methods described above, the molar fraction of oxygen gas in the mixed gas in the oxidation treatment step is preferably 0.2 or less, and the heat treatment temperature is from 600 ° C. The temperature is preferably in the range of 700 ° C.
[0025]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described.
Embodiment 1 FIG.
FIG. 1 is a process chart of a method for reprocessing spent fuel according to Embodiment 1 of the present invention. In the first embodiment, a case will be described in which the spent fuel collected from the fast breeder reactor is reprocessed. In the fast breeder reactor, plutonium oxide (PuO)₂) And uranium oxide (UO)₂) And a coating made of SUS316 stainless steel (68% Fe + 18% Cr + 12% Ni + 2% Mo). The spent fuel recovered from the fast breeder reactor contains, as fission products, rare earth elements such as neodymium (Nd) and noble metals such as palladium (Pd).
[0026]
FIG. 2 is a view schematically showing the first chlorination treatment step in FIG. FIG. 3 is a view schematically showing a second chlorination treatment step in FIG. FIG. 4 is a diagram schematically showing the oxidation treatment step in FIG. FIG. 5 is a view schematically showing the FP separation processing step in FIG. FIG. 6 is a diagram schematically showing the MOX electrolysis process in FIG. FIG. 7 is a diagram schematically showing the uranium oxide electrolysis process in FIG.
[0027]
Table 1 shows the volatilization temperatures of the main element compounds involved in the spent fuel reprocessing method shown in FIG. Table 2 shows the transfer behavior of the main elements involved in the first chlorination treatment step (when the temperature is 300 ° C.) in FIG. Table 3 shows the transfer behavior of main elements involved in the second chlorination treatment step (when the temperature is 660 ° C.) in FIG. Table 4 shows the transfer behavior of the main elements involved in the oxidation treatment step in FIG. 1 (when the temperature is 660 ° C. and the molar fraction of oxygen gas is 0.2). Table 5 shows the transfer behavior of the main elements involved in the FP separation processing step (when the temperature is 1000 ° C.) in FIG. FIG. 8 is a characteristic diagram showing the relationship between the abundances of compounds of main elements involved in the oxidation treatment step (when the temperature is 600 ° C.) in FIG. 1 and the mole fraction of oxygen gas in the mixed gas.
[Table 1]

[Table 2]

[Table 3]

[Table 4]

[Table 5]

[0028]
In the first chlorination treatment step 1, a fuel rod 11 containing a spent mixed oxide (MOX) fuel in a cladding material made of SUS316 stainless steel is placed in a reactor 12, and chlorine (Cl) is used.₂2.) Heat-treating at a temperature in the range of 160 ° C. to 350 ° C. while flowing gas into the reactor 12. The gas components flowing out of the reactor 12 include iron chloride and molybdenum chloride as a result of the coating material, and also include chlorine gas, gaseous fission products (FP), and the like. Among the solid components remaining in the reactor 12, uranium oxide, uranium chloride, uranium oxychloride, plutonium oxide, plutonium chloride, plutonium oxychloride, neodymium chloride, Palladium chloride is included, and chromium chloride and nickel chloride are included due to the coating material. In this step 1, the spent fuel is decoated.
[0029]
The reason for performing the first chlorination treatment step 1 in the range of 160 ° C. to 350 ° C. is that, as shown in Table 1, if the temperature is higher than 160 ° C., iron chloride and molybdenum chloride are completely volatilized; At higher temperatures, the chromium chloride begins to volatilize. For example, when the heat treatment temperature is 300 ° C., as shown in Table 2, iron (Fe) and molybdenum (Mo) all exist as gases, and uranium (U), plutonium (Pu), neodymium (Nd), and palladium ( Pd), chromium (Cr) and nickel (Ni) all exist as solids.
[0030]
The main reactions attributable to the spent fuel generated in this step 1 are as follows.
UO₂+ Cl₂→ UO₂Cl₄
PuO₂+ Cl₂→ PuO₂Cl₂
Pd + Cl₂→ PdCl₂
Nd + 3 / 2Cl₂→ NdCl₃
The main reactions attributable to the coating material generated in Step 1 are as follows.
2Fe + 3Cl₂→ 2FeCl₃
2FeCl₃→ Fe₂Cl₆↑
Cr + 3 / 2Cl₂→ CrCl₃
Ni + Cl₂→ NiCl₂
Mo + 5 / 2Cl₂→ MoCl₅↑
[0031]
In the second chlorination step 2, the solid component 13 remaining in the reactor 12 in the first chlorination step 1 is converted to chlorine (Cl₂2) Heat treatment is performed at 420 to 700 ° C. while flowing gas into the reactor 12 together with a reducing agent such as carbon (C) powder. The gas components flowing out of the reactor 12 include uranium chloride as a result of spent fuel, chromium chloride as a result of the coating material, and carbon monoxide, carbon dioxide, and chlorine. Gas and the like are included. The solid components remaining in the reactor 12 include plutonium chloride, neodymium chloride, and palladium chloride as a result of the spent fuel, and nickel chloride as a result of the coating material. By this step 2, uranium (U) and plutonium (Pu) are easily separated.
[0032]
The reason why the second chlorination treatment step 2 is performed in the range of 420 ° C. to 700 ° C. is that, as shown in Table 1, if the temperature is higher than 420 ° C., uranium chloride and chromium chloride are volatilized, and At higher temperatures, nickel chloride begins to volatilize. For example, when the heat treatment temperature is 660 ° C., as shown in Table 3, uranium (U) and chromium (Cr) are all present as gases, and plutonium (Pu), neodymium (Nd), palladium (Pd), and nickel ( Ni) all exist as solids.
[0033]
The main reactions attributable to the spent fuel generated in this step 2 are as follows.
UO₂ Cl₂ + Cl₂+ C → UCL₄ + CO₂
UO₂ + C + Cl₂ → UCL₄ + CO₂
UCl₄+ 1 / 2Cl₂→ UCL₅↑
UCl₄→ UCL₄↑
PuO₂ + 3 / 2Cl₂ + C → PuCl₃ + CO₂
PuO₂ Cl₂ + 1 / 2Cl₂ + C → PuCl₃ + CO₂
The main reactions attributable to the coating material generated in Step 2 are as follows.
CrCl₃+ 1 / 2Cl₂→ CrCl₄↑
[0034]
In the gas component recovery step 3, the gas component flowing out of the reactor 12 in the second chlorination treatment step 2 is cooled, and a solid component containing uranium chloride, neodymium chloride, chromium chloride and nickel chloride is recovered.
[0035]
In the oxidation treatment step 4, the solid component 14 recovered in the gas component recovery step 3 is placed in the reactor 15, and chlorine (Cl₂) Gas and oxygen (O₂2) Heat treatment is performed at a temperature in the range of 350 ° C. to 700 ° C. while flowing the mixed gas with the gas into the reactor 15. The molar fraction of oxygen gas in the mixed gas (that is, the partial pressure of oxygen gas / (the partial pressure of oxygen gas + the partial pressure of chlorine gas)) is 0.2 or less. The gas components flowing out of the reactor 15 include chromium chloride as a result of the coating material, and also include chlorine gas, oxygen gas, and the like. Uranium oxychloride is contained in the solid components remaining in the reactor 15 as a result of the spent fuel. By this step 4, chromium (Cr) is removed and uranium (U) is purified.
[0036]
The reason why the oxidation treatment step 4 is performed in the range of 350 ° C. to 700 ° C. is that, as shown in Table 1, if the temperature is higher than 350 ° C., chromium chloride is volatilized. This is due to the chloride starting to evaporate. The reason why the molar fraction of oxygen gas in the mixed gas is set to 0.2 or less is that uranium chloride and uranium oxychloride are stably present at less than 0.2. As shown in Table 4, when the mole fraction of oxygen gas in the mixed gas is 0.2 and the heat treatment temperature is 660 ° C., all chromium (Cr) exists as a gas, and all uranium (U) exists as a solid. Exists.
[0037]
The main reactions attributable to the spent fuel generated in this step 4 are as follows.
UCl₄+ O₂→ UO₂Cl₂+ Cl₂
2UCl₅+ 2O₂→ 2UO₂Cl₂+ 3Cl₂
The main reactions attributable to the coating material generated in step 4 are as follows.
CrCl₄→ CrCl₃↑ + ／ Cl₂
CrCl₄→ CrCl₄↑
[0038]
In the FP separation processing step 5, the solid component 16 remaining in the reactor 12 in the second chlorination processing step 2 is cooled to 800 to 1000 ° C. while flowing an inert gas such as an argon (Ar) gas into the reactor 12. Heat treatment in the range. The gas components flowing out of the reactor 12 include neodymium chloride and palladium chloride as a result of the spent fuel, nickel chloride as a result of the coating material, and an inert gas and the like. It is. Plutonium chloride is contained in the solid components remaining in the reactor 12 as a result of the spent fuel. By this step 5, impurities such as neodymium (Nd) and palladium (Pd) are removed, and plutonium (Pu) is removed.) Is purified.
[0039]
The reason why the FP separation step 5 is performed in the range of 800 ° C. to 1000 ° C. is as shown in Table 1; if the temperature is higher than 800 ° C., neodymium chloride, palladium chloride and nickel chloride are volatilized, and At higher temperatures, the plutonium chloride begins to volatilize. As shown in Table 5, when the heat treatment temperature is 1000 ° C., neodymium (Nd), palladium (Pd) and nickel (Ni) all exist as gases, and plutonium (Pu) all exists as a solid.
[0040]
In the MOX electrolytic treatment step 6, first, a part of the solid components remaining in the reactor 15 in the oxidation treatment step 4 and the solid components remaining in the reactor 12 in the FP separation treatment step 5 are combined with a crucible 17 made of graphite. Is charged into the molten salt 18 stored therein. And chlorine (Cl₂) Gas and oxygen (O₂A) A gas mixture with a gas is blown into the molten salt 18 through a gas blowing pipe 19 to dissolve the solid components in the molten salt 18 while uniformly stirring. During the dissolution of the solid components, plutonas ions (Pu³⁺) Is plutony ion (PuO)₂ ²⁺) And uranium ions (U⁴⁺) Is the uranyl ion (UO)₂ ^2-酸化) is oxidized. The temperature of the molten salt 18 is about 700 ° C. The molten salt 18 is preferably a chloride or fluoride such as sodium, potassium, cesium, or lithium, or a mixture of two or more thereof.
[0041]
Thereafter, the molten salt 18 in which the solid component is dissolved is electrolyzed using the solid electrode 20 immersed in the molten salt 18 as a cathode and the crucible 17 as an anode. By electrolysis, granular uranium oxide (UO₂) And plutonium oxide (PuO)₂) Is deposited on the surface of the solid electrode 20. The precipitated granular mixed oxide (MOX) 21 is recovered, and after removing attached salts, the mixed oxide 21 is filled in a coating material by a vibration filling method and reused as MOX fuel. MOX fuel is used for core fuel.
UO₂ ²⁺+ 2e⁻→ UO₂
PuO₂ ²⁺+ 2e⁻→ PuO₂
[0042]
In the uranium oxide electrolysis treatment step 7, first, the remaining solid components remaining in the reactor 15 in the oxidation treatment step 4 are charged into the molten salt 23 stored in the crucible 22 made of graphite. Then, the solid component is dissolved in the molten salt 23 with uniform stirring.
[0043]
Thereafter, the molten salt 23 in which the solid component is dissolved is electrolyzed using the solid electrode 24 immersed in the molten salt 23 as a cathode and the crucible 22 as an anode. By electrolysis, granular uranium oxide (UO₂) 25 is deposited on the surface of the solid electrode 24. Precipitated granular uranium oxide (UO)₂) 25 is recovered, and after the attached salt is removed, it is filled in the coating material by the vibration filling method and reused as uranium oxide fuel. Uranium oxide fuel is used for blanket fuel.
UO₂ ²⁺+ 2e⁻→ UO₂
[0044]
As described above, according to the first embodiment, since the fuel rod 11 is heat-treated in chlorine gas to chlorinate the spent fuel and the cladding material, the spent fuel can be easily decoated.
[0045]
Further, according to the first embodiment, since impurities such as neodymium and palladium are removed by heat treatment, reprocessing can be performed quickly. Further, impurities such as neodymium and palladium can be sufficiently separated from uranium and plutonium. Therefore, high-quality MOX fuel and uranium oxide fuel can be rapidly produced.
[0046]
In addition, according to the first embodiment, the MOX fuel is manufactured using the purified uranium after the oxidation processing step 4 and the purified plutonium after the FP separation processing step 5, so that the MOX fuel is efficiently manufactured. be able to.
[0047]
In the first embodiment described above, the case where the spent fuel recovered from the fast breeder reactor is reprocessed has been described. However, when the spent fuel recovered from the light water reactor is reprocessed, the above-described reprocessing is also performed. The method can be applied. In the light water reactor, a zircaloy alloy cladding tube is used, so when the spent fuel recovered from the light water reactor is reprocessed by the above-described reprocessing method, it flows out of the reactor in the first chlorination treatment step 1. The fuel rod is heat-treated in a temperature range in which zirconium chloride is contained in the gaseous component. Other steps are performed in the same manner as described above.
[0048]
【The invention's effect】
As described above, according to the spent fuel reprocessing method of the present invention, the fuel rods are heat-treated in chlorine gas, and the spent fuel and the cladding material are chlorinated. is there.
[0049]
Further, according to the spent fuel reprocessing method of the present invention, impurities are removed by heat treatment, so that the reprocessing speed is improved. Further, the efficiency of separating impurities from uranium and plutonium is improved.
[0050]
According to the method for reprocessing spent fuel of the present invention, MOX fuel is produced using purified uranium after the oxidation treatment step and purified plutonium after the FP separation treatment step. Is improved.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a process chart of a method for reprocessing spent fuel according to Embodiment 1 of the present invention.
FIG. 2 is a view schematically showing a first chlorination treatment step.
FIG. 3 is a view schematically showing a second chlorination treatment step.
FIG. 4 is a diagram schematically showing an oxidation treatment step.
FIG. 5 is a view schematically showing an FP separation processing step.
FIG. 6 is a view schematically showing a MOX electrolytic treatment step.
FIG. 7 is a view schematically showing a uranium oxide electrolytic treatment step.
FIG. 8 is a characteristic diagram showing a relationship between abundances of compounds of main elements involved in an oxidation treatment step and a molar fraction of oxygen gas in a mixed gas.
[Explanation of symbols]
1. First chlorination process
2) Second chlorination process
3) Gas component recovery process
4) Oxidation process
5 FP separation process
6 MOX electrolysis process
7 Uranium oxide electrolysis process
11 fuel rod
12 reactor
13 Solid component
14 solid component
15 reactor
16 solid component
17 Crucible
18 molten salt
19 gas injection pipe
20 mm solid electrode
21% mixed oxide
22 crucibles
23 molten salt
24 solid electrode
25% uranium oxide

Claims

In a method of reprocessing spent fuel for recovering nuclear material from spent fuel and reusing the recovered nuclear material,
A fuel rod comprising spent fuel in the cladding material, heat treatment in chlorine gas, a first chlorination treatment step of chlorinating the spent fuel and the cladding material,
The solid component obtained in the first chlorination step is heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent to obtain a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. A chlorination treatment step;
FP separation treatment step of subjecting the solid component obtained in the second chlorination treatment step to a heat treatment in an inert gas to obtain a gas component containing impurities in the solid component and a solid component containing plutonium chloride. When,
MOX electrolytic treatment step of dissolving uranium oxychloride and the solid component obtained in the FP separation treatment step in a molten salt, and then electrolyzing the molten salt to precipitate uranium oxide and plutonium oxide And a method for reprocessing spent oxide fuel.

In a method of reprocessing spent fuel for recovering nuclear material from spent fuel and reusing the recovered nuclear material,
A fuel rod comprising spent fuel in the cladding material, heat treatment in chlorine gas, a first chlorination treatment step of chlorinating the spent fuel and the cladding material,
The solid component obtained in the first chlorination step is heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent to obtain a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. A chlorination treatment step;
A gas component recovery step of recovering the gas component obtained in the second chlorination step as a solid component,
The solid component obtained in the gas component recovery step is heat-treated in a mixed gas of chlorine gas and oxygen gas, and a gas component containing impurities in the solid component, and a solid component containing oxychloride of uranium. An oxidation treatment step to obtain
Dissolving the solid component obtained in the oxidation treatment step in a molten salt, and then electrolyzing the molten salt to precipitate a uranium oxide; a uranium oxide electrolytic treatment step; Fuel reprocessing method.

In a method of reprocessing spent fuel for recovering nuclear material from spent fuel and reusing the recovered nuclear material,
A fuel rod comprising spent fuel in the cladding material, heat treatment in chlorine gas, a first chlorination treatment step of chlorinating the spent fuel and the cladding material,
The solid component obtained in the first chlorination step is heat-treated in a chlorine gas containing a reducing agent to obtain a gas component containing uranium chloride and a solid component containing plutonium chloride. A chlorination treatment step;
A gas component recovery step of recovering the gas component obtained in the second chlorination step as a solid component,
The solid component obtained in the gas component recovery step is heat-treated in a mixed gas of chlorine gas and oxygen gas, and a gas component containing impurities in the solid component, and a solid component containing oxychloride of uranium. An oxidation treatment step to obtain
FP separation treatment step of subjecting the solid component obtained in the second chlorination treatment step to a heat treatment in an inert gas to obtain a gas component containing impurities in the solid component and a solid component containing plutonium chloride. When,
The solid component obtained in the oxidation treatment step and the solid component obtained in the FP separation treatment step are dissolved in a molten salt, and then the molten salt is electrolyzed to precipitate uranium oxide and plutonium oxide. And a MOX electrolytic treatment step of causing the oxide fuel to be reprocessed.

The method according to any one of claims 1 to 3, wherein the heat treatment temperature in the first chlorination treatment step is in a range of 160 ° C to 350 ° C.

The method for reprocessing spent oxide fuel according to any one of claims 1 to 3, wherein the heat treatment temperature in the second chlorination treatment step is in a range of 420 ° C to 700 ° C.

The method for reprocessing spent oxide fuel according to claim 1 or 3, wherein the heat treatment temperature in the FP separation processing step is in a range of 800 ° C to 1000 ° C.

The method according to claim 2 or 3, wherein the heat treatment temperature in the oxidation treatment step is in a range of 350 ° C to 700 ° C.

4. The method for reprocessing a spent oxide fuel according to claim 2, wherein the mole fraction of oxygen gas in the mixed gas in the oxidation treatment step is 0.2 or less.