JP2020201182A

JP2020201182A - Slight deteriorated uranium reactor core, retreatment facility and artificial ground

Info

Publication number: JP2020201182A
Application number: JP2019109546A
Authority: JP
Inventors: 白川利久; Toshihisa Shirakawa
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 2019-06-12
Filing date: 2019-06-12
Publication date: 2020-12-17

Abstract

To provide a reactor core, a retreatment facility and an artificial ground where treatment and disposal of spent nuclear fuel are taken into consideration.SOLUTION: A helium-cooled nuclear reactor is constituted in which slightly deteriorated uranium of about 0.6%, which is slightly lower than the concentration of natural uranium, is used as nuclear fuel, which goes to a lower stage from a first stage where natural uranium is supplied. A retreatment facility self-melts spent nuclear fuel and exudes plutonium. The deteriorated uranium from which Pu has been removed from the spent nuclear fuel is dropped to an original ground by its own weight to make a bottom artificial ground, and the ground is improved by a top artificial ground made of high-quality soil on the bottom artificial ground.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、微劣化ウラン金属を核燃料とした原子炉の炉心及び再処理設備及び最終処分に関する。 The present invention relates to a core, a reprocessing facility, and final disposal of a nuclear reactor using slightly depleted uranium metal as nuclear fuel.

現行商業用原子炉は経済性重視から高燃焼度、高出力密度を追求した。微濃縮ウランを酸化物にした燃料を使用し、軽水を冷却材として使うと共に中性子減速材としても利用していた。
（公序良俗違反につき、不掲載）
本発明は、再処理や最終処分も考慮して、環境変動に耐えられる再生可能エネルギー的原子力発電を目指す。雨天曇天や無風の環境が長期間続こうとも所期のエネルギーが得られるようにする。The current commercial nuclear reactor pursued high burnup and high power density from the viewpoint of economic efficiency. It used fuel made from slightly enriched uranium as an oxide, and used light water as a coolant and also as a neutron moderator.
(Not posted due to violation of public order and morals)
The present invention aims at renewable energy nuclear power generation that can withstand environmental changes in consideration of reprocessing and final disposal. Make sure that the desired energy can be obtained even if the environment is cloudy or windless for a long period of time.

（公序良俗違反につき、不掲載）
天然に存在するウランのうち核分裂性ウラン235濃度は0.7％程度である。中性子吸収作用が強い軽水を中性子減速材として、核燃料を長期間燃焼させるためには3%程度に微濃縮する必要がある。
化学的に殆ど差異の無いウラン235を濃縮するには、物理的な分離法であるガス拡散法や遠心分離法がある。遠心分離法について以下に説明する。
気体状の６フッ化ウランを遠心分離機装置内で高速回転させると、質量の大きいウラン238は壁側に、質量の小さいウラン235は軸側に集まる。1台の遠心分離機によって濃縮される割合は僅かである。そこで、複数台の遠心分離機を連結して効率よく運用するカスケードを構成する。
カスケードは直列に接続された段からなる。各段には複数台の遠心分離機が並列に接続されている。
ある段で濃縮されたガスは、更に濃縮するために次の上位の段へ供給される。一方、濃縮が減じたガスは下位の段に戻され、前記下位の段よりも更に下位の段から供給されたガスと合流して濃縮される。
天然ウランが供給される最初の段から下位の段に行く、天然ウランの濃度よりやや低い0.6%程度のウランをここでは微劣化ウランと呼ぶ。なお、ウラン濃縮には、使用済み核燃料からのウランを混ぜることがあるから、ウラン236(U236)が若干混じっている場合がある。
ウラン235濃縮度が0.2%〜0.3%になると劣化ウランと呼ばれ、廃棄や錘や劣化ウラン弾や電車の重心調節に使われる。
（公序良俗違反につき、不掲載）(Not posted due to violation of public order and morals)
Of the naturally occurring uranium, the concentration of fissile uranium-235 is about 0.7%. Light water, which has a strong neutron absorption effect, is used as a neutron moderator, and it is necessary to slightly concentrate it to about 3% in order to burn nuclear fuel for a long period of time.
To concentrate uranium-235, which has almost no chemical difference, there are physical separation methods such as gas diffusion and centrifugation. The centrifugation method will be described below.
When gaseous uranium hexafluoride is rotated at high speed in a centrifuge device, uranium 238 with a large mass gathers on the wall side and uranium 235 with a small mass gathers on the shaft side. Only a small percentage is concentrated by a single centrifuge. Therefore, a cascade is constructed in which a plurality of centrifuges are connected for efficient operation.
The cascade consists of stages connected in series. Multiple centrifuges are connected in parallel to each stage.
The gas concentrated in one stage is supplied to the next higher stage for further concentration. On the other hand, the gas whose concentration has been reduced is returned to the lower stage, and merges with the gas supplied from the lower stage to be concentrated.
The uranium of about 0.6%, which is slightly lower than the concentration of natural uranium, which goes from the first stage to the lower stage where natural uranium is supplied, is called slightly depleted uranium here. Since uranium from spent nuclear fuel may be mixed in uranium enrichment, uranium-236 (U236) may be slightly mixed.
Uranium-235 When the concentration is 0.2% to 0.3%, it is called depleted uranium, and it is used for disposal, weight, depleted uranium ammunition, and the center of gravity of trains.
(Not posted due to violation of public order and morals)

手段1は微劣化核燃料棒集合体（１２０）である。
微劣化ウラン金属棒（１１）は、微劣化ウラン金属核燃料を円柱形に整形してなる。
微劣化核燃料棒（１１０）は、ステンレス製の円筒形の鞘である燃料被覆管（１３）の内側に厚肉のカーボンパイプ（１２）を装填し、前記カーボンパイプ（１２）の中に上記微劣化ウラン金属棒（１１）を多数本積載してなる。そして、上端の微劣化ウラン金属棒（１１）の上に固体減速材製反射材（１４）を搭載し、下端の微劣化ウラン金属棒（１１）の底に固体減速材製反射材（１４）を搭載する。
燃料被覆管（１３）の上端はフリーズドシール（１１２）で密封してなる。
固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）は、固体減速材製（例えば黒鉛）の断面が正方形の筒であり、側壁に多数の貫通孔がある。
微劣化核燃料棒集合体（１２０）は、固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）の中に多数本の微劣化核燃料棒（１１０）を正方格子状に配列してなることを特徴とする。
微劣化ウラン金属に手段3の再処理設備から滲み出たプルとニムを混合すると長期間燃焼する。
固体減速材には、黒鉛や炭化珪素や重水素化リチウム７やホウ素１１化合物（たとえば、天然ホウ素化合物からなるB4Cを制御棒に使用した使用済み制御棒または手段２の使用済みヘリウム生成棒（１４１））の使用済みB4Cを用いる。
天然ホウ素は、中性子を強力に吸収してヘリウムを放出するホウ素１０と中性子を吸収しないで減速させるホウ素１１からなる。使用済み制御棒や使用済みヘリウム生成棒（１４１）ではホウ素１０が減少しているから、ホウ素１１の割合が多くなっている。
微劣化核燃料棒（１１０）の長さを3m程度にすると、上下方向への中性子漏洩は少なくなる。
固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）は、例えば黒鉛や炭化珪素の枠の所々に貫通孔をあける。炭化珪素製チャンネルボックスは炭化ケイ素から作成された実績がある。
微劣化ウラン金属は、濃縮に際して発生する六フッ化微劣化ウランから容易に作成できる。
使用済み微劣化核燃料棒（１１０）におけるフリーズドシール（１１２）を温めれば使用済みの微劣化ウラン金属棒（１１）を引き抜くことが出来る。フリーズドシールの材料は、想定冷却材出口温度500℃よりも融点が高いバリウム、マグネシウム、セリウム、銀インジウム合金が良い。
新規の微劣化核燃料棒（１１０）は、使用済みの微劣化核燃料棒（１１０）から使用済みの微劣化ウラン金属核燃棒（１１）を引き抜き、代わりにカーボンパイプ（１２）の内側に新規の微劣化ウラン金属棒（１１）を挿入すればよい。
カーボンパイプ（１２）と燃料被覆管（１３）を再使用する。
十分なプルトニウムが使える環境になったら、微劣化ウラン金属にプルトニウムを混合すれば、カーボンパイプ（１２）無しでも原子炉を長期間臨界にし、長期間燃焼させることが出来る。
微劣化ウラン金属棒（１１）に搭載したカーボンパイプ（１２）を無くした微劣化ウラン金属のみ棒と、カーボンのみ棒からなる非均質微劣化核燃料棒集合体も考えられる。 Means 1 is a slightly degraded nuclear fuel rod assembly (120).
The slightly depleted uranium metal rod (11) is formed by shaping the slightly depleted uranium metal nuclear fuel into a cylindrical shape.
In the slightly depleted nuclear fuel rod (110), a thick carbon pipe (12) is loaded inside a fuel cladding tube (13) which is a cylindrical sheath made of stainless steel, and the fine carbon pipe (12) is inserted into the fine carbon pipe (12). A large number of depleted uranium metal rods (11) are loaded. Then, a solid moderator reflector (14) is mounted on the slightly depleted uranium metal rod (11) at the upper end, and a solid moderator reflector (14) is mounted on the bottom of the slightly depleted uranium metal rod (11) at the lower end. Is installed.
The upper end of the fuel cladding (13) is sealed with a frozen seal (112).
The solid moderator partial channel box (104) is made of solid moderator (for example, graphite) and has a square cross section, and has a large number of through holes on the side wall.
The slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) is characterized in that a large number of slightly deteriorated nuclear fuel rods (110) are arranged in a square grid in a partial channel box (104) made of solid moderator.
When the slightly depleted uranium metal is mixed with pull and nim exuded from the reprocessing facility of means 3, it burns for a long period of time.
The solid moderator includes a used control rod using graphite, silicon carbide, lithium carbide 7 or a boron 11 compound (for example, B4C made of a natural boron compound as a control rod, or a used helium producing rod of means 2 (141). )) Use the used B4C.
Natural boron consists of boron-10, which strongly absorbs neutrons and emits helium, and boron-11, which slows down without absorbing neutrons. Since the amount of boron-10 is reduced in the used control rods and the used helium producing rods (141), the proportion of boron-11 is increased.
When the length of the slightly deteriorated nuclear fuel rod (110) is set to about 3 m, neutron leakage in the vertical direction is reduced.
The solid moderator partial channel box (104) is provided with through holes in places such as a frame made of graphite or silicon carbide. Silicon carbide channel boxes have a proven track record of being made from silicon carbide.
The slightly depleted uranium metal can be easily prepared from the slightly depleted uranium hexafluoride generated during concentration.
The used slightly depleted uranium metal rod (11) can be pulled out by warming the frozen seal (112) on the used slightly depleted nuclear fuel rod (110). The material for the frozen seal is preferably a barium, magnesium, cerium, or silver-indium alloy having a melting point higher than the assumed coolant outlet temperature of 500 ° C.
The new micro-depleted nuclear fuel rod (110) pulls out the used slightly depleted uranium metal nuclear fuel rod (11) from the used micro-depleted nuclear fuel rod (110) and instead pulls out the new micro-depleted nuclear fuel rod (12) inside the carbon pipe (12). A depleted uranium metal rod (11) may be inserted.
The carbon pipe (12) and fuel cladding (13) are reused.
Once the environment is such that sufficient plutonium can be used, if plutonium is mixed with slightly depleted uranium metal, the reactor can be made critical for a long period of time and burned for a long period of time without a carbon pipe (12).
A heterogeneous micro-depleted nuclear fuel rod assembly consisting of a micro-depleted uranium metal rod without the carbon pipe (12) mounted on the micro-depleted uranium metal rod (11) and a carbon-only rod is also conceivable.

微劣化核燃料棒集合体（１２０）は、図８の様な単純微劣化ウラン棒集合体（５００）にすることもできる。
単純微劣化ウラン棒（５１１）は、燃料被覆管（１３）の内側に微劣化ウラン金属棒（１１）を多数本積載してなる。そして、上端の微劣化ウラン金属棒（１１）の上に固体減速材製反射材（１４）を搭載し、下端の微劣化ウラン金属棒（１１）の底に固体減速材製反射材（１４）を搭載する。
燃料被覆管（１３）の内面を炭化珪素で覆って被覆管材料とウランとの反応を抑制する。
燃料被覆管（１３）の上端はフリーズドシール（１１２）で密封してなる。
貫通孔付きカーボンブロック（５０１）は、固体減速材である黒鉛製の断面が正方形の直方体において、正方格子状に多数のヘリウム冷却孔（５０２）を貫通させる。
上記ヘリウム冷却孔（５０２）の中に単純微劣化ウラン棒（５１１）を挿入してなる。
従来の沸騰水型原子炉に本発明の微劣化核燃料棒集合体（１２０）を装荷し、ヘリウムで冷却すればよい。
ヘリウム冷却孔（５０２）の出口側と入口側に3個の突起を正三角形状に配置すれば冷却材の偏りがない。突起は単純微劣化ウラン棒（５１１）に溶接してもよい。
1個の突起はニッケルの様なバネ性能が高い素材が良い。 The slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) can also be a simple depleted uranium rod assembly (500) as shown in FIG.
The simple depleted uranium rod (511) is formed by loading a large number of slightly depleted uranium metal rods (11) inside the fuel cladding tube (13). Then, a solid moderator reflector (14) is mounted on the slightly depleted uranium metal rod (11) at the upper end, and a solid moderator reflector (14) is mounted on the bottom of the slightly depleted uranium metal rod (11) at the lower end. Is installed.
The inner surface of the fuel cladding (13) is covered with silicon carbide to suppress the reaction between the cladding material and uranium.
The upper end of the fuel cladding (13) is sealed with a frozen seal (112).
The carbon block with through holes (501) penetrates a large number of helium cooling holes (502) in a square grid pattern in a rectangular parallelepiped made of graphite, which is a solid moderator, and has a square cross section.
A simple depleted uranium rod (511) is inserted into the helium cooling hole (502).
The slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) of the present invention may be loaded into a conventional boiling water reactor and cooled with helium.
If the three protrusions are arranged in a regular triangle shape on the outlet side and the inlet side of the helium cooling hole (502), the coolant is not biased. The protrusions may be welded to a simple depleted uranium rod (511).
For one protrusion, a material with high spring performance such as nickel is good.

その他、微劣化核燃料棒（１１０）は図９の様な微劣化核燃料棒１（６１０）にすることもできる。
燃料被覆管（１３）の内側に中空円筒状の微劣化ウラン円筒（６１２）を装荷し、当該微劣化ウラン円筒（６１２）の中心中空部に固体減速材である黒鉛製のカーボン棒（６１３）を密閉封入して微劣化核燃料棒１（６１０）となす。
微劣化ウラン円筒（６１２）の内外面は炭化珪素で覆う。
上端の微劣化ウラン円筒（６１２）の上に固体減速材製反射材（１４）を搭載し、下端の微劣化ウラン円筒（６１２）の底に固体減速材製反射材（１４）を搭載する。
燃料被覆管（１３）の上端はフリーズドシール（１１２）で密封してなる。 In addition, the slightly deteriorated nuclear fuel rod (110) can be the slightly deteriorated nuclear fuel rod 1 (610) as shown in FIG.
A hollow cylindrical slightly depleted uranium cylinder (612) is loaded inside the fuel cladding tube (13), and a graphite carbon rod (613) which is a solid moderator is placed in the central hollow portion of the slightly deteriorated uranium cylinder (612). Is hermetically sealed to form a slightly depleted nuclear fuel rod 1 (610).
The inner and outer surfaces of the slightly depleted uranium cylinder (612) are covered with silicon carbide.
A reflector made of solid moderator (14) is mounted on the slightly depleted uranium cylinder (612) at the upper end, and a reflector (14) made of solid moderator is mounted on the bottom of the slightly depleted uranium cylinder (612) at the lower end.
The upper end of the fuel cladding (13) is sealed with a frozen seal (112).

手段２は微劣化ウラン炉心である。
微劣化ウラン炉心は、多数体の正方格子状に配列された制御棒十字体（２２０）と、当該制御棒十字体（２２０）に隣接させた手段１の微劣化核燃料棒集合体（１２０）と、外周部に配置した微劣化核燃料棒集合体（１２０）の外辺に装荷した反射棒集合体（１３０）と、前記反射棒集合体（１３０）の外辺に装荷したヘリウム生成棒集合体（１４０）と、ヘリウム冷却材とからなることを特徴とする微劣化ウラン炉心。
制御棒十字体（２２０）は、ステンレス製の円筒形の鞘である被覆管の内側に軟金属を内張りしホウ素化合物の粉を充填密封してなる中性子吸収棒（２２１）を多数本十字型に配列してなる。
ヘリウム生成棒集合体（１４０）は、ステンレス製の円筒形の鞘である被覆管の内側に軟金属を内張りしホウ素化合物の粉を被充填密封してなるヘリウム生成棒（１４１）を多数本正方格子状に配列してなる。
反射棒集合体（１３０）は、固体減速材製の中性子反射体を棒状にしてなる反射体棒（１３１）を多数本正方格子状に配列してなる。
ホウ素化合物は、ホウ砂や炭化ホウ素(B4C)の粒である。ホウ素は中性子を吸収するとヘリウムを放出する。当該ヘリウムを冷却材であるヘリウムの補給用になる。
軟金属にはカドミウムまたは銅または銀または純粋鉄がよい。炭化ホウ素の粉は表面に硬い突起があるため被覆管に貫通穴を開ける恐れがある。銀などの内張りがあれば被覆管が傷つくのを抑制できる。
ヘリウム生成棒（１４１）は、微劣化核燃料棒（１１０）と長さと直径が同じとする。ヘリウム生成棒（１４１）を正方格子状に配列し、固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）で包み微劣化核燃料棒集合体（１２０）と同じ概観にしてヘリウム生成棒集合体（１４０）とする。
ヘリウム生成棒（１４１）または中性子吸収棒（２２１）は、ステンレス製被覆管の中に、B4Cを添加した軟金属の棒をステンレス製の円筒形の鞘である被覆管に内蔵密封させてもよい。 Means 2 is a slightly depleted uranium core.
The slightly depleted uranium core consists of a large number of control rod crosses (220) arranged in a square lattice and a slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) of means 1 adjacent to the control rod crosses (220). , A reflective rod assembly (130) loaded on the outer side of the slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) arranged on the outer periphery, and a helium-producing rod assembly (130) loaded on the outer side of the reflective rod assembly (130). A slightly depleted uranium core characterized by being composed of 140) and a helium coolant.
The control rod cross (220) has a large number of neutron absorbing rods (221) formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal lined and filled with boron compound powder. It is arranged.
The helium-producing rod assembly (140) consists of a large number of helium-producing rods (141), which are formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal and filling and sealing with boron compound powder. It is arranged in a grid pattern.
The reflecting rod assembly (130) is formed by arranging a large number of reflecting rods (131) in which a neutron reflector made of a solid moderator is formed into a rod shape in a square grid pattern.
Boron compounds are borax and boron carbide (B4C) grains. Boron releases helium when it absorbs neutrons. The helium is used to replenish helium, which is a coolant.
The soft metal is preferably cadmium or copper or silver or pure iron. Boron carbide powder has hard protrusions on its surface, which may cause through holes in the cladding tube. If there is a lining such as silver, it is possible to prevent the cladding tube from being damaged.
The helium production rod (141) has the same length and diameter as the slightly deteriorated nuclear fuel rod (110). The helium-producing rods (141) are arranged in a square grid and wrapped in a solid moderator partial channel box (104) to form a helium-producing rod assembly (140) having the same appearance as the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120). ..
The helium generating rod (141) or the neutron absorbing rod (221) may be a stainless steel cladding tube containing a soft metal rod supplemented with B4C and sealed in a stainless steel cylindrical sheath cladding tube. ..

四季がハッキリしている日本では、5か月運転―1か月燃料交換休止が効果的である。稼働率は（5/(5+1)）の80%である。十字型の制御棒を選択しているから燃料交換は1/4毎であると燃料交換がし易い。燃焼が進んで使用済となった核燃料集合体を炉心の外に出し、代わりにそこに新品の核燃料集合体を装荷するのを平衡炉心と呼ぶことにする。
1/4交換の平衡炉心では、運転再開のために1/4の新規の微劣化核燃料棒集合体（１２０）を装荷する。
定格出力が維持できなくなっても急激に出力が低下しない。15日後でも約80%はある。
長さが3m程度の微劣化核燃料棒（１１０）からなる微劣化核燃料棒集合体（１２０）を多数体装荷すれば中性子漏洩は少なくなり、臨界が達成でき継続的に燃焼する。更に、厚肉のカーボンパイプ（１２）が中性子減速材である黒鉛が中性子を低速中性子にするため、炉心から外部への中性子漏洩は起こり難くなる。
外辺に装荷した反射棒集合体（１３０）は、水平方向への中性子漏洩を抑制する。 In Japan, where the four seasons are clear, it is effective to operate for 5 months and suspend fuel exchange for 1 month. The occupancy rate is 80% of (5 / (5 + 1)). Since the cross-shaped control rod is selected, it is easy to change the fuel if the fuel is changed every 1/4. It is called an equilibrium core to take the spent nuclear fuel assembly out of the core due to the progress of combustion and to load a new nuclear fuel assembly there instead.
The 1/4 replacement equilibrium core will be loaded with 1/4 new slightly degraded nuclear fuel rod assembly (120) for resumption of operation.
Even if the rated output cannot be maintained, the output does not drop sharply. Even after 15 days, it is about 80%.
If a large number of slightly deteriorated nuclear fuel rod assemblies (120) composed of slightly deteriorated nuclear fuel rods (110) having a length of about 3 m are loaded, neutron leakage is reduced, criticality can be achieved, and continuous combustion is achieved. Further, since graphite, which is a neutron moderator in the thick carbon pipe (12), turns neutrons into low-speed neutrons, neutron leakage from the core to the outside is less likely to occur.
The reflection rod assembly (130) loaded on the outer side suppresses neutron leakage in the horizontal direction.

手段３は再処理設備である。
使用済みとなった手段１の微劣化核燃料棒（１１０）のフリーズシール（１１２）を解凍し、微劣化ウラン金属棒（１１）を抜き出し短く切断し使用済核燃料（３１）とする。
細首長坩堝（４００）は耐熱性の坩堝であって、使用済核燃料（３１）を内蔵する断熱胴部（４１１）と、前記断熱胴部（４１１）の上部に接続した細長い細首部（４１２）からなる。
断熱胴部（４１１）の底面に凸状瘤（４１３）を敷設する。
断熱胴部（４１１）の底面側壁側に抽出管１（４１４）を接続し、当該抽出管１（４１４）端を微劣化ウラン金属塊（４２２）が内蔵されている核燃料容器（４２１）上部に接続する。
使用済核燃料（３１）が発生する崩壊熱により使用済核燃料（３１）からプルトニウムを自己融解させ、当該プルトニウムを微劣化ウラン金属塊（４２２）に滲み出させることを特徴とする再処理設備である。
抽出管１（４１４）に鍵付きバルブを敷設してプルトニウム（ネプツニウムを微量含有。アメリシウムやキューリウムは融点が高いから固体の微粒子として若干含有可能性あり）を適切な時機に微劣化ウラン金属塊（４２２）に滲み出させる。IAEA査察官が24時間管理する監視カメラの前で鍵付きバルブを操作する。
核燃料容器（４２１）には、微劣化ウラン金属塊（４２２）と、冷えて固まったプルトニウムとが混合し混合物となる。常時撹拌すれば均一な混合物となる。当該混合物を加工してプルトニウムを含有した微劣化ウラン金属棒（１１）に仕上げる。微劣化ウラン金属塊（４２２）を高温にして液体にしても、ウランとプルトニウムの均一な混合物となる。
断熱胴部（４１１）に残った使用済核燃料（３１）は劣化ウラン金属となる。
核分裂生成物は抽出管２（４１５）から核分裂生成物容器（４３１）に抽出する。
使用済核燃料（３１）には劣化ウラン金属（ウラン濃度は0.2%~0.3%）と、金属プルトニウムと若干の金属アメリシウムやキューリウムやネプツニウムやトリウムと、核分裂生成物からなる。使用済み金属核燃料の表面には、ウラン238の中性子共鳴吸収作用によりプルトニウムが多く存在する。
金属プルトニウム融点は640℃、金属ウラン融点は1132℃であるから、崩壊熱により金属プルトニウムを液体として大量のウランから分離できる。分離された前記大量のウランのラン235の濃度は0.2%~0.3%となっており、劣化ウラン金属である。
ネプツニウムの融点はプルトニウムに近いから液体であり、アメリシウムやキューリウムやトリウムは融点が高いから固体の微粒子であるが、前記元素はプルトニウムから生成されるから、滲み出たプルトニウムの中に含有されている。したがって、滲み出たプルトニウムには不純物が含有しているから原爆には不向きである。アメリシウムやキューリウムは自発中性子を放出するから連鎖反応が十分高まる前に早期に弱い爆発であるフィズルを起こさせてしまう。
細首長坩堝（４００）の温度調節は、細首長坩堝（４００）の外壁を炭酸ガスまたは空気で冷却する。
黒鉛やアルミナ製の坩堝は耐熱性が高いが金属ウランと化合物を作る恐れがあるから、断熱胴部（４１１）の内面を白金等で覆うとよい。
ウランとプルトニウムが固溶体を形成した場合、純粋のウランよりも融点が下がるから滲み出てくる。
現行軽水炉の核燃料として、濃縮度1%程度の微濃縮ウラン金属を採用すれば使用済核燃料（３１）成分は、プルトニウムとアメリシウムとキューリウムとネプツニウムと0.5%濃縮ウラン金属である。BWRの冷却水温度は286℃であるから、核燃料棒直径を細くし、核燃料棒本数も多くすれば核燃料棒中心温度をプルトニウム融点以下にすることができる。さすれば、現行軽水炉にも本発明の再処理設備が使える。
微濃縮ウラン金属の使用済み核燃料から核分裂生成物を除去しただけの核燃料を本発明の微劣化ウラン炉心に採用し燃焼させ、その結果生じた使用済み核燃料を本発明の再処理設備で処理すれば、劣化ウラン金属を抽出できる。 Means 3 is a reprocessing facility.
The freeze seal (112) of the slightly depleted nuclear fuel rod (110) of the used means 1 is thawed, and the slightly depleted uranium metal rod (11) is extracted and cut short to obtain the used nuclear fuel (31).
The narrow-necked crucible (400) is a heat-resistant crucible, and has a heat-insulating body (411) containing spent nuclear fuel (31) and an elongated thin-necked part (412) connected to the upper part of the heat-insulating body (411). Consists of.
A convex bump (413) is laid on the bottom surface of the heat insulating body (411).
The extraction pipe 1 (414) is connected to the bottom side wall side of the heat insulating body (411), and the end of the extraction pipe 1 (414) is placed on the upper part of the nuclear fuel container (421) containing the slightly depleted uranium metal ingot (422). Connecting.
It is a reprocessing facility characterized in that plutonium is autolyzed from the spent nuclear fuel (31) by the decay heat generated by the spent nuclear fuel (31), and the plutonium is exuded into a slightly depleted uranium metal block (422). ..
A valve with a key is laid in the extraction tube 1 (414), and plutonium (containing a small amount of neptunium. Americium and curium may contain a small amount as solid fine particles because they have a high melting point) is slightly deteriorated at an appropriate time. Exude to (422). Operate a locked valve in front of a surveillance camera managed by IAEA inspectors 24 hours a day.
In the nuclear fuel container (421), a slightly depleted uranium metal ingot (422) and plutonium that has cooled and solidified are mixed to form a mixture. A uniform mixture can be obtained by constant stirring. The mixture is processed into a slightly depleted uranium metal rod (11) containing plutonium. Even if the slightly depleted uranium metal ingot (422) is heated to a high temperature and made into a liquid, it becomes a uniform mixture of uranium and plutonium.
The spent nuclear fuel (31) remaining in the heat insulating body (411) becomes depleted uranium metal.
The fission product is extracted from the extraction tube 2 (415) into the fission product container (431).
The spent nuclear fuel (31) consists of depleted uranium metal (uranium concentration 0.2% to 0.3%), metallic plutonium, some metallic americium, curium, neptunium, thorium, and fission products. A large amount of plutonium is present on the surface of spent metal nuclear fuel due to the neutron resonance absorption action of uranium-238.
Since the melting point of metallic plutonium is 640 ° C and the melting point of metallic uranium is 1132 ° C, it is possible to separate metallic plutonium from a large amount of uranium as a liquid by decay heat. The concentration of orchid 235 in the large amount of separated uranium is 0.2% to 0.3%, which is a depleted uranium metal.
Neptunium is a liquid because it has a melting point close to that of plutonium, and americium, curium, and thorium are solid fine particles because they have a high melting point, but since the element is produced from plutonium, it is contained in the exuded plutonium. There is. Therefore, the exuded plutonium contains impurities and is not suitable for the atomic bomb. Since americium and curium emit spontaneous neutrons, they cause a weak explosion, fizzle, at an early stage before the chain reaction is sufficiently enhanced.
The temperature control of the narrow-necked crucible (400) cools the outer wall of the narrow-necked long crucible (400) with carbon dioxide gas or air.
Although a crucible made of graphite or alumina has high heat resistance, it may form a compound with metallic uranium, so it is preferable to cover the inner surface of the heat insulating body (411) with platinum or the like.
When uranium and plutonium form a solid solution, they exude because they have a lower melting point than pure uranium.
If a slightly enriched uranium metal with a concentration of about 1% is used as the nuclear fuel for the current light water reactor, the spent nuclear fuel (31) components are plutonium, americium, curium, neptunium, and 0.5% enriched uranium metal. Since the cooling water temperature of the BWR is 286 ° C, the core temperature of the nuclear fuel rods can be kept below the plutonium melting point by reducing the diameter of the nuclear fuel rods and increasing the number of nuclear fuel rods. By the way, the reprocessing facility of the present invention can be used in the current light water reactor.
If nuclear fuel obtained by removing fission products from the spent nuclear fuel of finely enriched uranium metal is adopted in the slightly depleted uranium core of the present invention and burned, and the resulting spent nuclear fuel is treated by the reprocessing facility of the present invention. , Depleted uranium metal can be extracted.

現行の軽水炉用核燃料である酸化ウランの使用済み酸化物核燃料も本発明の再処理設備で再処理できる。
細首長坩堝（４００）の中に使用済み酸化物核燃料を装荷する。使用済み酸化物核燃料の表面にはウラン238の中性子共鳴吸収作用により、酸化プルトニウムが多く存在する。
酸化プルトニウム融点は2390℃、酸化ウラン融点は2865℃であるから、崩壊熱により酸化プルトニウムを液体として別の細首長坩堝（４００）に分離できる。
細首長坩堝（４００）の中に融剤として蛍石のようなハロゲン鉱物を混合すると酸化プルトニウムの融点が下がる。固体の酸化ウランと液体の酸化プルトニウムが分離し易くなる。
当該使用済み核燃料を細首長坩堝（４００）に投入すれば自己融解する。原子炉停止から早い段階で投入するのが望ましい。出来立てのプルトニウムは発熱が高いから効率が良い。
酸化プルトニウムをフッ化水素と反応させると四フッ化プルトニウムが生成される。四フッ化プルトニウム（融点1027℃）を金属のバリウムやカルシウムやリチウムと1200℃程度に過熱すると金属プルトニウムが得られる。不純物が多く混ざってはいるが金属プルトニウムを抽出することが出来る。
当該金属プルトニウムを、微劣化金属ウランと混合すれば、核分裂性物質が多くなり、燃焼期間を延長することが出来る。
現行軽水炉の使用済み核燃料を粉砕（化学的処理は大量の低レベル放射性物質が発生する。その処分は不可能に近い）して本発明の微劣化核燃料棒集合体（１２０）を製造し、本発明の炉心で燃焼させることもできる。 The spent oxide nuclear fuel of uranium oxide, which is the current nuclear fuel for light water reactors, can also be reprocessed by the reprocessing facility of the present invention.
Used oxide nuclear fuel is loaded into the crucible (400). Plutonium oxide is abundant on the surface of spent oxide nuclear fuel due to the neutron resonance absorption action of uranium-238.
Since plutonium oxide has a melting point of 2390 ° C and uranium oxide has a melting point of 2865 ° C, plutonium oxide can be separated into another narrow-necked crucible (400) as a liquid by the heat of decay.
The melting point of plutonium oxide is lowered when a halogen mineral such as fluorite is mixed as a flux in the crucible (400). Solid uranium oxide and liquid plutonium oxide can be easily separated.
If the spent nuclear fuel is put into the crucible (400), it will autolyze. It is desirable to put it in at an early stage after the reactor shutdown. Freshly made plutonium is efficient because it generates a lot of heat.
When plutonium oxide is reacted with hydrogen fluoride, plutonium tetrafluoride is produced. When plutonium tetrafluoride (melting point 1027 ° C) is heated to about 1200 ° C with metallic barium, calcium or lithium, metallic plutonium can be obtained. Although it contains a lot of impurities, it can extract metallic plutonium.
If the metal plutonium is mixed with the slightly deteriorated metal uranium, the amount of fissile material increases and the combustion period can be extended.
The spent nuclear fuel of the current light water reactor is crushed (chemical treatment generates a large amount of low-level radioactive material. It is almost impossible to dispose of it) to produce the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) of the present invention. It can also be burned in the core of the invention.

手段４はマイナスメートル地帯の地盤改良である。
軟弱原地盤にそのまま（掘削して軟弱土壌を除去することなしに）、手段３の再処理設備により使用済核燃料（３１）からプルトニウムや核分裂生成物が取り除かれた劣化ウラン金属を軟弱原地盤に搭載し自重で地下の固い原地盤迄落下させ底人工地盤とし、当該底人工地盤の上に良質土からなる上人工地盤を搭載し人工地盤としたことを特徴とする。
ベネツィア共和国を創るに際して、水捌けをよくするために多くの水路を造った。
劣化ウラン金属は金属だから危険だという人には、二酸化ウランにして水に不溶性にすればよい。劣化ウラン金属は約20グラム/立方センチメートルと重いから移動し難い。
地中から漏洩して来る自然の放射性クリプトン78やカリウム40やルビジウム87やウラン系列核種やトリウム系列核種からの放射線を遮蔽または緩和する。
ウラン238が、放射線を非弾性散乱で減速させ運動エネルギーを熱エネルギーに変換したり、地中に反射させたりする。劣化ウラン金属からの放射線は、自己遮蔽するから軽微である。
或は、当該劣化ウラン金属を防衛に重要な劣化ウラン弾の材料として保管する。 Means 4 is ground improvement in the minus meter zone.
Degraded uranium metal from which plutonium and fission products have been removed from spent nuclear fuel (31) by the reprocessing facility of means 3 as it is on the soft ground (without drilling to remove the soft soil) to the soft ground. It is characterized by being mounted and dropped to a hard underground ground by its own weight to form a bottom artificial ground, and an upper artificial ground made of high-quality soil is mounted on the bottom artificial ground to form an artificial ground.
In creating the Republic of Venice, many waterways were built to improve drainage.
For those who think that depleted uranium metal is dangerous because it is a metal, uranium dioxide can be used to make it insoluble in water. Depleted uranium metal is heavy at about 20 grams / cubic centimeter, so it is difficult to move.
Shields or mitigates radiation from natural radioactive krypton-78, potassium-40, rubidium-87, uranium-series nuclides, and thorium-series nuclides that leak from the ground.
Uranium-238 slows down radiation by inelastic scattering, converting kinetic energy into thermal energy and reflecting it into the ground. Radiation from depleted uranium metal is insignificant because it self-shields.
Alternatively, the depleted uranium metal is stored as a material for depleted uranium ammunition, which is important for defense.

（公序良俗違反につき、不掲載）(Not posted due to violation of public order and morals)

微劣化ウラン金属を核燃料とした原子炉及び再処理設備に係わる実施例を示した。 An example relating to a nuclear reactor and a reprocessing facility using slightly depleted uranium metal as nuclear fuel is shown.

図1は、手段1の微劣化核燃料棒集合体（１２０）の概観図である。非特許文献１、非特許文献を参考にした。
微劣化ウラン金属棒（１１）は、微劣化ウラン金属を円柱形に整形してなる。
微劣化核燃料棒（１１０）は、燃料被覆管（１３）の内側にカーボンパイプ（１２）を装填し、前記カーボンパイプ（１２）の中に上記微劣化ウラン金属棒（１１）を多数本積載してなり、上端の微劣化ウラン金属棒（１１）の上に固体減速材製反射材（１４）を搭載し、下端の微劣化ウラン金属棒（１１）の底に固体減速材製反射材（１４）を搭載し、燃料被覆管（１３）の上端はフリーズドシール（１１２）で密封してなる。
カーボンパイプ（１２）の表面を炭化珪素で被覆すると、カーボンとウラン金属とが化学反応してウランカーバイドになるのを抑制することができる。
固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）は、固体減速材製の断面が正方形の筒であり、側壁に多数の貫通孔がある。
微劣化核燃料棒集合体（１２０）は、固体減速材製部分チャンネルボックス（１０４）の中に多数本の微劣化核燃料棒（１１０）を正方格子状に配列してなる。
上部の固体減速材製反射材（１４）にはスプリングが固定されている。
隣接する4体の微劣化核燃料棒集合体（１２０）の中央に制御棒十字体（２２０）が配置されている。
図2は微劣化核燃料棒集合体（１２０）の配列の詳細を示した。多数体の正方格子状に配列された制御棒十字体（２２０）と、当該制御棒十字体（２２０）に隣接させた微劣化核燃料棒集合体（１２０）による、手段2の微劣化ウラン炉心の主要部分である。
：オーム社、平成２１年、岡芳明他「原子力教科書原子力プラント工学」：同文書院、1982年、三島良積「核燃料工学」 FIG. 1 is an overview view of the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) of the means 1. Non-patent documents 1 and non-patent documents were referred to.
The slightly depleted uranium metal rod (11) is formed by shaping the slightly depleted uranium metal into a cylindrical shape.
The slightly depleted nuclear fuel rod (110) is loaded with a carbon pipe (12) inside the fuel cladding tube (13), and a large number of the slightly depleted uranium metal rods (11) are loaded in the carbon pipe (12). A solid moderator reflective material (14) is mounted on the slightly depleted uranium metal rod (11) at the upper end, and a solid moderator reflective material (14) is mounted on the bottom of the slightly depleted uranium metal rod (11) at the lower end. ) Is mounted, and the upper end of the fuel cladding tube (13) is sealed with a frozen seal (112).
When the surface of the carbon pipe (12) is coated with silicon carbide, it is possible to prevent carbon and uranium metal from chemically reacting to form uranium carbide.
The solid moderator partial channel box (104) is made of solid moderator and has a square cross section, and has a large number of through holes on the side wall.
The slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) is formed by arranging a large number of slightly deteriorated nuclear fuel rods (110) in a rectangular grid pattern in a partial channel box (104) made of solid moderator.
A spring is fixed to the upper solid moderator reflector (14).
A control rod cross (220) is arranged in the center of four adjacent slightly deteriorated nuclear fuel rod assemblies (120).
FIG. 2 shows the details of the arrangement of the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120). The slightly depleted uranium core of means 2 by the control rod crosses (220) arranged in a square grid of multiple bodies and the slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) adjacent to the control rod crosses (220). It is the main part.
: Ohmsha, 2009, Yoshiaki Oka et al. "Nuclear Textbook Nuclear Plant Engineering" : Dobunshoin, 1982, Yoshizumi Mishima "Nuclear Fuel Engineering"

図３は手段２の微劣化ウラン炉心の概観図である。
微劣化ウラン炉心は、前図の図2に示した多数体の正方格子状に配列された制御棒十字体（２２０）と、当該制御棒十字体（２２０）に隣接させた手段１の微劣化核燃料棒集合体（１２０）と、外周部の微劣化核燃料棒集合体（１２０）の外辺に装荷した反射棒集合体（１３０）と、前記反射棒集合体（１３０）の外辺に装荷したヘリウム生成棒集合体（１４０）と、ヘリウム冷却材とからなる。
制御棒十字体（２２０）の概観図は、図4に示すように、ステンレス製の円筒形の鞘である被覆管の内側に軟金属を内張りしホウ素化合物の粉を充填密封してなる中性子吸収棒（２２１）を多数本十字型に配列してなる。中性子吸収棒（２２１）は、上部が上蓋で固定され、下部は下部支持板で固定されている。
ヘリウム生成棒集合体（１４０）の概観図は、図５に示すように、ステンレス製の円筒形の鞘である被覆管の内側に軟金属を内張りしホウ素化合物の粉を被充填密封してなるヘリウム生成棒（１４１）を多数本正方格子状に配列してなる。ヘリウム生成棒（１４１）と中性子吸収棒（２２１）とは同じでもよい。微劣化核燃料棒集合体（１２０）と同じ概観である。
反射棒集合体（１３０）の概観図は、図５に示すように、固体減速材製の中性子反射体を棒状にしてなる反射体棒（１３１）を多数本正方格子状に配列してなる。微劣化核燃料棒集合体（１２０）と同じ概観である。
原子炉の炉心とは核燃料が存在し核分裂反応が起こり得る領域である。
原子炉は核分裂連鎖反応を制御しながら持続させる装置である。
原子力発電所は、原子炉で発生する核分裂の熱エネルギーを電気エネルギーに転換するように設計された発電用原子炉施設を敷設した発電所である。
原子炉は、微劣化ウラン炉心と、前記炉心を内包する原子炉容器と、気体冷却材を循環させる循環ポンプと、制御棒十字体（２２０）を駆動させる制御棒駆動機からなる。
原子炉容器は格納容器に内蔵されている。格納容器に中央制御室を隣接させて原子炉を制御する。
原子炉容器は、円筒状容器の上部に着脱可能な蓋を敷設してなり、冷却材及び炉心を搭載する炉心槽を内蔵している鋼製容器である。
原子炉容器は、500℃で40気圧程度のヘリウムに耐えられるような鋼製容器である。
微劣化核燃料棒集合体（１２０）の上部は上部炉心格子板で支持され、当該核燃料集合体の下部は下部炉心格子板で支持されている。
核反応の制御は、制御棒十字体（２２０）の上下操作でなされる。制御棒十字体（２２０）は駆動モータを主体とする制御棒駆動機で上下に動かされる。
核燃料で発生した熱は炉心槽に流入した低温気体に伝達され、当該気体は高温気体となり、当該高温気体は高温管の中を通ってガスタービンに向かう。ガスタービンで仕事を終えて低温になった低温気体が低温管から循環ポンプで昇圧されて原子炉に戻る。
炉心槽の上部と原子炉容器は仕切板で仕切られていて、原子炉に戻った低温気体は下方にのみ流れる。
炉心槽の断面形状は円形でも角丸四角でもよい。 FIG. 3 is an overview view of the slightly depleted uranium core of the means 2.
The slightly depleted uranium core is composed of the control rod crosses (220) arranged in a square grid of a large number shown in FIG. 2 of the previous figure and the slight deterioration of the means 1 adjacent to the control rod crosses (220). The nuclear fuel rod assembly (120), the reflection rod assembly (130) loaded on the outer side of the slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) on the outer periphery, and the reflection rod assembly (130) loaded on the outer side. It is composed of a helium-producing rod assembly (140) and a helium coolant.
As shown in FIG. 4, an overview view of the control rod cross (220) is a neutron absorption formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal lining and filling and sealing with boron compound powder. A large number of rods (221) are arranged in a cross shape. The upper part of the neutron absorption rod (221) is fixed by the upper lid, and the lower part is fixed by the lower support plate.
As shown in FIG. 5, an overview view of the helium-producing rod assembly (140) is formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal and filling and sealing with a boron compound powder. A large number of helium-producing rods (141) are arranged in a square grid pattern. The helium generating rod (141) and the neutron absorbing rod (221) may be the same. It has the same appearance as the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120).
As shown in FIG. 5, the overview diagram of the reflecting rod assembly (130) is formed by arranging a large number of reflecting rods (131) in which a neutron reflector made of a solid moderator is formed into a rod shape in a square grid pattern. It has the same appearance as the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120).
The core of a nuclear reactor is the area where nuclear fuel exists and a fission reaction can occur.
A nuclear reactor is a device that controls and sustains a fission chain reaction.
A nuclear power plant is a power plant in which a nuclear power reactor facility designed to convert the thermal energy of nuclear fission generated in a nuclear reactor into electrical energy is laid.
The reactor includes a slightly depleted uranium core, a reactor vessel containing the core, a circulation pump that circulates a gas cooling material, and a control rod drive that drives a control rod cross (220).
The reactor vessel is built into the containment vessel. A central control room is adjacent to the containment vessel to control the reactor.
The reactor vessel is a steel vessel in which a removable lid is laid on the top of the cylindrical vessel, and a core tank on which the coolant and the core are mounted is built.
The reactor vessel is a steel vessel that can withstand helium at about 40 atm at 500 ° C.
The upper part of the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) is supported by the upper core lattice plate, and the lower part of the nuclear fuel assembly is supported by the lower core lattice plate.
The control of the nuclear reaction is performed by moving the control rod cross (220) up and down. The control rod cross (220) is moved up and down by a control rod drive machine mainly composed of a drive motor.
The heat generated by the nuclear fuel is transferred to the low-temperature gas that has flowed into the core tank, the gas becomes a high-temperature gas, and the high-temperature gas passes through the high-temperature pipe and heads for the gas turbine. The cold gas, which has become cold after finishing work in the gas turbine, is boosted by a circulation pump from the low temperature pipe and returned to the reactor.
The upper part of the core tank and the reactor vessel are separated by a partition plate, and the low-temperature gas returned to the reactor flows only downward.
The cross-sectional shape of the core tank may be circular or rounded square.

図６は使用済核燃料（３１）の塊を細首長坩堝（４００）で再処理する手段３の再処理設備の概観図である。
使用済みとなった手段１の微劣化核燃料棒（１１０）のフリーズシール（１１２）を解凍し、微劣化ウラン金属棒（１１）を抜き出し短く切断し使用済核燃料（３１）とする。
細首長坩堝（４００）は耐熱性の坩堝であって、使用済核燃料（３１）を内蔵する断熱胴部（４１１）と、前記断熱胴部（４１１）の上部に接続した細長い細首部（４１２）からなる。
断熱胴部（４１１）の底面に凸状瘤（４１３）を敷設する。
断熱胴部（４１１）の底面側壁側に抽出管１（４１４）を接続し、当該抽出管１（４１４）端を微劣化ウラン金属塊（４２２）が内蔵されている核燃料容器（４２１）上部に接続する。
使用済核燃料（３１）が発生する崩壊熱により使用済核燃料（３１）からプルトニウムを自己融解させ、当該プルトニウムを微劣化ウラン金属塊（４２２）に滲み出させる。
抽出管１（４１４）にバルブを敷設してプルトニウム（ネプツニウムを微量含有。アメリシウムやキューリウムは融点が高いから固体の微粒子として若干含有）を適切な時機に取り出す。
細首長坩堝（４００）の断熱胴部（４１１）には、使用済核燃料（３１）からプルトニウムや核分裂生成物が取り除かれた劣化ウラン金属が残る。
核燃料容器（４２１）には、微劣化ウラン金属塊（４２２）と、冷えて固まったプルトニウムとが混合している。当該混合物を加工してプルトニウムを含有した微劣化ウラン金属棒（１１）に仕上げる。
核分裂生成物は抽出管２（４１５）から核分裂生成物容器（４３１）に抽出する。場合によっては、核分裂生成物からサマリウムやガドリニウムを電磁石により回収する。コバルトやニッケルも回収できるだろうが放射能を帯びているからコストとの関係で回収するかどうか決定する。
揮発性核分裂生成物（キセノンやクリプトン75等）は細首部（４１２）からフィルタを介して大気中に放出する。 FIG. 6 is an overview view of the reprocessing facility of the means 3 for reprocessing the lump of spent nuclear fuel (31) with the crucible of the narrow head crucible (400).
The freeze seal (112) of the slightly depleted nuclear fuel rod (110) of the used means 1 is thawed, and the slightly depleted uranium metal rod (11) is extracted and cut short to obtain the used nuclear fuel (31).
The narrow-necked crucible (400) is a heat-resistant crucible, and has a heat-insulating body (411) containing spent nuclear fuel (31) and an elongated thin-necked part (412) connected to the upper part of the heat-insulating body (411). Consists of.
A convex bump (413) is laid on the bottom surface of the heat insulating body (411).
The extraction pipe 1 (414) is connected to the bottom side wall side of the heat insulating body (411), and the end of the extraction pipe 1 (414) is placed on the upper part of the nuclear fuel container (421) containing the slightly depleted uranium metal ingot (422). Connecting.
Plutonium is autolyzed from the spent nuclear fuel (31) by the decay heat generated by the spent nuclear fuel (31), and the plutonium is exuded into a slightly depleted uranium metal block (422).
A valve is laid in the extraction tube 1 (414) to take out plutonium (containing a small amount of neptunium. Americium and curium contain a small amount as solid fine particles because they have a high melting point) at an appropriate time.
Depleted uranium metal from which plutonium and fission products have been removed from spent nuclear fuel (31) remains in the adiabatic body (411) of the narrow-necked crucible (400).
In the nuclear fuel container (421), slightly depleted uranium metal ingots (422) and plutonium that has cooled and solidified are mixed. The mixture is processed into a slightly depleted uranium metal rod (11) containing plutonium.
The fission product is extracted from the extraction tube 2 (415) into the fission product container (431). In some cases, samarium and gadolinium are recovered from fission products by electromagnets. Cobalt and nickel could be recovered, but since they are radioactive, it is decided whether to recover them in relation to the cost.
Volatile fission products (such as xenon and krypton 75) are released into the atmosphere from the narrow neck (412) through a filter.

図７は手段４の劣化ウラン地盤改良の概観図である。
マイナスメートル地帯は軟弱地盤であるから、地盤改良が必要である。地表構造物の安定性を保つため原地盤に人工的な改良を加える必要がある。
硬い地盤まで長い杭を打つとか、或は原地盤を掘削し、除去し、支持力の期待できる良質土を置換えたりする必要がある。コストが上がる。
そこで、マイナスメートル地帯の地盤改良として、軟弱原地盤を掘削して軟弱土壌を除去することなしに、手段３の再処理設備により使用済核燃料（３１）からプルトニウムや核分裂生成物が取り除かれた劣化ウラン金属を軟弱原地盤に搭載し自重で固い原地盤まで落下させ底人工地盤とし、当該底人工地盤の上に良質土からなる上人工地盤を搭載し人工地盤とした。
良質土は、鉄筋コンクリート瓦礫をコンクリートで固めたものでもよい。持参金付きの福島事故水を使ったコンクリートで護岸工事をしてもよい。コンクリートは乾燥により水分が不足すると脆弱になるが、周囲の軟弱原地盤からの水分で潤っている分には強度が保たれる。持参金付きの福島事故水は早い者勝ちだから今の内に少量づつでも上入れておく。
上記劣化ウラン金属の代わりに、ウラン濃縮過程で発生した劣化ウラン金属でもよい。
地中から漏洩して来る自然の放射性クリプトン78やカリウム40やルビジウム87やウラン系列核種やトリウム系列核種からの放射線を遮蔽または緩和する。
地表構造物としては、各種倉庫や自動車レース場やドローン訓練場や緊急時滑走路が有望である。
（公序良俗違反につき、不掲載）FIG. 7 is an overview view of the depleted uranium ground improvement of the means 4.
Since the minus meter zone is soft ground, ground improvement is necessary. It is necessary to make artificial improvements to the original ground to maintain the stability of the surface structure.
It is necessary to drive long piles to hard ground, or to excavate and remove the original ground to replace good quality soil with expected bearing capacity. The cost goes up.
Therefore, as a ground improvement in the minus meter zone, plutonium and fission products were removed from the spent nuclear fuel (31) by the reprocessing facility of means 3 without excavating the soft ground to remove the soft soil. The uranium metal was mounted on the soft ground and dropped to the hard ground by its own weight to make the bottom artificial ground, and the upper artificial ground made of good quality soil was mounted on the bottom artificial ground to make the artificial ground.
The good quality soil may be reinforced concrete rubble solidified with concrete. The revetment work may be done with concrete using Fukushima accident water with a dowry. Concrete becomes fragile when it lacks water due to drying, but its strength is maintained as much as it is moistened by the water from the surrounding soft ground. The Fukushima accident water with a dowry is first come, first served, so add a small amount to it now.
Instead of the depleted uranium metal, a depleted uranium metal generated in the uranium enrichment process may be used.
Shields or mitigates radiation from natural radioactive krypton-78, potassium-40, rubidium-87, uranium-series nuclides, and thorium-series nuclides that leak from the ground.
As surface structures, various warehouses, automobile race fields, drone training fields, and emergency runways are promising.
(Not posted due to violation of public order and morals)

本発明の手段1の微劣化核燃料棒集合体（１２０）の概観図。FIG. 6 is an overview view of a slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) of means 1 of the present invention. 微劣化核燃料棒集合体（１２０）の配列の詳細図。A detailed view of the arrangement of the slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120). 手段２の微劣化ウラン炉心の概観図。Overview of the slightly depleted uranium core of means 2. 制御棒十字体（２２０）の概観図。Overview of the control rod cross (220). ヘリウム生成棒集合体（１４０）、反射棒集合体（１３０）の概観図。Overview of the helium-producing rod assembly (140) and the reflection rod assembly (130). 使用済核燃料（３１）の塊を細首長坩堝（４００）で再処理する手段３の再処理設備の概観図。An overview diagram of the reprocessing facility of means 3 for reprocessing a lump of spent nuclear fuel (31) with a crucible (400). 手段４の劣化ウラン地盤改良の概観図。Overview diagram of depleted uranium ground improvement of means 4. 手段1のその他の単純微劣化ウラン棒集合体（５００）。Another simple depleted uranium rod assembly of means 1 (500). 手段1のその他の微劣化核燃料棒１（６１０）。Other slightly degraded nuclear fuel rods 1 (610) of means 1.

１１は微劣化ウラン金属棒。
１２はカーボンパイプ。
１３は燃料被覆管。
１４は固体減速材製反射材。
３１は使用済核燃料。
１０４は固体減速材製部分チャンネルボックス。
１１０は微劣化核燃料棒。
１１２はフリーズドシール。
１２０は微劣化核燃料棒集合体。
１３０は反射棒集合体。
１３１は反射体棒。
１４０はヘリウム生成棒集合体。
１４１はヘリウム生成棒。
２２０は制御棒十字体。
２２１は中性子吸収棒。
４００は細首長坩堝。
４１１は断熱胴部。
４１２は細首部。
４１３は凸状瘤。
４１４は抽出管１。
４１５は抽出管２。
４２１は核燃料容器。
４２２は微劣化ウラン金属塊。
４３１は核分裂生成物容器。
５００は単純微劣化ウラン棒集合体。
５０１は貫通孔付きカーボンブロック。
５０２はヘリウム冷却孔。
５１１は単純微劣化ウラン棒。
６１０は微劣化核燃料棒１。
６１２は微劣化ウラン円筒。
６１３はカーボン棒。 11 is a slightly depleted uranium metal rod.
12 is a carbon pipe.
13 is a fuel cladding tube.
Reference numeral 14 denotes a reflective material made of a solid moderator.
31 is spent nuclear fuel.
104 is a partial channel box made of solid moderator.
110 is a slightly deteriorated nuclear fuel rod.
112 is a frozen seal.
120 is a slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly.
130 is a collection of reflective rods.
131 is a reflector rod.
140 is an aggregate of helium-producing rods.
141 is a helium generation rod.
220 is a control rod cross.
221 is a neutron absorption rod.
400 is a crucible with a narrow head.
411 is a heat insulating body.
412 is a narrow neck.
413 is a convex aneurysm.
414 is an extraction tube 1.
415 is an extraction tube 2.
421 is a nuclear fuel container.
422 is a slightly depleted uranium metal ingot.
431 is a fission product container.
500 is a simple slightly depleted uranium rod aggregate.
501 is a carbon block with a through hole.
502 is a helium cooling hole.
511 is a simple depleted uranium rod.
610 is a slightly deteriorated nuclear fuel rod 1.
612 is a slightly depleted uranium cylinder.
613 is a carbon rod.

Claims

The slightly depleted uranium metal rod (11) is formed by shaping the slightly depleted uranium metal into a cylindrical shape.
The slightly depleted nuclear fuel rod (110) is loaded with a carbon pipe (12) inside the fuel cladding tube (13), and a large number of the slightly depleted uranium metal rods (11) are loaded in the carbon pipe (12). A solid moderator reflective material (14) is mounted on the slightly depleted uranium metal rod (11) at the upper end, and a solid moderator reflective material (14) is mounted on the bottom of the slightly depleted uranium metal rod (11) at the lower end. ), And the upper end of the fuel cladding (13) is sealed with a frozen seal (112).
The solid moderator partial channel box (104) is a solid moderator cylinder with a square cross section and has numerous through holes in the side walls.
The slightly deteriorated nuclear fuel rod assembly (120) is characterized in that a large number of slightly deteriorated nuclear fuel rods (110) are arranged in a square grid in a partial channel box (104) made of solid moderator.

The slightly depleted uranium core consists of a large number of control rod crosses (220) arranged in a square grid and a slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) of claim 1 adjacent to the control rod crosses (220). The reflective rod assembly (130) loaded on the outer side of the slightly depleted nuclear fuel rod assembly (120) on the outer periphery, and the helium generating rod assembly (140) loaded on the outer side of the reflective rod assembly (130). ) And helium coolant,
The control rod cross (220) has a large number of neutron absorbing rods (221) formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal lined and filled with boron compound powder. Arranged
The helium-producing rod assembly (140) consists of a large number of helium-producing rods (141), which are formed by lining a cladding tube, which is a cylindrical sheath made of stainless steel, with a soft metal and filling and sealing with boron compound powder. Arranged in a grid pattern
The reflecting rod assembly (130) is a slightly depleted uranium core characterized in that a large number of reflecting rods (131) formed by forming a neutron reflector made of a solid moderator into a rod shape are arranged in a square grid pattern.

The freeze seal (112) of the slightly depleted nuclear fuel rod (110) of claim 1 that has been used is thawed, and the slightly depleted uranium metal rod (11) is extracted and cut short to obtain used nuclear fuel (31).
The narrow-necked crucible (400) is a heat-resistant crucible, and has a heat-insulating body (411) containing spent nuclear fuel (31) and an elongated thin-necked part (412) connected to the upper part of the heat-insulating body (411). Consists of
A convex bump (413) was laid on the bottom surface of the heat insulating body (411).
The extraction pipe 1 (414) is connected to the bottom side wall side of the heat insulating body (411), and the end of the extraction pipe 1 (414) is placed on the upper part of the nuclear fuel container (421) containing the slightly depleted uranium metal ingot (422). connection,
A reprocessing facility characterized in that plutonium is autolyzed from the spent nuclear fuel (31) by the decay heat generated by the spent nuclear fuel (31), and the plutonium is exuded into a slightly depleted uranium metal block (422).

Depleted uranium metal from which plutonium and fission products have been removed from the spent nuclear fuel (31) by the reprocessing facility of claim 3 is mounted on a soft ground and dropped to a hard ground by its own weight to form a bottom artificial ground. It is characterized by mounting an artificial ground made of high-quality soil on the ground to make it an artificial ground.