JP2708209B2 - 使用済核燃料被覆管の減容処理方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、使用済核燃料被覆管（ハルという）の処理
方法に係り、特に高温静水圧プレス法を用いてハルを固
化する減容処理方法に関するものである。

［従来の技術］ 原子力発電所から運搬されてきたハルは、再処理プラ
ントでは、つぎのように処理される。まず、核燃料要素
を、機械的せん断機で数cm毎の小管片に切断し、予め準
備したバスケットに入れる。このバスケットごと硝酸中
に浸漬し、酸化物燃料を溶解する。したがって、バスケ
ット中にはハルのみが残溜し、これらを固体廃棄物とし
て減容して貯蔵される。ハルの貯蔵方法として、コンク
リート、ガラス、アスファルト等と共に固化する増量固
化法がある（原子力工業、第26巻、８号、p52〜56）。
また、かさ密度の小さいハルを機械的に圧縮させ、その
容積を減少させる機械圧縮法もある。

さらに、予めプレスによってハルを圧縮しておき、そ
の後、カプセルに充填し、密封した後に高温高圧気体雰
囲気下で圧縮成形する熱間静水圧プレス法（以下HIP法
という）等の手法がある。

［発明が解決しようとする課題］ 上記の処理方法のうちHIP法を用いてハルを減容する
とジルコニウムの密度（約6.6g/cm³）に近い固化体を得
ることができるので、この方法が最も好ましい。

しかしながら、従来のHIP法は、ハルを塑性流動させ
る必要上、絶対温度でジルコニウムの融点のほぼ2/3近
くまで加熱して、流動抵抗を低くせねばならなかった。
すなわち、ジルコニウムの融点は約1,850℃なので、上
記の場合には約1,200℃の高温に加熱する必要があっ
た。室温からジルコニウムを加熱すると約860℃で六方
晶のα−Zrから体心立方晶のβ−Zrに相変態する。さ
て、ジルコニウム合金の被覆管結晶内に金属間化合物と
して存在している有害な放射性トリチウムは、α−Zrら
りβ−Zr内に高濃度に溶込む性質があることが知られて
いる。逆に、β−Zr状態からα−Zrまで冷却されると、
固溶限の差からトリチウムが放出される。

このように、従来のHIP処理においては、塑性流動を
容易にするために相変態温度（約860℃）以上に加熱し
た結果、トリチウムが被覆管結晶内から放出され易いと
いう課題があった。また、相変態温度以下の比較的低温
度でHIP処理すると、塑性流動が生じにくく、圧縮成形
性が悪いので、かさ密度が小さいという問題点があっ
た。

本発明の目的は、ハルの減容処理において、トリチウ
ムの放出が少ない相変態温度以下で、かつ圧縮成形性に
すぐれた使用済核燃料被覆管の減容処理方法を提供する
ことである。

［課題を解決するための手段］ 上記課題を解決するための本発明に係る使用済核燃料
被覆管の減容処理方法の構成は、使用済みの、ジルコニ
ウム合金製の核燃料被覆管を、高温静水圧圧縮工程を有
する熱間静水圧プレス法によって減容処理する方法にお
いて、高温静水圧圧縮工程に先立って、ハロゲン・アル
コール溶液によって、核燃料被覆管を脆化させる脆化工
程を設け、前記高温静水圧圧縮工程における前記核燃料
被覆管の加熱温度を、600±50℃にしたことである。

［作用］ 本発明では、ハルを熱間で圧縮する前にハロゲン・ア
ルコール溶液中に浸漬する。この処理によってハルは著
しく脆化する。第３図は、ヨウ素１重量％メチルアルコ
ール溶液中に、未照射ジルカロイ−２を室温以下で、０
〜280時間浸漬後のリング引張試験結果である。この結
果によると、破断に要する応力は、上記溶液中への浸漬
時間、０〜70時間のものは破断応力約500MPaであるが、
140時間浸漬すると100MPa以下で、また280時間浸漬の場
合には、わずか20〜30MPaで破断することがわかる。

すなわち、ヨウ素１重量％メチルアルコール中に浸漬
したハルの結晶粒界は、著しい脆化を受け、ごく、小さ
な圧縮力によっても粒界が破壊し、容易に変形させるこ
とができる。したがって、相変態温度以下（例えば600
℃）でも、固化成形することが可能となる。

つぎに、脆化液の濃度および含有水分に対する特性を
調べた結果を、第４図および第５図を用いて説明する。

第４図は、メチルアルコール中のヨウ素濃度が引張強
さに及ぼす影響を示すものである。第４図によれば、ヨ
ウ素濃度は、0.5〜2.0重量％の添加が有効である。第５
図は、１重量％ヨウ素・メチルアルコール溶液を用いて
脆化処理を実施した場合に、脆化液中の水分％（体積）
と引張強さMPaとの特性曲線である。第５図によれば、
水分は、３〜30％（体積）が有効であり、30％（体積）
以上では、脆化能力が急激に低下することがわかった。

つぎに、HIP法によるハル圧縮のための加熱温度につ
いて、第２図を用いて説明する。

第２図は、ジルカロイ−２の試験片を用いて、高温引
張試験を実施し、得られた結果を、試験温度（横軸）−
応力（縦軸）の関係に取まとめて図示した特性曲線図で
ある。

第２図からわかるように、試験温度500℃では、応力
は約10kg/mm²であるが、550〜650℃になると、応力は8k
g/mm²にまで低減し、極小値を示す。さらに700〜800℃
では反って応力は増大し、800℃付近では極大値を示
す。800℃を超えると、応力は急激に減少する傾向を示
す。これは、約860℃付近にα−Zrβ−Zrの相変態点
が存在するためである。

したがって、従来例では、HIP法によるハルの処理温
度は、応力の低減する860℃以上の高温で実施してき
た。前記したように、高温になると有毒なトリチウムガ
スの放出量が増加すること、また、HIP法による処理に
先立つ脆化処理の効果などにより、上記のような低温処
理が可能となった。すなわち、本発明では、600±50℃
を、その処理温度として採用することになった。

［実施例］ 以下に本発明の一実施例を第１図を用いて説明する。

第１図は、使用済核燃料被覆管の減容処理工程を示す
工程図である。第１図の構成は、１は、原子炉から取出
したハル、２は、ハルの剪断、３は、被覆管に収納され
た使用済核燃料ペレットを硝酸で溶解する工程、４は、
上記ハルの中、被覆管と、溶解した核燃料を分離し、５
は、溶解液を精製する工程、６は、残溜したハルの予備
プレス、７は、プレスによって成形したハルを、HIP用
容器に充填、８は、上記容器にノズル付の上蓋を溶接、
９は、ノズルから脆化液を注入し、ハルを所定時間浸漬
した後、10は、脆化液を流出させ、11は、脱気、12は、
ノズルを圧着して密封、13は、高温静水圧法でハルを圧
縮成形、14は、保管工程である。

つぎに、上記工程の詳細について説明する。まず、ハ
ル１を剪断機２を用いて数cmの小管片状に切断し、溶解
槽のバスケットに入れて硝酸溶液で核燃料ペレットを溶
解し３、ハルと溶解ペレット溶液とを分離４する。分離
４後に、バスケット中に残溜したハルは、固体廃棄物と
して除去し、いわゆるチョップリーチ法が採用されてい
る。一方、分離後の溶解ペレットは、精製工程５に移さ
れ、別途処理される（省略）。ハルは予備プレス６によ
って成形され、ステンレス鋼製のHIP容器（直系20cm、
高さ20cm、板厚1mm）に充填７される。上記円筒状のHIP
容器には、脱気用ノズルを具備した上蓋を溶接する８。
この脱気用ノズルを介して、ヨウ素１重量％を溶したメ
チルアルコール溶液をHIP容器内に充填し９、ハルを浸
漬する。約140時間、室温で浸漬（第２図結果より）し
て、ハルを脆化した後、HIP容器の上下を逆転して、脆
化液を外部へ流出させる10。その後の動作は、従来のHI
P法に従って、ロータリポンプを用いて脱気し11、脱気
状態のままノズルを圧着し、密封し12、高温静水圧下で
圧縮13して、安全な場所にて保管する14。

このような減容処理工程を実施したところ、ハル結晶
内からのトリチウム放出量は、従来の約20％以下に低減
し、また、ハルを減容した固化体の密度は、従来と同程
のものが得られた。

以下に、その詳細を、図面を用いて説明する。

まず、トリチウム放出量の効果につき調べた。

原子炉内で使用済のジルカロイ−２燃料被覆管の小管
片20gを、電気炉の石英製炉心管内に挿入し、所定温度
に加熱し、一端から酸素ガスを送入し、他端から流出す
る酸素ガスを、コールドトラップを用いて回収し、液体
シンチレーション法を用いて、放出されるトリチウム量
（mci/g）を測定した。

電気炉の温度を、従来法（Ａ）の場合には、約1,100
℃に加熱し、また本発明法（Ｂ）の場合には、600℃に
加熱して、夫々のトリチウム放出量を測定した。

第６図（１）は、上記の（Ａ），（Ｂ）のデータを整
理した上、図示したものである。

第６図（１）によれば、本発明法（Ｂ）は、従来法
（Ａ）の約20％に激減している。すなわち、本発明法に
よるトリチウム放出量は、従来法によるものの20％以下
に低減しており、放射性トリチウムの環境への放出は抑
制され、放射線管理上は、きわめて有効な方法である。

つぎに、かさ密度の効果につき説明する。

小管片に剪断された非照射材のジルカロイ−２被覆管
約3kgにトリチウムの模擬ガスとして水素約100重量ppm
を添加し、模擬ハルを製作した。

上記の模擬ハルを、２分割して、夫々1.5kgづつとし
た。従来法（Ａ）によるHIP処理でハルを固化した固化
体のかさ密度と、本発明法（Ｂ）による脆化処理後に、
600±50℃でHIP法により固化した固化体のかさ密度と
を、各々４回繰返し測定した結果を、第６図（２）にま
とめてプロットした。

第６図（２）の結果から、（Ａ），（Ｂ）両法による
差異は小さく、稠密度化能力は、ほぼ同等であることが
わかった。

本実施例の効果は、HIP処理する前に、ヨウ素１重量
％メチルアルコール溶液中に、約140時間浸漬して、ハ
ルを脆化させることにより、HIP処理の温度は、600±50
℃でよく、従ってハルからのトリチウムの放出が少ない
状態で減容処理ができるようになった。

すなわち、HIP処理の温度は、600±50℃が最適であ
り、最高圧力は、2000kg/cm³のアルゴンガス圧で、圧縮
成形することができる。また、本発明の処理法を採用す
ると、理論密度（約6.6g/cm³）に近い固化体を得ること
ができる。

なお、本発明における動作は、すべて放射線管理区域
内で実施されるものである。

［発明の効果］ 本発明の効果は、従来法におけるハルのHIP処理に比
して、加熱温度が低温なので、作業性、経済性ともに効
率がよい。また、加熱温度は、ジルカロイ−２の相変態
温度以下なので、放射性トリチウムの環境への放出量が
著しく低減され、放射線管理上はきわめて好都合であ
る。

以上要するに、ハルの減容処理において、トリチウム
の放出が少ない相変態温度以下で、圧縮成形性にすぐれ
た使用済核燃料被覆管の減容処理方法を提供することが
できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明に係る使用済核燃料要素の減容処理工
程図、第２図は、ジルカロイ−２の高温引張試験におけ
る温度−強度特性図、第３図は、ヨウ素・アルコール溶
液に浸漬後のジルカロイ−２の引張試験結果図、第４図
は、メチルアルコール中のヨウ素濃度と引張強さの関係
図、第５図は、ヨウ素・メチルアルコール溶液中の水分
と引張強さの関係図、第６図（１）は、本実施例の処理
法と従来例の処理法におけるトリチウム量の比較図、第
６図（２）は、同じく、両方法による固化体密度の比較
図である。

Claims (3)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】使用済みの、ジルコニウム合金製の核燃料
   被覆管を、 高温静水圧圧縮工程を有する熱間静水圧プレス法によっ
   て減容処理する方法において、 高温静水圧圧縮工程に先立って、 ハロゲン・アルコール溶液によって、核燃料被覆管を脆
   化させる脆化工程を設け、 前記高温静水圧圧縮工程における前記核燃料被覆管の加
   熱温度を、600±50℃にした ことを特徴とする使用済核燃料被覆管の減容処理方法。
2. 【請求項２】ハロゲン・アルコール溶液を、 メチルアルコール中に、ヨウ素0.5〜２重量％，水分３
   〜30体積％を添加してなるメチルアルコール溶液にした ことを特徴とする請求項１記載の使用済核燃料被覆管の
   減容処理方法。
3. 【請求項３】脆化工程を、 核燃料被覆管を、常温のハロゲン・アルコール溶液中に
   約140時間浸漬する浸漬処理工程にした ことを特徴とする請求項１記載の使用済核燃料被覆管の
   減容処理方法。