JP2835089B2 - 使用済核燃料の再処理方法 - Google Patents
使用済核燃料の再処理方法Info
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- JP2835089B2 JP2835089B2 JP20967389A JP20967389A JP2835089B2 JP 2835089 B2 JP2835089 B2 JP 2835089B2 JP 20967389 A JP20967389 A JP 20967389A JP 20967389 A JP20967389 A JP 20967389A JP 2835089 B2 JP2835089 B2 JP 2835089B2
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- uranium
- plutonium
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- nuclear fuel
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Electrolytic Production Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は金属燃料からなる使用済核燃料の再処理方法
に関する。
に関する。
（従来の技術） 従来、高速増殖炉の使用済金属燃料を再処理する方法
としては、高温冶金法を用いた再処理方法（Trans,ANS,
50,205（1985））があるが、この方法では炉心燃料とブ
ランケット燃料はそれぞれ別々に処理され、ブランケッ
ト燃料はハロゲン化物スラグ法を除いて炉心燃料と同様
な処理が行われる。
としては、高温冶金法を用いた再処理方法（Trans,ANS,
50,205（1985））があるが、この方法では炉心燃料とブ
ランケット燃料はそれぞれ別々に処理され、ブランケッ
ト燃料はハロゲン化物スラグ法を除いて炉心燃料と同様
な処理が行われる。
すなわち、まず解体及び剪断した使用済金属燃料をセ
ラミック等からなるバスケット内に収容して電解精製槽
内に配置し、液体カドミウム中に溶解させる。そして、
液体カドミウムの上部に例えばLiCl−NaCl−CaCl2−BaC
l2またはLiCl−KCl等の電解質塩化物を配置し、さらに
液体カドミウム中に陽極を、電解質塩化物中に鉄製の陰
極を配置して約500℃で電気分解を行ない、液体カドミ
ウム中に溶解したウラン及びプルトニウムを陰極に析出
させる。
ラミック等からなるバスケット内に収容して電解精製槽
内に配置し、液体カドミウム中に溶解させる。そして、
液体カドミウムの上部に例えばLiCl−NaCl−CaCl2−BaC
l2またはLiCl−KCl等の電解質塩化物を配置し、さらに
液体カドミウム中に陽極を、電解質塩化物中に鉄製の陰
極を配置して約500℃で電気分解を行ない、液体カドミ
ウム中に溶解したウラン及びプルトニウムを陰極に析出
させる。
ここで、陰極に析出したウラン及びプルトニウムには
ある程度の電解質塩が含まれているため、これを除去す
るために次工程で塩分離処理を行なう。この塩分離処理
ではウランの融点（1133℃）よりも少し高い温度、例え
ば1250℃程度でウラン及びプルトニウムを溶解し、（Pu
の融点は639.5℃）、塩と金属の比重差（塩の比重は約
２、Ｕの比重は18.7、Puの比重は19.8）を利用して塩分
離を行なう。
ある程度の電解質塩が含まれているため、これを除去す
るために次工程で塩分離処理を行なう。この塩分離処理
ではウランの融点（1133℃）よりも少し高い温度、例え
ば1250℃程度でウラン及びプルトニウムを溶解し、（Pu
の融点は639.5℃）、塩と金属の比重差（塩の比重は約
２、Ｕの比重は18.7、Puの比重は19.8）を利用して塩分
離を行なう。
なお、炉心燃料の場合は塩分離後、再び溶解して鋳造
を行なう。また、ブランケット燃料の場合は塩分離後、
以下のようなハロゲン化物スラグ法による処理を行な
う。
を行なう。また、ブランケット燃料の場合は塩分離後、
以下のようなハロゲン化物スラグ法による処理を行な
う。
すなわち、ウラン及びプルトニウムを酸化剤としての
UCl3と溶媒としてのCaCl2−BaCl2と共に1300℃まで加熱
し、塩化物の生成自由エネルギーがウランよりプルトニ
ウムの方が小さいことを利用して、Pu＋UCl3→PuCl3＋
Ｕの反応を進行させ、PuCl3−CaCl2−BaCl2の塩化物相
とＵ金属相とに分離する。そして、分離したＵ金属はブ
ランケットの鋳造に用い、塩化物相は炉心燃料の電解精
製槽の電解質塩化物に加える。これは、ブランケット中
のPuを燃料に濃縮させる工程に相当する。
UCl3と溶媒としてのCaCl2−BaCl2と共に1300℃まで加熱
し、塩化物の生成自由エネルギーがウランよりプルトニ
ウムの方が小さいことを利用して、Pu＋UCl3→PuCl3＋
Ｕの反応を進行させ、PuCl3−CaCl2−BaCl2の塩化物相
とＵ金属相とに分離する。そして、分離したＵ金属はブ
ランケットの鋳造に用い、塩化物相は炉心燃料の電解精
製槽の電解質塩化物に加える。これは、ブランケット中
のPuを燃料に濃縮させる工程に相当する。
（発明が解決しようとする課題） しかしながら、このような従来の再処理方法では、10
00℃を越える操作温度で長時間の操作が行われるため、
ハロゲン化物スラグ法に例えばBeo（ベリリア）からな
るるつぼの使用が不可欠であるが、このようなるつぼは
コストが高く、耐久性および信頼性も低いため、処理コ
ストが上昇すると共に廃棄物量が増加するという問題が
あった。
00℃を越える操作温度で長時間の操作が行われるため、
ハロゲン化物スラグ法に例えばBeo（ベリリア）からな
るるつぼの使用が不可欠であるが、このようなるつぼは
コストが高く、耐久性および信頼性も低いため、処理コ
ストが上昇すると共に廃棄物量が増加するという問題が
あった。
本発明の目的はかかる事情に対処してなされたもの
で、プルトニウムのウラン分離操作を低温で行なうこと
ができ、処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ること
のできる使用済核燃料の再処理方法を提供しようとする
ものである。
で、プルトニウムのウラン分離操作を低温で行なうこと
ができ、処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ること
のできる使用済核燃料の再処理方法を提供しようとする
ものである。
［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記目的を達成するために本発明は、金属燃料からな
る使用済核燃料を電解精製槽の陽極カドミウム中に溶解
して電気分解を行ない、前記電解精製槽の電解質塩化物
中に配置された陰極にウラン及びプルトニウムを析出さ
せて回収する使用済核燃料の再処理方法において、前記
陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウムで
溶解し、溶解したプルトニウムを酸化剤により酸化させ
てウランから分離するものである。
る使用済核燃料を電解精製槽の陽極カドミウム中に溶解
して電気分解を行ない、前記電解精製槽の電解質塩化物
中に配置された陰極にウラン及びプルトニウムを析出さ
せて回収する使用済核燃料の再処理方法において、前記
陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウムで
溶解し、溶解したプルトニウムを酸化剤により酸化させ
てウランから分離するものである。
（作 用） 本発明の使用済核燃料の再処理方法では、電解精製槽
の陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウム
で溶解することにより、Beo等からなるるつぼを使用す
ることなく低温でウラン分離操作を行なうことができ、
処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることができ
る。
の陰極に析出したウラン及びプルトニウムをカドミウム
で溶解することにより、Beo等からなるるつぼを使用す
ることなく低温でウラン分離操作を行なうことができ、
処理コストの低減と廃棄物量の低減を図ることができ
る。
（実施例） 以下、本発明による使用済核燃料の再処理方法を図面
を参照して説明する。
を参照して説明する。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示し、この
実施例方法ではまず第１図に示すように、解体及び剪断
した使用済金属燃料１をセラミック等からなるバスケッ
ト２内に収容して電解精製槽３内に配置し、液体カドミ
ウム４中に溶解させる。そして、液体カドミウム４の上
部にLiCl−NaCl−CaCl2−BaCl2またはLiCl−KCl等の電
解質塩化物５を配置し、さらに液体カドミウム４中に陽
極６を、電解質塩化物５中に陽極７を配置して約480℃
で電気分解を行なう。この電気分解により液体カドミウ
ム４中のウラン及びプルトニウムは陽極酸化されて３価
のイオンUCl3およびPuCl3となり、電解質塩化物５中に
移動する。そして、電解質塩化物５中に移動したUCl3と
PuCl3の塩化物は陰極７により還元されてＵとPuとな
り、陰極７の表面に析出する。なお、電解精製槽３の底
部８にはヒータおよび断熱材等が設けられている。
実施例方法ではまず第１図に示すように、解体及び剪断
した使用済金属燃料１をセラミック等からなるバスケッ
ト２内に収容して電解精製槽３内に配置し、液体カドミ
ウム４中に溶解させる。そして、液体カドミウム４の上
部にLiCl−NaCl−CaCl2−BaCl2またはLiCl−KCl等の電
解質塩化物５を配置し、さらに液体カドミウム４中に陽
極６を、電解質塩化物５中に陽極７を配置して約480℃
で電気分解を行なう。この電気分解により液体カドミウ
ム４中のウラン及びプルトニウムは陽極酸化されて３価
のイオンUCl3およびPuCl3となり、電解質塩化物５中に
移動する。そして、電解質塩化物５中に移動したUCl3と
PuCl3の塩化物は陰極７により還元されてＵとPuとな
り、陰極７の表面に析出する。なお、電解精製槽３の底
部８にはヒータおよび断熱材等が設けられている。
このようにして陰極７に析出したＵ及びPuは使用済金
属燃料１が炉心燃料の場合には約1300℃で塩分離の処理
を行い、鋳造工程にもっていく。また、使用済金属燃料
１がブランケット燃料の場合には陰極７から析出物を取
り出し、第２図に示す酸化炉20の液体カドミウム21内に
配置し、析出物中のＵ及びPuを液体カドミウム21で溶解
させる。そして、この液体カドミウム21の上部に前述の
電解質塩化物５と同一組成の電解質塩化物22を配置し、
この電解質塩化物22中にPuの酸化剤としてUCl3を加えて
約400〜750℃で加熱処理する。
属燃料１が炉心燃料の場合には約1300℃で塩分離の処理
を行い、鋳造工程にもっていく。また、使用済金属燃料
１がブランケット燃料の場合には陰極７から析出物を取
り出し、第２図に示す酸化炉20の液体カドミウム21内に
配置し、析出物中のＵ及びPuを液体カドミウム21で溶解
させる。そして、この液体カドミウム21の上部に前述の
電解質塩化物５と同一組成の電解質塩化物22を配置し、
この電解質塩化物22中にPuの酸化剤としてUCl3を加えて
約400〜750℃で加熱処理する。
ここで、ＵとPuの塩化物の生成自由エネルギーは例え
ば温度500℃で UCl3:ΔG1 ＝−55.2 Kcal/g−equiv.C1 PuCl3:ΔG2 ＝−62.4 Kcal/g−equiv.C1 となるので、PuCl3の熱力学的安定性がUCl3の熱力学的
安定性よりも上である。従って、PuCl3とUCl3が共存す
る系では UCl3＋Pu→PuCl3＋Ｕ の反応が進行する。これにより酸化炉20内の液体カドミ
ウム21と電解質塩化物22との境界で上式の酸化還元反応
が発生し、Puは酸化されてPuCl3となり、電解質塩化物2
2中に溶解する。
ば温度500℃で UCl3:ΔG1 ＝−55.2 Kcal/g−equiv.C1 PuCl3:ΔG2 ＝−62.4 Kcal/g−equiv.C1 となるので、PuCl3の熱力学的安定性がUCl3の熱力学的
安定性よりも上である。従って、PuCl3とUCl3が共存す
る系では UCl3＋Pu→PuCl3＋Ｕ の反応が進行する。これにより酸化炉20内の液体カドミ
ウム21と電解質塩化物22との境界で上式の酸化還元反応
が発生し、Puは酸化されてPuCl3となり、電解質塩化物2
2中に溶解する。
従って、このPuCl3を含む電解質塩化物22を前述の炉
心燃料の電解精製を行う電解質塩化物５中に移し、前述
した電気分解を行なうことにより陰極７にブランケット
中のPuが燃料中のＵ及びPuと共に析出するので、ブラン
ケット中のPuを燃料中に濃縮でき、使用済の炉心燃料と
ブランケット燃料から処理前の燃料より核分裂性物質量
の多い燃料を製造することができる。
心燃料の電解精製を行う電解質塩化物５中に移し、前述
した電気分解を行なうことにより陰極７にブランケット
中のPuが燃料中のＵ及びPuと共に析出するので、ブラン
ケット中のPuを燃料中に濃縮でき、使用済の炉心燃料と
ブランケット燃料から処理前の燃料より核分裂性物質量
の多い燃料を製造することができる。
また、酸化炉20内の液体カドミウム21には酸化剤およ
びブランケットのＵが多く含んでいるので、液体カドミ
ウム21を蒸発させてＵ金属を得、このＵ金属よりブラン
ケットを鋳造する。
びブランケットのＵが多く含んでいるので、液体カドミ
ウム21を蒸発させてＵ金属を得、このＵ金属よりブラン
ケットを鋳造する。
なお、L.Burris,CONF861146−−14のように、ＵとPu
の電位差を利用してＵとPuをわけてもよい。この場合12
0mV程度でＵの析出を行い、400mV程度でPUの析出を行う
ことになる。
の電位差を利用してＵとPuをわけてもよい。この場合12
0mV程度でＵの析出を行い、400mV程度でPUの析出を行う
ことになる。
［発明の効果］ 以上説明したように本発明によれば、Beo等からなる
るつぼを使用することなく低温でウランとプルトニウム
を分離できるため、処理コストの低減と廃棄物量の低減
を図ることができる。
るつぼを使用することなく低温でウランとプルトニウム
を分離できるため、処理コストの低減と廃棄物量の低減
を図ることができる。
第１図は本発明による使用済核燃料の再処理方法に使用
する電解精製炉の断面図、第２図は同じく本発明による
使用済核燃料の再処理方法に使用する酸化炉の断面図で
ある。 １……使用済金属燃料、２……バスケット、３……電解
精製槽、４……液体カドミウム、５……電解質塩化物、
６……陽極、７……陰極、20……酸化炉、21……液体カ
ドミウム、22……電解質塩化物。
する電解精製炉の断面図、第２図は同じく本発明による
使用済核燃料の再処理方法に使用する酸化炉の断面図で
ある。 １……使用済金属燃料、２……バスケット、３……電解
精製槽、４……液体カドミウム、５……電解質塩化物、
６……陽極、７……陰極、20……酸化炉、21……液体カ
ドミウム、22……電解質塩化物。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松浦 宏之 神奈川県川崎市川崎区浮島町４―１ 日 本原子力事業株式会社研究所内 (56)参考文献 特開 平１−237497（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 19/44 G21C 19/46
Claims (1)
- 【請求項１】金属燃料からなる使用済核燃料を電解精製
槽の陽極カドミウム中に溶解して電気分解を行ない、前
記電解精製槽の電解質塩化物中に配置された陰極にウラ
ン及びプルトニウムを析出させて回収する使用済核燃料
の再処理方法において、前記陰極に析出したウラン及び
プルトニウムをカドミウムで溶解し、溶解したプルトニ
ウムを酸化剤により酸化させてウランから分離すること
を特徴とする使用済核燃料の再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20967389A JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP20967389A JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0373898A JPH0373898A (ja) | 1991-03-28 |
| JP2835089B2 true JP2835089B2 (ja) | 1998-12-14 |
Family
ID=16576714
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP20967389A Expired - Lifetime JP2835089B2 (ja) | 1989-08-15 | 1989-08-15 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2835089B2 (ja) |
-
1989
- 1989-08-15 JP JP20967389A patent/JP2835089B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0373898A (ja) | 1991-03-28 |
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