JP5737931B2 - 抽出装置および使用済核燃料の再処理施設 - Google Patents

Description

本発明は、原子炉内で使用された使用済核燃料から、ウランおよびプルトニウムを抽出可能な抽出装置および使用済核燃料の再処理施設に関するものである。

従来、使用済核燃料を再処理する方法として、コプロセッシング法と呼ばれる再処理方法がある。コプロセッシング法は、核拡散を抑止すべく、使用済核燃料からプルトニウムが単離しないように再処理する方法である。ここで、コプロセッシング法を用いて、軽水炉（ＬＷＲ：Light Water Reactor）で使用された使用済核燃料（以下、ＬＷＲ使用済核燃料という）を再処理する場合は、ＬＷＲ用の再処理施設で行われる。一方で、コプロセッシング法を用いて、高速増殖炉（ＦＢＲ：Fast Breeder Reactor）で使用された使用済核燃料（以下、ＦＢＲ使用済核燃料という）を再処理する場合は、ＦＢＲ用の再処理施設で行われる。

このような再処理施設を用いた再処理方法として、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理するＦＢＲ用の再処理施設と、ＦＢＲ用の再処理施設で排出される回収残液とＬＷＲ使用済核燃料とを再処理するＬＷＲ用の再処理施設とを用いた方法が知られている（例えば、特許文献１参照）。この再処理方法では、ＦＢＲ用の再処理施設で排出される回収残液を、ＬＷＲ用の再処理施設で再処理できる分、ＦＢＲ用の再処理施設を経済的に負荷の小さいものとすることができる。

ここで、コプロセッシング法を用いた、ＬＷＲ用の再処理施設では、ＬＷＲ使用済核燃料を溶解した燃料溶解液を、抽出溶媒を用いて共除去することにより、ウラン（Ｕ）およびプルトニウム（Ｐｕ）を含有する抽出溶媒であるウラン／プルトニウム装荷溶媒（以下、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒という）が得られる。そして、得られたＵ／Ｐｕ装荷溶媒は、ＬＷＲ用の再処理施設に設けられた多段抽出装置へ流入する。このとき、ＬＷＲ使用済核燃料は、ＦＢＲ使用済核燃料に比してプルトニウム富化度（以下、Ｐｕ富化度という）が低い。このため、多段抽出装置には、Ｐｕ富化度を向上させるべく、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒と共に抽出溶媒が供給される。この場合、一般的に、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒は、多段抽出装置の第２段目以降に供給され、また、抽出溶媒は、多段抽出装置の１段目に供給される。つまり、多段抽出装置は、第２段目以降にＵ／Ｐｕ装荷溶媒を供給可能な構成となっており、第１段目に抽出溶媒を供給可能な構成となっている。これにより、ＬＷＲ用の再処理施設では、プルトニウムを単離させることなく、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理することが可能となっている。

一方で、コプロセッシング法を用いた、ＦＢＲ用の再処理施設では、ＦＢＲ使用済核燃料を溶解した燃料溶解液を、抽出溶媒を用いて共除去することにより、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒が得られる。そして、得られたＵ／Ｐｕ装荷溶媒は、ＦＢＲ用の再処理施設に設けられた多段抽出装置へ流入する。このとき、ＦＢＲ使用済核燃料は、ＬＷＲ使用済核燃料に比してＰｕ富化度が高い。このため、多段抽出装置には、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒のみが供給される。この場合、一般的に、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒は、多段抽出装置の第１段目に供給される一方で、抽出溶媒は、供給されない。つまり、多段抽出装置は、抽出溶媒を供給可能な構成とはなっていない。これにより、ＦＢＲ用の再処理施設においても、プルトニウムを単離させることなく、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理することが可能となっている。

ここで、使用済核燃料の再処理施設の用地取得や建設費用の観点から、ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理することが望まれている。複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理する場合、多段抽出装置には、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ装荷溶媒、およびＦＢＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ装荷溶媒が流入することとなる。

ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を再処理する単一の再処理施設として、特許文献２に示す再処理施設が知られている。この再処理施設では、ＬＷＲ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料を溶解して燃料溶解液としており、燃料溶解液から抽出されるウランおよびプルトニウムを含有する混合溶液のＰｕ富化度を調整している。

特開平１１−２８７８９０号公報 特開２００５−２４９６９２号公報

上記したように、ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理する場合においても、核拡散を抑止すべく、使用済核燃料からプルトニウムが単離しないように再処理する必要がある。しかしながら、特許文献２では、ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理する場合において、プルトニウムが単離される可能性を排除しきれていない。

具体的に説明すると、再処理施設に設けられる多段抽出装置は、ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を再処理すべく、第１段目以降にＵ／Ｐｕ装荷溶媒を供給可能な構成とし、第１段目に抽出溶媒を供給可能な構成とすることが考えられる。この構成とすることで、上記したように、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理する場合、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒を第２段目以降に供給し、第１段目に抽出溶媒を供給することができる。また、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理する場合、第１段目に抽出溶媒を供給せずに、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒を第１段目に供給することができる。

一方で、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理すべく、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒を第２段目以降に供給し、第１段目に抽出溶媒を供給する場合に、過失または故意により、ＦＢＲ使用済核燃料が供給されることが想定される。この場合、ＦＢＲ使用済核燃料はＰｕ富化度が高く、また、プルトニウム富化度を向上させるために抽出溶媒が供給されることから、プルトニウムが単離する虞がある。

そこで、本発明は、複数種の異なる使用済核燃料を、単一の再処理施設で再処理するにあたり、プルトニウムを単離させずにウランおよびプルトニウムを抽出することで、核拡散を抑止することができる抽出装置および使用済核燃料の再処理施設を提供することを課題とする。

本発明の抽出装置は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理する単一の再処理施設に設けられ、使用済核燃料からウランおよびプルトニウムを抽出可能な抽出装置であって、有機相と水相とに分離可能な複数の抽出器と、ウランおよびプルトニウムを抽出可能な有機相となる抽出溶媒を流入させるための抽出溶媒投入口と、使用済核燃料から得られるウランおよびプルトニウムを含有する抽出溶媒であるウラン／プルトニウム装荷溶媒を流入させるための装荷溶媒流入口と、ウラン／プルトニウム装荷溶媒からプルトニウムを逆抽出可能な水相となる逆抽出液を流入させるための逆抽出液流入口と、を備え、複数の抽出器は、水相側から有機相側に亘って並べた多段の構成となっており、装荷溶媒流入口および抽出溶媒投入口は、最も水相側となる第１段目の抽出器にのみ設けられていることを特徴とする。

この構成によれば、第１段目の抽出器にのみ、装荷溶媒流入口と抽出溶媒投入口とが設けられるため、ウラン／プルトニウム装荷溶媒は、第２段目以降の抽出器に流入することがない。このため、使用済核燃料として、ＦＢＲ使用済核燃料が再処理される場合、ＦＢＲ使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒が、第１段目の抽出器に流入し、かつ抽出溶媒が、第１段目の抽出器に流入したとしても、水相側から逆抽出される溶液には、プルトニウムだけでなく、ウランが必ず含まれることとなり、プルトニウムの単離が発生することはない。当然に、第１段目の抽出器に、ＦＢＲ使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒のみが流入しても、従来のＦＢＲ用の再処理施設と同様の構成となるため、プルトニウムの単離は発生しない。また、使用済核燃料として、ＬＷＲ使用済核燃料が再処理される場合、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒が、第１段目の抽出器に流入し、かつ抽出溶媒が、第１段目の抽出器に流入したとしても、水相側から逆抽出される溶液には、ウランが必ず含まれることとなり、プルトニウムの単離が発生することはない。また、第１段目の抽出器に、軽水炉使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒のみが流入しても、水相側から逆抽出される溶液には、プルトニウム富化度が減少するものの、ウランが必ず含まれることとなり、プルトニウムの単離が発生することはない。以上から、複数種の異なる使用済核燃料を、単一の再処理施設で再処理するにあたり、プルトニウムを単離させずにウランおよびプルトニウムを抽出することで、核拡散を抑止することができる。

この場合、第１段目の抽出器に流入するウラン／プルトニウム装荷溶媒の流量に応じて、第１段目の抽出器に流入する抽出溶媒の流量を調整可能な抽出溶媒流量調整手段をさらに備えたことが好ましい。

この構成によれば、ウラン／プルトニウム装荷溶媒の流量に応じて、抽出溶媒の流量を調整することができるため、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、プルトニウムの単離が不能な富化度とすることができ、また、製品に使用可能な富化度とすることができる。なお、プルトニウムが単離されていないとする富化度の目安は、９０％以下であり、製品に使用可能な富化度としては、２０％以上である。

この場合、抽出溶媒流量調整手段は、使用済核燃料として、高速炉で使用された高速炉使用済核燃料またはＭＯＸ使用済核燃料が再処理される場合、第１段目の抽出器に流入する抽出溶媒の流量をゼロとする一方で、使用済核燃料として、軽水炉で使用された軽水炉使用済核燃料が再処理される場合、抽出溶媒を流量調整しながら、第１段目の抽出器に流入させることが好ましい。

この構成によれば、軽水炉使用済核燃料（ＬＷＲ使用済核燃料）に比して、プルトニウム富化度の高い高速炉使用済核燃料（ＦＢＲ使用済核燃料）またはＭＯＸ使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒が、第１段目の抽出器に流入するため、抽出溶媒の流入の有無に関係なく、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、プルトニウムの単離が不能な富化度とすることができる。一方で、ＦＢＲ使用済核燃料またはＭＯＸ使用済核燃料に比して、プルトニウム富化度の低いＬＷＲ使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒が、第１段目の抽出器に流入するため、抽出溶媒を流入させることで、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、製品に使用可能な富化度とすることができる。

この場合、抽出溶媒流量調整手段は、使用済核燃料として、軽水炉で使用された軽水炉使用済核燃料が再処理される場合、ウラン／プルトニウム装荷溶媒の流量に対する抽出溶媒の流量の割合Ｘが、「（６／３５）≦Ｘ≦（３５／３５）」の範囲となるように、抽出溶媒の流量を調整することが好ましい。

この構成によれば、軽水炉使用済核燃料（ＬＷＲ使用済核燃料）から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒の容積に対する抽出溶媒の流量の割合Ｘを、「（６／３５）≦Ｘ≦（３５／３５）」の範囲とすることで、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、製品に使用可能な富化度とすることができる。

この場合、抽出溶媒流量調整手段は、ウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、抽出溶媒の流量を調整することが好ましい。

この構成によれば、ウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、抽出溶媒の流量を調整することができるため、ウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度が変化しても、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、プルトニウムの単離が不能な富化度で、製品として使用可能な富化度とすることができる。

この場合、抽出溶媒流量調整手段は、使用済核燃料として、異なる種類の使用済核燃料を混合して再処理する場合、混合した使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、抽出溶媒の流量を調整することが好ましい。

この構成によれば、異なる種類を混合した使用済核燃料から得られるウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、抽出溶媒の流量を調整することができるため、水相側から逆抽出される溶液内のプルトニウム富化度を、プルトニウムの単離が不能な富化度で、製品として使用可能な富化度とすることができる。

本発明の使用済核燃料の再処理施設は、使用済核燃料を溶解して燃料溶解液を生成する溶解装置と、燃料溶解液からウランおよびプルトニウムを分離可能な分離装置と、を備え、分離装置は、抽出溶媒を用いて、燃料溶解液を、ウラン／プルトニウム装荷溶媒と、不純物とに分離可能な共除染装置と、逆抽出液を用いて、ウラン／プルトニウム装荷溶媒を、ウラン／プルトニウム溶液と、ウラン装荷溶媒とに分離可能な上記の抽出装置と、を有していることを特徴とする。

この構成によれば、複数種の異なる使用済核燃料を再処理するにあたり、プルトニウムを単離させることなく、ウランおよびプルトニウムを抽出することができるため、核拡散を抑止することができる。

本発明の抽出装置および使用済核燃料の再処理施設によれば、第１段目の抽出器のみに、装荷溶媒流入口および抽出溶媒投入口を設けたため、プルトニウムを単離させることなく、複数種の異なる使用済核燃料を再処理することができ、核拡散を抑止することができる。

図１は、本実施例の第２多段抽出装置を適用した使用済核燃料の再処理施設の概略構成図である。 図２は、本実施例の第２多段抽出装置を表した概略構成図である。 図３は、抽出器の外観斜視図である。 図４は、使用済核燃料のＰｕ富化度に応じて変化する抽出溶媒の流入量の関係を表したグラフである。

以下、添付した図面を参照して、本発明の抽出装置および使用済核燃料の再処理施設について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。

本実施例に係る抽出装置は、使用済核燃料に含まれるウラン（Ｕ）およびプルトニウム（Ｐｕ）を抽出するものであり、第２多段抽出装置として、使用済核燃料の再処理施設に設けられている。以下、図１を参照して、再処理施設について説明する。

図１は、本実施例の第２多段抽出装置を適用した使用済核燃料の再処理施設の概略構成図である。再処理施設１は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理可能な単一の施設となっている。複数種の異なる使用済核燃料としては、軽水炉において使用された核燃料であるＬＷＲ使用済核燃料（軽水炉使用済核燃料）、高速炉において使用された核燃料であるＦＢＲ使用済核燃料（高速炉使用済核燃料）、軽水炉または高速炉において使用されたプルトニウムを含む核燃料であるＭＯＸ使用済核燃料がある。複数種の使用済核燃料は、核燃料中のプルトニウム富化度（以下、Ｐｕ富化度という）が異なっている。Ｐｕ富化度とは、ウランおよびプルトニウムの全量に対するプルトニウムの含有量の割合を表す指標である。ここで、複数種の使用済核燃料は、Ｐｕ富化度の低い方から順に、ＬＷＲ使用済核燃料、ＭＯＸ使用済核燃料、ＦＢＲ使用済核燃料となっている。そして、この再処理施設１は、ＬＷＲ使用済核燃料、ＭＯＸ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料の再処理時において、プルトニウムを単離不能な構成となっている。

再処理施設１は、使用済核燃料Ｆを受け入れて貯蔵する貯蔵装置５と、使用済核燃料Ｆをせん断加工する機械加工装置６と、せん断後の使用済核燃料Ｆを溶解する溶解装置７と、溶解した使用済核燃料Ｆからウランおよびプルトニウムを分離する分離装置８と、分離装置８から抽出されたウランおよびプルトニウムを精製する精製装置９と、精製後のウランおよびプルトニウムを濃縮して脱硝する脱硝装置１０とを備えている。そして、再処理施設１は、各装置５，６，７，８，９，１０が、制御装置１２によって制御されている。

貯蔵装置５は、使用済核燃料Ｆが装荷されたキャスク１５を貯蔵タンク１６内に水没させることで、使用済核燃料Ｆを受け入れている。また、貯蔵装置５は、使用済核燃料Ｆを再処理する場合、貯蔵タンク１６内に水没させたキャスク１５から使用済核燃料Ｆを取り出し、取り出した使用済核燃料Ｆを機械加工装置６へ向けて搬送する。

機械加工装置６は、貯蔵装置５から搬送された使用済核燃料Ｆを細かくせん断する。機械加工装置６により使用済核燃料Ｆをせん断すると、廃ガスが発生する。このため、機械加工装置６は、発生した廃ガスを廃ガス処理系２０へ向けて送り出している。そして、機械加工装置６は、せん断後の使用済核燃料Ｆを溶解装置７へ向けて搬送する。

溶解装置７は、硝酸を貯留した溶解槽１７に、せん断後の使用済核燃料Ｆを投入することで、使用済核燃料Ｆが溶解した燃料溶解液Ｂを生成する。溶解装置７により使用済核燃料Ｆを溶解すると、廃ガスが発生する。このため、溶解装置７は、発生した廃ガスを廃ガス処理系２０へ向けて送り出している。なお、溶解装置７において硝酸に溶解しない不溶残渣Ｄは、図示しない廃棄物貯蔵庫へ貯蔵される。硝酸に溶解した使用済核燃料Ｆは、燃料溶解液Ｂとなって分離装置８へ供給される。

分離装置８は、詳細は後述するが、コプロセッシング法を用いた構成となっており、プルトニウムを単離させることなく、燃料溶解液Ｂからウランおよびプルトニウムを抽出している。この分離装置８には、燃料溶解液Ｂからウランおよびプルトニウムを抽出するために用いられる抽出溶媒Ｔが、抽出溶媒供給装置３０から供給されている。そして、分離装置８は、抽出溶媒Ｔにより、燃料溶解液Ｂからウランおよびプルトニウムを抽出することで、ウランおよびプルトニウムを含む抽出溶媒Ｔであるウラン／プルトニウム装荷溶媒Ｔ１（以下、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１という）が生成される。分離装置８は、生成されたＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１に、プルトニウムを逆抽出するためのＰｕ逆抽出液Ｇ１を供給することにより、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１から、ウランおよびプルトニウムを含む溶液であるウラン／プルトニウム溶液Ｙ１（以下、Ｕ／Ｐｕ溶液という）を抽出する。ウラン抽出後のＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１は、ウランを含む抽出溶媒Ｔであるウラン装荷溶媒Ｔ２（以下、Ｕ装荷溶媒Ｔ２という）となる。分離装置８は、Ｕ装荷溶媒Ｔ２に、ウランを逆抽出するためのＵ逆抽出液Ｇ２を供給することにより、Ｕ装荷溶媒Ｔ２から、ウランを含む溶液であるウラン溶液Ｙ２（以下、Ｕ溶液という）を抽出する。

精製装置９は、Ｕ溶液Ｙ２が流入するウラン精製装置９ａと、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１が流入するウラン／プルトニウム精製装置９ｂとを備えている。ウラン精製装置９ａは、抽出したＵ溶液Ｙ２を硝酸ウラン溶液に精製し、ウラン／プルトニウム精製装置９ｂは、抽出したＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１を硝酸ウラン／プルトニウム溶液に精製する。そして、精製装置９は、精製した硝酸ウラン溶液および硝酸ウラン／プルトニウム溶液を、脱硝装置１０へ向けて供給している。なお、精製後の硝酸ウラン溶液は、その一部が、硝酸ウラン／プルトニウム溶液に流入することで、硝酸ウラン／プルトニウム溶液は、そのＰｕ富化度が調整される。

脱硝装置１０は、硝酸ウラン溶液が流入するウラン脱硝装置１０ａと、硝酸ウラン／プルトニウム溶液が流入するウラン／プルトニウム脱硝装置１０ｂとを備えている。ウラン脱硝装置１０ａは、精製した硝酸ウラン溶液を濃縮して脱硝することにより、ウラン酸化物とする。ウラン／プルトニウム脱硝装置１０ｂは、精製した硝酸ウラン／プルトニウム溶液を濃縮して脱硝することにより、ウラン／プルトニウム酸化物とする。そして、得られたウラン酸化物は、製品としてウラン貯蔵庫３７に貯蔵され、同様に、得られたウラン／プルトニウム酸化物は、製品としてウラン／プルトニウム貯蔵庫３８に貯蔵される。

制御装置１２は、各装置５，６，７，８，９，１０を制御可能となっており、また、廃ガス処理系２０、抽出溶媒供給装置３０等も制御可能となっている。また、この制御装置１２には、各種計測器が接続されており、具体的に、後述する装荷溶媒流量計５５、抽出溶媒流量計５６やＰｕ富化度計測器６０等が接続されている（図２参照）。これにより、制御装置１２は、各種計測器の計測結果に基づいて、各装置５，６，７，８，９，１０を制御することで、使用済核燃料Ｆの再処理を制御している。

次に、図１ないし図３を参照し、分離装置８について具体的に説明する。図２は、本実施例の第２多段抽出装置を表した概略構成図であり、図３は、抽出器の外観斜視図である。上記の分離装置８は、燃料溶解液Ｂが流入する第１多段抽出装置（共除去装置）２５と、第１多段抽出装置２５に接続された第２多段抽出装置（抽出装置）２６と、第２多段抽出装置２６に接続された第３多段抽出装置２７とを備えている。

第１多段抽出装置２５は、複数の抽出器４０を水相側から有機相側に亘って並べた多段の構成となっている。この抽出器４０は、ミキサセトラ、パルスカラムや遠心式抽出器等の抽出器であり、水相と有機相とに分離可能な構成となっている。本実施例では、ミキサセトラを適用した場合について説明するが、この構成に限るものではない。

図３に示すように、抽出器４０は、混合室４３ａおよび分離室４３ｂが形成された容器４３と、混合室４３ａ内に設けられたミキサ４４とを備えている。容器４３の混合室４３ａには、鉛直方向の上部に有機相側となる軽液が流入する軽液流入口４６が形成され、鉛直方向の下部に水相側となる重液が流入する重液流入口４７が形成されている。容器４３の分離室４３ｂには、鉛直方向の上部に軽液が流出する軽液流出口４８が形成され、鉛直方向の下部に重液が流出する重液流出口４９が形成されている。ミキサ４４は、混合室４３ａに流入する重液および軽液を混合させている。

そして、第１多段抽出装置２５において、上記のように構成された抽出器４０を多段の構成とする場合、抽出器４０は、その軽液流入口４６を、水相側に隣接する抽出器４０の軽液流出口４８に接続する一方で、その重液流入口４７を、有機相側に隣接する抽出器４０の重液流出口４９に接続する。また、抽出器４０は、その軽液流出口４８を、有機相側に隣接する抽出器４０の軽液流入口４６に接続する一方で、その重液流出口４９を、水相側に隣接する抽出器４０の重液流入口４７に接続する。

このように構成された第１多段抽出装置２５において、多段に並んだ抽出器４０のうち、水相側にある第１段目の抽出器４０には、抽出溶媒供給装置３０から抽出溶媒Ｔが投入される。一方で、第１多段抽出装置２５において、多段に並んだ抽出器４０のうち、有機相側にある最終段目の抽出器４０には、不純物を分離するための洗浄液Ｗが投入される。また、第１多段抽出装置２５には、溶解装置７において生成された燃料溶解液Ｂが、いずれかの抽出器４０に流入する。このとき、抽出溶媒Ｔが有機相となり、燃料溶解液Ｂおよび洗浄液Ｗが水相となることから、抽出溶媒Ｔが軽液となり、燃料溶解液Ｂおよび洗浄液Ｗが重液となる。

従って、燃料溶解液Ｂ、抽出溶媒Ｔおよび洗浄液Ｗが第１多段抽出装置２５に流入すると、各抽出器４０の混合室４３ａには、燃料溶解液Ｂ、抽出溶媒Ｔおよび洗浄液Ｗが流入することとなる。各抽出器４０の混合室４３ａ内において、ミキサ４４が、燃料溶解液Ｂ、抽出溶媒Ｔおよび洗浄液Ｗを混合させると、燃料溶解液Ｂ中に含まれるウランおよびプルトニウムの一部が抽出溶媒Ｔに移る。

この後、混合された燃料溶解液Ｂ、抽出溶媒Ｔおよび洗浄液Ｗは分離室４３ｂに流入し、分離室４３ｂにおいて、燃料溶解液Ｂは、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１と、ウランおよびプルトニウム以外の不純物Ｖを含む洗浄液Ｗとに分離する。つまり、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１は、第１多段抽出装置２５における最も有機相側の抽出器４０（最終段目の抽出器）の軽液流出口４８から流出する。一方で、洗浄液Ｗに含まれる不純物Ｖは、第１多段抽出装置２５における最も水相側の抽出器４０（第１段目の抽出器）の重液流出口４９から流出する。

図２に示すように、第２多段抽出装置２６は、第１多段抽出装置２５と同様に、複数の抽出器４０を水相側から有機相側に亘って並べた多段の構成となっている。なお、多段に並んだ複数の抽出器４０の構成については、第１多段抽出装置２５と同様であるため、説明を省略すると共に、抽出器４０を同じ符号とする。

この第２多段抽出装置２６は、複数の抽出器４０と、第１多段抽出装置２５から流出するＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が流入する装荷溶媒流入口５１と、上記の抽出溶媒Ｔが流入する抽出溶媒投入口５２と、プルトニウムを逆抽出するためのＰｕ逆抽出液Ｇ１が流入する逆抽出液流入口５３とを備えている。

装荷溶媒流入口５１は、多段に並んだ抽出器４０のうち、水相側にある第１段目の抽出器４０に形成されている。このため、第１多段抽出装置２５から流出したＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１は、第１段目の抽出器４０に流入する。また、第２多段抽出装置２６には、装荷溶媒流入口５１を介して、第１段目の抽出器４０に流入するＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量を計測する装荷溶媒流量計５５が設けられている。装荷溶媒流量計５５は、制御装置１２に接続されており、装荷溶媒流量計５５の計測結果が、制御装置１２に出力される。

抽出溶媒投入口５２は、多段に並んだ抽出器４０のうち、水相側にある第１段目の抽出器４０に形成されている。このため、第１段目の抽出器４０には、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１と共に、抽出溶媒Ｔが流入可能となっている。また、第２多段抽出装置２６には、抽出溶媒投入口５２を介して、第１段目の抽出器４０に流入する抽出溶媒Ｔの流量を計測する抽出溶媒流量計５６が設けられている。抽出溶媒流量計５６は、制御装置１２に接続されており、抽出溶媒流量計５６の計測結果が、制御装置１２に出力される。さらに、第２多段抽出装置２６には、抽出溶媒投入口５２を介して、第１段目の抽出器４０に流入する抽出溶媒Ｔの流量を調整する流量調整機構（抽出溶媒流量調整手段）５７が設けられている。流量調整機構５７は、制御装置１２に接続されており、制御装置１２は、装荷溶媒流量計５５および抽出溶媒流量計５６の計測結果に基づいて、流量調整機構５７を制御することにより、抽出溶媒Ｔの流量を調整している。なお、詳細は後述するが、抽出溶媒投入口５２を介して第１段目の抽出器４０に流入する抽出溶媒Ｔは、再処理する使用済核燃料Ｆの種類に応じて流入量が異なっている。

逆抽出液流入口５３は、多段に並んだ抽出器４０のうち、有機相側にある最終段目の抽出器４０に形成されている。このため、最終段目の抽出器４０には、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１が流入する。このとき、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１および抽出溶媒Ｔが有機相となり、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１が水相となることから、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１および抽出溶媒Ｔが軽液となり、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１が重液となる。

従って、抽出溶媒Ｔが流入しない場合、第２多段抽出装置２６に、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１およびＰｕ逆抽出液Ｇ１が流入すると、各抽出器４０の混合室４３ａには、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１およびＰｕ逆抽出液Ｇ１が流入する。各抽出器４０の混合室４３ａ内において、ミキサ４４が、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１およびＰｕ逆抽出液Ｇ１を混合させると、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１中に含まれるプルトニウムの一部がＰｕ逆抽出液Ｇ１に移る。このとき、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１には、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１中に含まれるウランも一部移ることとなる。この後、混合されたＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１およびＰｕ逆抽出液Ｇ１が分離室４３ｂに流入すると、分離室４３ｂでは、ウランおよびプルトニウムを逆抽出したＰｕ逆抽出液Ｇ１であるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１と、ウランを含む抽出溶媒ＴであるＵ装荷溶媒Ｔ２とに分離する。

一方で、抽出溶媒Ｔが流入する場合、第２多段抽出装置２６に、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１、抽出溶媒ＴおよびＰｕ逆抽出液Ｇ１が流入すると、各抽出器４０の混合室４３ａには、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１、抽出溶媒ＴおよびＰｕ逆抽出液Ｇ１が流入する。各抽出器４０の混合室４３ａ内において、ミキサ４４が、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１、抽出溶媒ＴおよびＰｕ逆抽出液Ｇ１を混合させると、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１中に含まれるプルトニウムの一部がＰｕ逆抽出液Ｇ１に移る。このとき、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１には、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１中に含まれるウランも一部移ることとなる。この後、混合されたＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１、抽出溶媒ＴおよびＰｕ逆抽出液Ｇ１が分離室４３ｂに流入すると、分離室４３ｂでは、ウランおよびプルトニウムを逆抽出したＰｕ逆抽出液Ｇ１であるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１と、ウランを含む抽出溶媒ＴであるＵ装荷溶媒Ｔ２とに分離する。なお、抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１は、抽出溶媒Ｔを流入する分、プルトニウムの回収率が向上するため、Ｐｕ富化度が向上する。

よって、Ｕ装荷溶媒Ｔ２は、第２多段抽出装置２６における最も有機相側の抽出器４０（最終段目の抽出器）の軽液流出口４８から流出する。一方で、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１は、第２多段抽出装置２６における最も水相側の抽出器４０（第１段目の抽出器）の重液流出口４９から流出する。

図１に示すように、第３多段抽出装置２７は、第１多段抽出装置２５と同様に、複数の抽出器４０を水相側から有機相側に亘って並べた多段の構成となっている。なお、多段に並んだ複数の抽出器４０の構成については、第１多段抽出装置２５と同様であるため、説明を省略すると共に、抽出器４０を同じ符号とする。

この第３多段抽出装置２７において、多段に並んだ抽出器４０のうち、水相側にある第１段目の抽出器４０には、第２多段抽出装置２６からＵ装荷溶媒Ｔ２が流入する。一方で、第３多段抽出装置２７において、多段に並んだ抽出器４０のうち、有機相側にある最終段目の抽出器４０には、Ｕ逆抽出液Ｇ２が流入する。このとき、Ｕ装荷溶媒Ｔ２が有機相となり、Ｕ逆抽出液Ｇ２が水相となることから、Ｕ装荷溶媒Ｔ２が軽液となり、Ｕ逆抽出液Ｇ２が重液となる。

従って、Ｕ装荷溶媒Ｔ２およびＵ逆抽出液Ｇ２が第３多段抽出装置２７に流入すると、各抽出器４０の混合室４３ａには、Ｕ装荷溶媒Ｔ２およびＵ逆抽出液Ｇ２が流入することとなる。各抽出器４０の混合室４３ａ内において、ミキサ４４が、Ｕ装荷溶媒Ｔ２およびＵ逆抽出液Ｇ２を混合させると、Ｕ装荷溶媒Ｔ２中に含まれるウランがＵ逆抽出液Ｇ２に移る。

この後、混合されたＵ装荷溶媒Ｔ２およびＵ逆抽出液Ｇ２が分離室４３ｂに流入すると、分離室４３ｂでは、ウランを逆抽出したＵ逆抽出液Ｇ２であるＵ溶液Ｙ２と、使用済みの抽出溶媒Ｔである使用済溶媒Ｔ３とに分離する。つまり、使用済溶媒Ｔ３は、第３多段抽出装置２７における最も有機相側の抽出器４０（最終段目の抽出器）の軽液流出口４８から流出する。一方で、Ｕ溶液Ｙ２は、第３多段抽出装置２７における最も水相側の抽出器４０（第１段目の抽出器）の重液流出口４８から流出する。

次に、第２多段抽出装置２６に流入する抽出溶媒Ｔの流入量を調整する制御装置１２の制御動作について説明する。上記したように、第２多段抽出装置２６に流入する抽出溶媒Ｔは、再処理する使用済核燃料Ｆの種類に応じて流入量が異なる。つまり、制御装置１２は、再処理する使用済核燃料Ｆの種類に応じて流量調整機構５７を制御することにより、抽出溶媒Ｔの流入量を制御している。なお、流量調整機構５７は、例えば、流量調整弁で構成されている。

制御装置１２は、使用済核燃料ＦがＬＷＲ使用済核燃料である場合、抽出溶媒Ｔの流量を調整しながら流入させる。一方で、制御装置１２は、使用済核燃料ＦがＦＢＲ使用済核燃料およびＭＯＸ使用済核燃料である場合、抽出溶媒Ｔを流入させない。具体的に、制御装置１２は、使用済核燃料ＦがＬＷＲ使用済核燃料である場合、装荷溶媒流量計５５および抽出溶媒流量計５６の検出結果から、図４に示すグラフに基づいて、流量調整機構５７を制御することにより、抽出溶媒Ｔの流量を調整している。

図４は、使用済核燃料のＰｕ富化度に応じて変化する抽出溶媒の流入量の関係を表したグラフである。図４において、横軸は、使用済核燃料ＦのＰｕ富化度であり、縦軸は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に対する抽出溶媒Ｔの流量の割合である。このとき、縦軸において、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量を３５０Ｌ／ｈとしており、縦軸は、３５０Ｌ／ｈとなるＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に対する抽出溶媒Ｔの流量を表している。このグラフでは、ＬＷＲ使用済核燃料の目安となるＰｕ富化度が１％程度となっており、ＭＯＸ使用済核燃料の目安となるＰｕ富化度が１０％程度となっており、ＦＢＲ使用済核燃料の目安となるＰｕ富化度が２０％程度となっている。なお、Ｐｕ富化度は、この数値に限定されるものではない。具体的に、使用済核燃料Ｆ中のＰｕ富化度は、図１および図２に示すように、溶解装置７から分離装置８へ流入する燃料溶解液ＢのＰｕ富化度を計測するＰｕ富化度計測器６０により計測している。

図４に示すグラフにおいて、領域Ｅ１は、分離装置８が運転可能な領域となっている。運転可能な領域とは、抽出されるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１が製品として使用可能なＰｕ富化度となる領域であり、かつ、プルトニウムが単離不能なＰｕ富化度となる領域である。具体的に、製品として使用可能なＰｕ富化度は２０％以上であり、プルトニウムが単離されていないとするＰｕ富化度の目安は９０％以下である。よって、制御装置１２は、領域Ｅ１内となるように、抽出溶媒Ｔの流量を制御することで、ＬＷＲ使用済核燃料の再処理時において、抽出されるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度を、２０％以上９０％以下とすることが可能となる。

領域Ｅ２は、分離装置８が最適に運転可能な領域となっている。最適に運転可能な領域とは、抽出されるＵ／Ｐｕ溶液のＰｕ富化度を向上させることが可能な領域である。よって、制御装置１２は、領域Ｅ２内となるように、抽出溶媒Ｔの流量を制御することで、ＬＷＲ使用済核燃料の再処理時において、抽出されるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度を、向上させることが可能となる。

以上から、使用済核燃料Ｆとして、ＬＷＲ使用済核燃料が用いられる場合、制御装置１２は、第２多段抽出装置２６に流入するＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に対する抽出溶媒Ｔの流量の割合Ｘが、「（６０／３５０）≦Ｘ≦（３５０／３５０）」の範囲となるように流量を制御することで、分離装置８は、領域Ｅ１内における運転を行うことができる。また、制御装置１２は、第２多段抽出装置２６に流入するＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に対する抽出溶媒Ｔの流量の割合Ｘが、「（１０４／３５０）≦Ｘ≦（２３０／３５０）」の範囲となるように流量を制御することで、分離装置８は、領域Ｅ２内における運転を行うことができる。さらに、制御装置１２は、Ｐｕ富化度計測器６０により計測した燃料溶解液Ｂ中のＰｕ富化度に基づいて、分離装置８が領域Ｅ１内および領域Ｅ２内における運転を行うように、図４に示すグラフに基づいて、流量調整機構５７を制御している。

次に、本実施例の分離装置８における第２多段抽出装置２６を所定の条件で運転したときに得られるＵ／Ｐｕ溶液のＰｕ富化度と、従来の構成で運転したときに得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度とについて比較する。先ず、表１を参照し、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理する場合の第２多段抽出装置２６の運転条件について説明する。

表１に示すように、本実施例の第２多段抽出装置２６は、１２台の抽出器４０を水相側から有機相側に亘って並べた、分配段数が１２段となる構成となっている。第２多段抽出装置２６は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１を第１段目の抽出器４０に流入させ、その流量を３５０Ｌ／ｈとしている。また、第２多段抽出装置２６は、抽出溶媒Ｔを第１段目の抽出器４０に流入させ、その流量を１８０Ｌ／ｈとしている。さらに、第２多段抽出装置２６は、酸濃度１３ｍｏｌ／Ｌとなる調整用の硝酸（調整酸）を、第２段目の抽出器４０に流入させ、その流量を５０Ｌ／ｈとしている。また、第２多段抽出装置２６は、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１を最終段となる第１２段目の抽出器４０に流入させ、その流量を１５０Ｌ／ｈとしている。なお、Ｐｕ逆抽出液は、硝酸水溶液であり、その酸濃度が０．２ｍｏｌ／Ｌとなっており、ヒドロキシルアミン濃度（ＨＡＮ濃度）が１２ｍｏｌ／ｍｏｌとなっており、ヒドラジン濃度（ＨＹＤ）が１ｍｏｌ／ｍｏｌとなっている。

一方で、従来の構成は、ＦＢＲ用の再処理施設で、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理する構成となっている。つまり、従来の構成は、１２台の抽出器４０を水相側から有機相側に亘って並べた、分配段数が１２段の構成となる多段抽出装置となっている。また、従来の多段抽出装置は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１を第１段目の抽出器に流入させ、その流量を３５０Ｌ／ｈとしている。一方で、従来の多段抽出装置は、抽出溶媒Ｔを流入させておらず、調整用の硝酸も流入させていない。さらに、従来の多段抽出装置は、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１を最終段となる第１２段目の抽出器４０に流入させ、その流量を７０Ｌ／ｈとしている。なお、Ｐｕ逆抽出液Ｇ１は、その酸濃度が０．２ｍｏｌ／Ｌとなっており、ヒドロキシルアミン濃度（ＨＡＮ濃度）が１１ｍｏｌ／ｍｏｌとなっており、ヒドラジン濃度（ＨＹＤ）が５ｍｏｌ／ｍｏｌとなっている。

この結果、本実施例の第２多段抽出装置２６によって抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、３０％となり、従来の多段抽出装置によって抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、２１％となることが確認された。よって、本実施例の第２多段抽出装置２６によってＬＷＲ使用済核燃料を再処理する場合、プルトニウムを単離させないことはもちろんのこと、従来の多段抽出装置よりも、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度を向上させることができ、製品として使用可能なＰｕ富化度である２０％以上に精製できることが確認された。

次に、表２を参照し、ＦＢＲ使用済核燃料が用いられる場合の第２多段抽出装置２６の運転条件について説明する。

本実施例の第２多段抽出装置２６は、表１に示す本実施例の構成と同様である。ここで、制御装置１２は、ＦＢＲ使用済核燃料が用いられる場合、抽出溶媒Ｔを第２多段抽出器２６に流入させないように制御するが、一方で、誤操作によって、抽出溶媒Ｔを第２多段抽出器２６に流入することが想定される。誤操作によって、抽出溶媒Ｔが第２多段抽出器２６に流入する場合、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１および抽出溶媒Ｔは、第２多段抽出装置２６の第１段目の抽出器４０にのみ流入する。この場合、表２に示すように、第１段目の抽出器４０にＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が流入することによって抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、８４％となる。

一方で、従来の構成は、ＬＷＲ用の再処理施設で、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理する構成となっている。つまり、従来の多段抽出装置は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１を第１段目以降の抽出器４０に流入可能となっており、抽出溶媒Ｔを第１段目の抽出器４０に流入させている。ここで、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が多段抽出装置の第１段目の抽出器４０に流入する場合、表２に示すように、抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、７０％となる。Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が多段抽出装置の第２段目の抽出器４０に流入する場合、表２に示すように、抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、９８％となる。Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が多段抽出装置の第３段目の抽出器４０に流入する場合、表２に示すように、抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、１００％となる。Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が多段抽出装置の第４段目の抽出器４０に流入する場合、表２に示すように、抽出されたＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、１００％となる。

以上から、従来の構成では、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理するにあたり、誤操作により、抽出溶媒Ｔが多段抽出装置に流入し、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が第２段目以降の抽出器４０に流入する場合、プルトニウムを単離することが可能であることが確認された。一方で、本実施例の第２多段抽出装置２６は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が第１段目の抽出器４０にのみ流入することから、他の段の抽出器４０にＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が流入することがないため、プルトニウムの単離が起こらないことが確認された。

続いて、表３を参照して、本実施例の第２多段抽出装置２６の分配段数を、１２段、１６段および２０段とした場合において、ＬＷＲ使用済核燃料の再処理によって得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の変化について説明する。このとき、制御装置１２は、第２多段抽出装置２６において抽出されるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１が、表３に示す標準値のＰｕ富化度となるように、分離装置８の運転条件を設定している。そして、表３では、標準値に対して、変動要因を考慮したときのＰｕ富化度の最大値および最小値を測定した。

表３に示すように、分配段数が１２段の場合、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、その標準値が、２０．１％となり、その最大値が、２４．９％となり、その最小値が、１４．８％となる。分配段数が１６段の場合、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、その標準値が、２７．７％となり、その最大値が、３２．６％となり、その最小値が、２２．７％となる。分配段数が２０段の場合、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度は、その標準値が、３１．５％となり、その最大値が、３６．５％となり、その最小値が、２６．３％となる。以上から、標準値に対する最小値および最大値の変動幅は、分配段数が増加するにつれて安定することが確認できた。

次に、表４を参照して、本実施例の第２多段抽出器２６の分配段数を、１２段、１６段および２０段とした場合において、異なる種類の使用済核燃料を再処理したことによって得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値について説明する。

表４に示すように、分配段数が１２段の場合、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、３０％となっており、ＭＯＸ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、７８％となっており、ＦＢＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、８４％となっている。分配段数が１６段の場合、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、３５％となっており、ＭＯＸ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、８２％となっており、ＦＢＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、８７％となっている。分配段数が２０段の場合、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、３５％となっており、ＭＯＸ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、８４％となっており、ＦＢＲ使用済核燃料から得られるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度の最大値は、８８％となっている。以上から、分配段数が２０段までは、Ｐｕ富化度を９０％以下に精製できることが確認できた。

以上の構成によれば、第２多段抽出装置２６は、第１段目の抽出器４０にのみ、装荷溶媒流入口５１と抽出溶媒投入口５２とが設けられるため、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１は、第２段目以降の抽出器４０に流入することがない。このため、ＦＢＲ使用済核燃料やＭＯＸ使用済核燃料から得られるＰｕ富化度の高いＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１が、第１段目の抽出器４０に流入する一方で、誤操作により、抽出溶媒Ｔが第１段目の抽出器４０に流入したとしても、表２および表４に示すように、第２多段抽出装置は、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１のＰｕ富化度を９０％以下とすることができるため、プルトニウムの単離が発生することはない。

また、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理する場合、制御装置１２は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に応じて、抽出溶媒Ｔの流入量を流量調整機構５７によって調整しながら流入させることができる。このため、第２多段抽出装置２６は、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＰｕ富化度の低いＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１から、製品として使用可能なＰｕ富化度が２０％以上のＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１を抽出することができる。

このとき、制御装置１２は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１の流量に対する抽出溶媒Ｔの流量の割合Ｘを、「（６／３５）≦Ｘ≦（３５／３５）」の範囲となるように、流量調整機構５７によって調整することで、抽出されるＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１を、製品として使用可能なＰｕ富化度とすることができる。

また、制御装置１２は、Ｕ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１のＰｕ富化度に応じて、図４に示すグラフから、抽出溶媒Ｔの流量を調整することができる。このため、第２多段抽出装置２６は、ＬＷＲ使用済核燃料から得られるＰｕ富化度が変化しても、図４に示すグラフに基づいて、抽出溶媒Ｔの流量を調整することで、表１に示すようなＰｕ富化度の高いＵ／Ｐｕ溶液Ｙ１を好適に抽出することができる。よって、第２多段抽出装置２６は、プルトニウムの回収効率を向上させることができる。

また、ＭＯＸ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料を再処理する場合、制御装置１２は、流量調整機構５７により抽出溶媒Ｔの流入量をゼロとすることができる。このため、第２多段抽出装置２６は、ＭＯＸ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料から得られるＰｕ富化度の高いＵ／Ｐｕ装荷溶媒Ｔ１から、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１を好適に抽出することができる。

また、本実施例の再処理施設１は、第２多段抽出装置２６を有することで、複数種の異なる使用済核燃料を、プルトニウムを単離させることなく再処理することが可能となる。これにより、異なる核燃料専用の再処理施設をそれぞれ建設する必要がないため、再処理施設１の建設費用を抑制することができる。

なお、本実施例では、制御装置１２は、ＬＷＲ使用済核燃料を再処理する場合、抽出溶媒Ｔを流量調整しながら第２多段抽出装置２６に流入させる一方で、ＭＯＸ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料を再処理する場合、抽出溶媒Ｔを第２多段抽出装置２６に流入させなかった。しかしながら、上記の構成に限らず、制御装置１２は、ＬＷＲ使用済核燃料、ＭＯＸ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料を再処理する場合、図４に示すグラフに基づいて、抽出溶媒Ｔを流量調整しながら第２多段抽出装置２６に流入させてもよい。

また、再処理施設１は、ＬＷＲ使用済核燃料、ＭＯＸ使用済核燃料またはＦＢＲ使用済核燃料をそれぞれ個別に再処理したが、これに限らず、異なる種類の使用済核燃料Ｆを混合して再処理してもよい。この場合、制御装置１２は、Ｐｕ富化度計測器６０により計測した燃料溶解液Ｂ中のＰｕ富化度から、図４に示すグラフに基づいて、抽出溶媒Ｔを流量調整しながら第２多段抽出装置２６に流入させることが好ましい。これにより、第２多段抽出装置２６は、異なる種類の使用済核燃料Ｆを混合した場合であっても、プルトニウムを単離させることなく、Ｕ／Ｐｕ溶液Ｙ１を好適に抽出することができる。

１ 再処理施設
５ 貯蔵装置
６ 機械加工装置
７ 溶解装置
８ 分離装置
９ 精製装置
１０ 脱硝装置
１２ 制御装置
２０ 廃ガス処理系
２５ 第１多段抽出装置
２６ 第２多段抽出装置
２７ 第３多段抽出装置
３０ 抽出溶媒供給装置
４０ 抽出器
５１ 装荷溶媒流入口
５２ 抽出溶媒投入口
５３ 逆抽出液流入口
５５ 装荷溶媒流量計
５６ 抽出溶媒流量計
５７ 流量調整機構
６０ Ｐｕ富化度計測器
Ｆ 使用済核燃料
Ｂ 燃料溶解液
Ｗ 洗浄液
Ｖ 不純物
Ｔ 抽出溶媒
Ｔ１ ウラン／プルトニウム装荷溶媒
Ｔ２ ウラン装荷溶媒
Ｔ３ 使用済溶媒
Ｇ１ Ｐｕ逆抽出液
Ｇ２ Ｕ逆抽出液
Ｙ１ ウラン／プルトニウム溶液
Ｙ２ ウラン溶液

Claims (5)

1. プルトニウムの含有量の割合が異なる複数種の使用済核燃料を再処理する単一の再処理施設に設けられ、前記使用済核燃料からウランおよびプルトニウムを抽出可能な抽出装置であって、
   有機相と水相とに分離可能な複数の抽出器と、
   ウランおよびプルトニウムを抽出可能な有機相となる抽出溶媒を流入させるための抽出溶媒投入口と、
   前記使用済核燃料から得られるウランおよびプルトニウムを含有する抽出溶媒であるウラン／プルトニウム装荷溶媒を流入させるための装荷溶媒流入口と、
   前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒からプルトニウムを逆抽出可能な水相となる逆抽出液を流入させるための逆抽出液流入口と、を備え、
   前記複数の抽出器は、水相側から有機相側に亘って並べた多段の構成となっており、
   前記装荷溶媒流入口および前記抽出溶媒投入口は、最も水相側となる第１段目の前記抽出器にのみ設けられ、
   前記第１段目の抽出器に流入する前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒の流量に応じて、前記第１段目の抽出器に流入する前記抽出溶媒の流量を調整可能な抽出溶媒流量調整手段を、さらに備え、
   前記抽出溶媒流量調整手段は、
   前記使用済核燃料として、高速炉で使用された高速炉使用済核燃料またはＭＯＸ使用済核燃料が再処理される場合、前記第１段目の抽出器に流入する前記抽出溶媒の流量をゼロとする一方で、
   前記使用済核燃料として、軽水炉で使用された軽水炉使用済核燃料が再処理される場合、前記抽出溶媒を流量調整しながら、前記第１段目の抽出器に流入させることを特徴とする抽出装置。
2. 前記抽出溶媒流量調整手段は、
   前記使用済核燃料として、軽水炉で使用された軽水炉使用済核燃料が再処理される場合、前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒の流量に対する前記抽出溶媒の流量の割合Ｘが、「（６／３５）≦Ｘ≦（３５／３５）」の範囲となるように、抽出溶媒の流量を調整することを特徴とする請求項１に記載の抽出装置。
3. 前記抽出溶媒流量調整手段は、
   前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、前記抽出溶媒の流量を調整することを特徴とする請求項１または２に記載の抽出装置。
4. 前記抽出溶媒流量調整手段は、
   前記使用済核燃料として、プルトニウムの含有量の割合が異なる複数種の使用済核燃料を混合して再処理する場合、混合した前記使用済核燃料から得られる前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒のプルトニウム富化度に応じて、前記抽出溶媒の流量を調整することを特徴とする請求項１に記載の抽出装置。
5. 使用済核燃料を溶解して燃料溶解液を生成する溶解装置と、
   前記燃料溶解液からウランおよびプルトニウムを分離可能な分離装置と、を備え、
   前記分離装置は、
   前記抽出溶媒を用いて、前記燃料溶解液を、前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒と、不純物とに分離可能な共除染装置と、
   前記逆抽出液を用いて、前記ウラン／プルトニウム装荷溶媒を、前記ウラン／プルトニウム溶液と、前記ウラン装荷溶媒とに分離可能な請求項１ないし４のいずれか１項に記載の抽出装置と、を有していることを特徴とする使用済核燃料の再処理施設。

Images