JP6839719B2 - 使用済み酸化ウラン燃料の溶融塩原子炉燃料への転換 - Google Patents

Description

発明の分野
本発明は、使用済み核燃料の再処理及び原子炉用溶融塩燃料の製造に関する。

背景
原子炉からの使用済み核燃料の従来の再処理は、複雑かつ高価なプロセスである。より低コストで比較的低純度のプルトニウムを生産する、いわゆるパイロプロセシング法の開発にはかなりの関心が集まっている。このような低純度のプルトニウムは、従来の燃料供給を受けた原子炉に比べて純度が重要ではない溶融塩反応器に適用されるであろう。

使用済み酸化ウラン燃料中のウラン及びプルトニウムのパイロプロセシング分離方法は、典型的には、燃料を金属形態に変換する必要がある。

ウラン又は他のアクチニド酸化物を金属に変換する工業的に標準的な方法は、酸化物がカルシウム金属と発熱的に反応し、酸化カルシウム及びアクチニド金属を形成するテルミット反応である。これは、大量の放射性汚染酸化カルシウムを生成するという欠点を有する。

研究されている第２の方法は、いわゆる「ケンブリッジＦＦＣプロセス」による電解質中の酸化物の電気化学的還元である。これは、固体酸化物をその場で（in situ）固体金属に還元し、耐火金属の製造に商業的に使用される。しかしながら、それを使用済み核燃料として使用しようとする試みは、酸化物の不完全な還元によって挫折し、酸化物を用いたプロセスにおける後続の段階の汚染をもたらす（Ｃｈｏｉ ａｎｄ Ｊｅｏｎｇ， Ｐｒｏｇｒｅｓｓ ｉｎ Ｎａｔｕｒａｌ Ｓｃｉｅｎｃｅ： Ｍａｔｅｒｉａｌｓ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ ２５（２０１５）５７２−５８２）。

第３の方法は、１９６０年代に米国原子力委員会によって試みられた（Ｐｉｐｅｒ，ＵＳ３０５２６１１）。ウラン金属の融点を超える電解液中の酸化ウランの電気化学的還元が、電気化学的還元剤から連続的に純粋な溶融ウラン金属を生成するように設計された。―アルミニウムを溶かすのと類似のプロセス。残念なことに、これは、ウランが凝集しなかったために、比較的うまくいかず、酸化ウランで被覆された金属ショットが作られた。グラファイトを酸化ウランと混合することによってこの欠点を克服しようとする試みは、ウランに炭素が混入したために成功しなかった。三菱による１９９０年代のさらなる試みは、ウランに酸化物が混入するのを防ぐために溶融したウランに浮かぶ第２のより軽い溶融合金の使用を必要とした（特開平９−２２８０８９、公開日 平成９年（１９９７）９月２日）。全ての金属は溶融ウランにいくらかの溶解性を有するので、これもまたウラン金属の汚染を招く。

酸化物から金属への変換が行われると、ウラン、他のアクチニド及び他の金属の分離は、２つのプロセスによって行うことができる。

第１のプロセスはＡｒｇｏｎｎｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙで先駆けて電気化学的に行われている（ＯＥＣＤ／ＮＥＡ Ｐｙｒｏｃｈｅｍｉｃａｌ Ｓｅｐａｒａｔｉｏｎｓ ｉｎ Ｎｕｃｌｅａｒ Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ ＩＳＢＮ ９２−６４−０２０７１−３）。このプロセスでは、最初にウランが不純金属アノードから鉄カソードに電気化学的に移動し、そこで高純度ウランが樹枝状形態で析出される。他のアクチニドは電解液中に残り、それから、溶融したカドミウム又はビスマスカソードに電解を続けることによって移動する。このプロセスの主な欠点は、ウランの樹枝状形態であり、樹枝状突起（dendrites）が破裂する危険性を有する電解セルから物理的に移動されなければならず、且つ、前記樹枝状突起の間及び内部にトラップされる電解質を伴うウランの実質的汚染が避けられないことを意味する。したがって、樹枝状ウランを精製するための追加のステップが必要である。

第２のプロセス（例えば、Ｋｉｎｏｓｈｉｔａ ｅｔ ａｌ， Ｊ． Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ， ３６：２． １８９−１９７）は、不純金属を、カドミウム又はビスマスのような低融点金属と溶融塩との間で分配する(partitioning)ことを含む。分離は、そのような系における異なる金属の異なる分配挙動に基づく。しかしながら、ビスマス又はカドミウムからのアクチニドの回収が必要であり、且つ、そのような金属中のウランの低い溶解度が使用されるためには比較的大きな体積を必要とするため、この方法はかなり複雑である。

これらの２つのプロセスは、これまでに考案されているように、複雑で多くの段階が必要である。いずれも商品化されていない。したがって、先進の原子炉のために、特に溶融塩原子炉のために、使用済みの酸化ウランベースの原子炉燃料を燃料に変換する簡単な方法が必要とされている。

概要
本発明の一態様によれば、使用済み核燃料を再処理する方法が提供される。当該方法は、
前記使用済み核燃料を、ハロゲン化物塩電解質を含有する電気還元セルに、前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチニド(higher actinides)の金属形態の融点より上の温度で添加するステップと；
前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチニドの合金を形成するため、前記使用済み核燃料を電気化学的に還元するステップであって、電気化学的還元は、前記使用済み核燃料の未還元成分の濃度が、合金が凝集するのに十分に低くなるまで継続される、ステップと；
含む。

使用済み核燃料は、酸化ウラン、酸化プルトニウム、ウラン金属及びハロゲン化アクチニド塩のうちの１つ以上を含むことができる。

当該方法は、前記溶融合金を前記電気還元セルから除去するステップをさらに含むことができる。場合により、前記除去は、十分な電気化学的還元の後にのみ行われ、それにより、前記使用済み核燃料中に最初に存在するプルトニウムの少なくとも４分の１が前記溶融合金中に存在するようにする。

前記溶融合金を前記セルから除去した後、場合によっては向流交換器において溶融塩燃料を形成するように、ハロゲン化ウランを含む溶融塩に対して逆流し、且つ、接触させることができる。あるいは、前記溶融塩とハロゲン化ウランとの接触は、バッチ処理で行ってもよい。溶融合金及び溶融塩の流速は、単位時間内に前記プロセスを通過する溶融塩中のハロゲン化ウランのモル数が、単位時間内に前記プロセスを通過する前記溶融合金中の高級アクチノイドプラスランタニドのモル数よりも多くなるようなものであってもよい。

ハロゲン化ウランを含む前記溶融塩は、６０％のハロゲン化ナトリウムと４０％のハロゲン化ウランからなってよい。前記ハロゲン化ウランは天然ウランである。

前記使用済み核燃料を添加する前記ステップ、前記使用済み核燃料の電気化学的に還元する前記ステップ、及び前記電気還元セルから前記溶融合金を除去する前記ステップは、同じ電解質を用いて複数回行うことができる。

前記使用済み核燃料を電気化学的に還元する最終ステップの後に、前記電解質からアクチニドを排除するために徹底的な電解を行うことができる。前記徹底的な電解により、プルトニウム、アメリシウム及びランタニドを含む合金が得られる。プルトニウム、アメリシウム及びランタニドを含む前記合金は、前記合金中のランタニド及び他の非アクチニド金属の濃度と等しい又はより低い濃度のハロゲン化ウランを含む溶融塩に対して逆流し、且つ、接触することができる。それにより、前記溶融合金と前記溶融塩との接触に続いて前記溶融塩が実質的にアクチニドフリーであるようにする。

上記の方法により得られた電解質は、電気又はプロセス熱を発生させるために熱交換器の熱源として使用することができる。前記電解質は、ステンレススチール又は溶融塩による腐食に耐性のある他の材料の漏れ防止熱伝導性容器内に貯蔵されてもよく、且つ、冷却剤タンク内に収容された冷却剤に浸漬されてもよい。前記熱交換器は前記冷却剤に部分的に浸漬される。前記冷却剤は、溶融塩、場合によって亜硝酸塩又は硝酸塩であってもよい。前記冷却剤タンクのサイズは、前記容器の各々が、前記電解質によって放出された放射線を遮蔽するのに十分な冷却剤によって取り囲まれるようなものであってもよい。

本発明の別の態様によれば、使用済み核燃料を再処理するための装置が提供される。当該装置は、
溶融塩電解質を収容するように構成されたタンクを含む電気還元セルと、
前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチノイドの前記金属形態の融点より上の温度に前記タンクを維持するように構成された加熱システムと、
前記タンク内に配置され、且つ、前記使用済み核燃料中に存在するウランと高級アクチニドの合金を形成するため、使用済み核燃料を電気化学的に還元するように構成されたアノードとカソードと、
を含む。当該装置は、
使用済み核燃料を前記電気還元セルに供給するように構成された供給部と、
前記合金を前記電気還元セルから除去するように構成された合金除去システムと、
前記使用済み核燃料の未還元成分の濃度が、合金が凝集するのに十分に低くなるまで、前記電気還元セルに前記使用済み核燃料の電気化学的還元を継続させ、及び次いで前記合金除去システムに前記合金を除去させるように構成されたコントローラと、
をさらに含む。

当該装置は、
前記合金除去システムによって除去された前記合金を一方向に流し、及び前記溶融合金と接触して反対方向に、ハロゲン化ウランを含む溶融塩を流すように構成された向流交換器、
をさらに含むことができる。

前記ウラン合金と接触するように構成された構成要素は、タンタル；タングステン；酸化イットリウムのコーティング；酸化ジルコニウム；及びグラファイトのうち１つ以上を含むことができる。

前記アノードは、炭素又はイリジウムから形成されてもよく、使用中に前記合金中に浸漬されるように配置されてもよい。

図面の簡単な説明
図１は、使用済み核燃料を還元するための電気還元セルの概略図である。 向流交換器の概略図である。 電気を生成するための装置の概略図である。 図４は、使用済み核燃料を再処理する方法を説明すりフローチャートである。

詳細な説明
酸化ウランをベースとした使用済み核燃料は、まず、ウランの融点以上で（＞１１３２℃）作動する電気還元セルにおいて金属形態に還元される。しかしながら、場合によっては、鉄などの別の金属元素を前記電気化学セルに添加してもよく、それにより、前記ウランが、前記セルが低い温度で動作することを可能にする低融点合金を形成するようにする。しかしながら、これは、望ましくない第２の金属元素の実質的な画分(fraction)を含有するウラン生成物を生じる。

好適なセル１００の例示的な図が図１に示されている。当該装置は、電解槽１０２を囲む外部構造１０１を含む。前記電解槽１０２は電解質１０３を収容し、その中にアノード１０４（好ましくは、前記電解質の最上部に向かって配置される）及びカソード１０５が浸漬される。使用済み核燃料は、供給物１０６から前記電解質に添加され、層１０７を形成する。電流が前記アノードとカソードとの間を通過すると、前記使用済み燃料は、電気化学的に還元されて前記カソード１０５に合金１０８を形成する。前記合金は前記タンク１０２の底部に沈む。前記カソードは、前記合金が形成されたときに、前記カソードが前記合金に浸漬されるように、好ましくは配置される。当該プロセスは、得られた合金が溶融するような温度で行われ、―前記温度は、前記外部構造と前記タンクとの間に配置された断熱材１１０内に配置されたヒータ及び冷却ダクト１０９によって制御される。前記アノードにおける電解生成物は一般にガスであり（例えば、前記使用済み燃料が酸化物燃料である場合酸素、又は前記使用済み燃料が溶融塩燃料である場合ハライド）、これはオフガス管１１１を介して凝縮器（図示されていない）に放出される。当該装置はまた、前記溶融塩を前記電解槽から除去するための合金除去システム（図示せず）を含む。

当該装置は、様々な使用済み核燃料、例えば、酸化ウランベースの燃料、溶融塩核分裂性燃料、又は金属ウランを含む燃料であるが、理解を容易にするために、酸化ウランベースの燃料に関して説明する。

電気還元剤（electro-reducer）について多くの設計が可能であるが、前記設計に組み込まれ得る多数の特に有用な態様が存在する。前記溶融ウランと接触する建築材料は、かなり長い時間にわたって溶融ウランに耐性を示すべきである。タンタルやタングステンは良い選択肢である。あるいは、前記ウランと接触している前記金属は、溶融ウランによる攻撃に対して耐性のある酸化イットリウム（イットリア）で被覆することができる。プラズマ溶射による塗布は、凝集性の（coherent)且つ付着性コーティングを達成するための確立された技術である。酸化ジルコニウムはまた、構造材料自体として、又はコーティングとしていずれか使用することができるが、イットリアより幾分劣った性能を有する。グラファイトはまた、可能な構造材料であるが、溶融ウランとゆっくりと反応し、製造された合金の炭化ウラン汚染をもたらす。

前記アノードは、アルミニウム製錬所用のアノードにおいて使用されるのと同様の技術を用いて、グラファイト又は他の炭素材料から形成することができる。しかしながら、その後、前記アノードは酸化して消費され、ウラン合金中に炭化物形成をもたらす可能性がある。代替物は、この目的のために特に耐性のある金属であるイリジウムを含む貴金属電極である。

溶融ウランのポンピングは困難な塗布(application)であり、浸漬管を用いたガス圧力変位によって、溶融合金及び使用済み溶融塩電解質を前記セルから移すのに都合がよい場合がある。累積された核分裂生成物からの熱発生が過度になる場合、誘導素子又は抵抗加熱素子を冷却コイルと共に当該装置に組み込むことができる。前記セル内の還元状態は、前記溶融塩中の電気化学センサを用いて測定することができる。前記セル内の前記電解質の混合は、対流によって、又は機械的撹拌装置の使用によって達成することができる。

このプロセスは、前記ウラン金属が酸化ウランで汚染されるという実質的な問題を引き起こし、高級アクチノイドのわずかな画分(fraction)のみが合金に還元される結果となったため、ＵＳ３０５２６１１及び特開平９−２２８０８９に記載されているように連続的に操作されていない。代わりに、酸化物で汚染された溶融ウランの層が所望の量に達するまで、酸化ウランベースの燃料が前記電気還元セルに繰り返し添加される。次いで、酸化物の添加を停止するが、本質的にすべての酸化ウランが、ネプツニウム、プルトニウム、アメリシウム及びキュリウムの大きい画分(a large fraction)、前記使用済燃料中のランタニド核分裂生成物のより小さい画分(a smaller fraction)、及び前記電解質塩の小量と共に、金属に還元されるまで、電気還元は継続した。これにより、前記ウラン合金が凝集し、これが起こるのに十分長い間、還元が継続される。カルシウムベースの電解質が使用される場合、溶融ウラン中のカルシウムの非常に低い溶解度が、前記合金のカルシウム含有量を非常に低い量に制限する。大部分が還元されたカルシウム金属が前記ウラン合金ではなく前記溶融塩に溶解している。

前記電解質塩は、塩化物又はフッ化物として周期律表の第１族又は第２族金属のいずれかを包含する任意の適切な塩であり得る。しかしながら、第１族金属の多くは、前記電気還元セル内でかなりの量が還元され、使用される温度で揮発性である。ガス管理及び第１族又は第２族金属による前記ウラン合金の汚染の問題を生じる。場合によっては少量の酸化カルシウムを添加した塩化物として、又は第１族金属フッ化物との低融点混合物としてのフッ化物のいずれかとして、カルシウムは電解質塩の特に優れた選択肢である。

このプロセスから生じる前記ウラン合金は、前記電気還元セルから引き出され、溶融金属／溶融塩接触器に通され、そこでは前記金属及び塩は向流方式で流れる。接触器の多くの設計が実用的であるが、例示的な単純なプレート型のカラムが図２に図示されている。他の設計は、溶融塩の上昇流中への溶融金属の噴霧、スクリュー混合向流カラム又は当該技術分野で知られている他のものを包含し得ることが理解される。

図２の向流カラムは、溶融合金流入２１１及び流出２１２と、溶融塩流入２２１及び流出２２２とを含む。前記流入流及び流出流は、前記溶融塩２２０が前記溶融合金２１０とは反対の方向に流れるように配置される。前記溶融塩２２０と溶融合金２１０との間の接触面積を増加させるために、多数のトレイ２０１が設けられており、各トレイは、前記トレイと前記カラム壁との間に交互の側部に隙間を有し、それにより、液体はジグザグ（ｚｉｇ−ｚａｇ）パターンで前記カラムを上下に流れる。前記溶融塩又は溶融合金との望ましくない反応を防止するために、前記カラムの頂部に不活性ガス２０２が供給され、前記向流カラムは前記溶融合金又は溶融塩のいずれとも反応しない材料から形成される。

前記溶融塩は、その融点又は濃度を低下させるために塩化ナトリウムなどの追加の塩で任意に改変されたハロゲン化ウランをベースとする。この塩が前記ウラン合金と接触すると、前記合金中の金属は前記塩中のハロゲン化ウランと交換される。

表１は、塩化カルシウム電解質中の使用済み酸化物燃料の電気還元によって製造された典型的なウラン合金の各金属成分の％を示す。前記合金を４０％の三塩化ウラン６０％のＮａＣｌ溶融塩と量的に接触させた場合、それにより、前記合金の全プルトニウム及びより高いアクチニド含量が前記塩中の塩化ウランの５０モル％に等しくなるようにした。前記ランタニドのほとんどを包含するカルシウム及び他の反応性金属は、前記塩化ウランとほぼ定量的に交換される。前記金属は塩前記相に移動し、ウランは前記塩相から前記ウラン合金に移動する。

プルトニウムとアメリシウムは部分的に前記塩相に移行するが、ネプツニウムやキュリウムを包含するより多く貴金属は前記ウラン合金中に実質的に残っている。多くの向流段階を繰り返すと、これはプルトニウムとアメリシウムがカルシウム、ランタニドなどと共に前記塩相にほぼ定量的に移動する結果となる。

表１

このプロセスの前記溶融塩出力（output）は、アクチニドハライドと他のハロゲン化物との混合物であり、これは溶融塩燃料反応器中でさらなる処理なしに使用することができる。前記出力燃料のプルトニウム含量は、前記向流接触器中のウラン合金対ウラン塩の比を変えることによって容易に調節することができる。残留ウラン合金は、貴金属核分裂生成物をより多く含んでおり、アクチノイドの多くはネプツニウム及びキュリウムである。それは放射性であるが、比較的低レベルである。その高密度及び低熱生成を考慮すると、将来の使用のためにコンパクトに貯蔵することができ、汚染物質が許容される原子炉における増殖材料としての可能性が高い。

再び図１を参照すると、電気還元剤（electro-reducer）セル１００内の電解質は、依然として、前記ウラン合金の除去後にかなりの量のアメリシウム及びプルトニウムを含有する。前記ウラン合金が完全に又は部分的に前記電気還元セルから排出されると、新しい使用済み酸化物燃料が添加され、前記プロセスが繰り返される。これは、前記電解質中の核分裂生成物の蓄積が、前記セルの電気化学的挙動を実質的に変化させる、又は前記セルが許容できる以上の崩壊熱を生成する段階に達するまで、同じ電解質で何回も起こり得る（すなわち、前記電解質を置換しない）。典型的には、使用済み燃料の１００トンも電解質１トンごとに処理することができる。

この時点で、ウラン合金の最後のバッチがセルから引き出されると、本質的に全てのアメリシウム及びプルトニウムが金属に還元されてアクチニドフリーの電解質が残されるまで、最終的かつより徹底的な電解が行われる。

この電解質は、廃棄のために前記セル１００から除去される。ランタニドが比較的豊富であり、且つ、残りのプルトニウム及びアメリシウムを含有する残りの合金は、溶融金属／溶融塩対向流系を下方に通過し（再び、場合により、図２に示す装置を使用して）、ここで前記溶融塩はウランハロゲン化物ベースの塩である。前記塩及びウラン合金の量は、前記塩中のウランのモル量が前記合金中の前記ランタニドの実質的な画分(fraction)に等しくなるように（ただしモル当量未満）調整される。

前記合金中の前記ランタニドの一部は前記溶融塩に移行し、前記ウランを前記塩から前記合金中に完全に移動させる。前記ランタニドの高い値及び低い放射能が前記塩からのそれらの回収を有用にするかもしれないけれども、前記アクチニドを含まないランタニドに富んだ塩は、場合によってはそれを廃棄電解質に添加することによって、廃棄するために取られる。本質的に全てのアクチニド及び前記合金中に本来存在する前記ランタニドの一画分(a fraction)を含有する残りの合金は、新鮮な電解質のバッチと共に図１の前記電気還元セル１００に戻すことができる。

前記ランタニドに富む合金の代替的な処理は、前記ランタニドに富んだ合金の部分的又は完全なハロゲン化によって形成された溶融塩と、バッチ式又は向流式に接触させることである。前記アクチノイドの実質的に全てを含有する合金と共に、アクチニドを含まないランタニドに富んだ溶融塩相が生成される。

その後、前記新しい電解質に添加された酸化ウラニウムペレットを用いて、全プロセスを繰り返すことができる。前記ランタニドに富む合金の処理から得られる前記合金中の前記ランタニド及びカルシウムは、金属ウランを生成し、且つ、前記残留ランタニドを前記電解質に戻す前記添加された酸化ウランと化学的に反応する。

このプロセスからの出力は、主に希ガス及び酸素である排ガス流、比較的迅速に安全なレベルにまで減衰する（前記アクチノイドが存在した場合、約３００年対３００，０００年）、核分裂生成物中のアクチノイドを含まない溶融塩リッチ、貴金属核分裂生成物、キュリウム及びネプツニウムを含有するウラン合金、及び溶融塩燃料化反応器のための「すぐに使用できる」燃料、である。このような反応器に使用される一般的なハロゲン化物は塩化物及びフッ化物である。いずれかを当該プロセスの基礎として使用することができる。塩化物ベースの電気還元剤の使用は、フッ化物ベースの溶融塩／溶融金属対向流装置の使用を妨げるものではないことに留意されたい。

このプロセスでは、単一のシステムに容易に統合されたわずか２つの機器しか必要とせず、転送はほとんど必要ではない(few transfers)。このため、これまでに報告されているパイロプロセシング法よりも根本的に簡単である。

当該プロセスは、酸化ウランベースの使用済み燃料を供給原料として使用して説明されているが、同じプロセスを他の使用済燃料形態に使用することもできる。金属燃料を電気還元セルに直接加えることができ、そこでは、アクチニドの化合物を核分裂生成物で電気還元することにより、当該プロセスの第２段階で溶融塩反応器燃料に変換するためにすべてのアクチノイドを金属形態に変換する。溶融アクチニドハライド塩燃料はまた、前記オフガス流が酸素ではなく塩素又はフッ素であることを除いて同じ方法によって再処理することができる。

プロセススループット
当該プロセスの律速段階は前記電気還元である。前記段階のスループットは達成され得る電流密度に直接比例する。

ＥＢＲＩＩ実験用再処理装置に使用されるようなものなどの、電気精錬器は、化学種(species)を分離する能力を失う前に限られた電流密度しか達成できない。１００ｍＡ／ｃｍ^２は良好な結果と考えられている。前記電気還元剤（electro-reducer）はこの制限を受けない。その電流密度は、高い電極電位が望ましくない化学反応を引き起こす点によって制御される。前記アノードでは、これは塩素又はフッ素並びに非常に実質的な過剰電位を必要とする酸素の生成である。前記カソードでは、それはカルシウム及びランタニド種並びにウランの還元である。但し、両方の反応が酸化ウランとの単純な化学反応によって逆転するため、かなりの程度まで許容され得る。

１Ａ／ｃｍ_２の電流密度は容易に達成可能であり、アルミニウム製錬所で日常的に達成されるものに匹敵する。

例示的な直径１ｍのパイロットスケールの電気還元剤は、７８５０ｃｍ^２のカソード面積を有し、したがって、７８５０Ａの１Ａ／ｃｍ^２で電流を達成する。

ファラデーは１モルに相当する電子の量である。前記ウランは４価であるため、ＵＯ_２の１モルをウラン金属に還元するためには４ファラデーが必要である。

１ファラデーは２６．８Ａｍｐ．ｈに等しいので、例示的な１ｍ直径のセルは、
７８５０／４／２６．８ ＝ ７３ｍｏｌ／時間
を生産する。これは、１９．７ｋｇのＵＯ_２／時間又は１７２トン／年と同等である。２０％ＰｕＣｌ_３の溶融塩燃料に換算すると、これは年間０．６トンのプルトニウム及び２．２トンの完全強度の燃料に相当する。

当該プロセスのスケールアップは比較的簡単である。出力燃料塩中で達成される比較的高い核分裂性の濃度を考慮すると、限界因子が臨界問題である。これは、臨界を可能にするのに十分な大きさの容器(vessels)を避けることによって避けることができる。前記溶融塩燃料の出力は臨界性を達成する可能性のある唯一の組成物であり、臨界耐圧貯蔵容器に直接パッケージすることができる。図２の前記向流装置における流れ条件の慎重な調整は、それが燃料アセンブリに直接パッケージングされることを可能にするため、前記出力燃料塩組成物の十分に正確な制御をもたらし、それによって再溶解、混合及び再パッケージングのいかなる必要性を排除することができる。流動状態は、前記出力溶融塩流中の電気化学的センサーの出力に基づいて自動的に調節することもできる。

廃電解質の再利用
使用済み核燃料を溶融塩原子炉燃料に変換する当該プロセスの結果、前記廃電解質は、何度も再使用した後に、主熱生成(the major heat producing)核分裂生成物同位体を高濃度の形態で含有する。これは実際に電解質の再使用を最終的に制限し得る。

前記使用済み電解質は高い熱生成能力を有する。それを介して処理された使用済み核燃料の量に応じて、これは投入された使用済燃料のトン当たりの熱生成量の１００〜５００倍にもなる可能性がある。前記使用済燃料が前記原子炉から除去されてからの時間に応じて、これは１トン当たり１００ｋＷのオーダーであり得る。

前記使用済み電解質は、場合によっては、少量の金属ジルコニウム又は他の反応性金属の添加によって、標準鋼に対して実質的に非腐食性にすることができる。その塩が前記電解質の主成分である金属を添加することは、特に有利であり得る。このような金属は、それら自体の溶融塩中に実質的に溶解性を有し、及びしたがって優れた腐食制御を提供するからである。前記熱を発生する塩は、前記塩の膨張を可能にするために内部のガス空間で溶接密閉された好適な容器にパッケージされる。ステンレス鋼が１つの好適な容器である。

この塩は、実用価値があるほど高い発熱能力を有するが、高い放射線放出を有する。最適な電力生産のためには、その温度は約６００℃以上でなければならない。それにより、スターリングエンジン、熱電装置、ブレイトンサイクルエンジンなどのような、熱を電力に変換するための他の選択肢が特定の目的のために好ましいことがあるが、標準の高効率過熱蒸気サイクルに電力を供給することができる。そのガンマ線の放出に対して効果的にスクリーニングされるべきである。

この熱源を利用するのに適した装置が図３に示されている。当該装置は、蓄熱媒体３０２を収容したタンク３０１を含み、その中に発熱した使用済み電解質塩容器３０３が浸されている。熱交換器３０４はまた、前記蓄熱媒体に浸漬され、且つ、発電機３０５に接続されてもよく、又は前記熱を「プロセス熱」として直接使用してもよい。特に有用な媒体は、硝酸ナトリウムと硝酸カリウムの混合物である「天日塩(solar salt)」又は代替塩、例えばＨｉｔｅｃ塩である。前記溶融した天日塩は、砕石などの安価な固体材料で場合によって嵩増しすることができる。高温オイルのような他の媒体もまた適しているが、熱源からのガンマ放射線による放射線分解は、それらの実用寿命を制限する。

前記タンクの周囲の熱交換器は、前記天日塩中の熱をターボ発電機セット用の作動流体に移すことを可能にする。前記タンク内の天日塩の流れは、理想的には自然対流を介して行われ、その結果、ポンプ流が一選択肢であるが、タンク内部の可動部分はない。前記天日塩の大容量は効果的な放射線スクリーンを提供するが、前記装置に高い熱慣性も与え、それにより、熱源が例えば１００ｋＷで連続的に熱を放出する場合、前記ターボ発電機はその日の一部について２倍の速度で熱を逃がすことができる。このパワー出力の変動は、他の生産／需要管理方法を達成することが困難な遠隔地のコミュニティで、このような装置を使用する場合に特に重要である。

前記ターボ発電機からの廃熱は、廃棄するか、又は、配電システムが存在する場合には加熱のために使用することができる。

前記タンク内のクーラントはプロセス熱源として直接使用することもできる。

実施例１−使用済みＣＡＮＤＵ原子炉燃料の溶融塩炉用燃料への転換
化学的脱被覆
無傷の使用済みＣＡＮＤＵ燃料集合体は、４００℃のＨＣｌガス流中で化学的に脱被覆する(declad)。Ｚｉｒｃａｌｌｏｙ４合金中のジルコニウムは、ガス状ＺｒＣｌ_４（Ｂ．Ｐｔ． ３３１℃）に変換され、凝縮器で回収される。気相中に放出されるのは、主にキセノン及びクリプトンである、酸化物ペレットに閉じ込められていない少量の核分裂ガスと共に、燃料被覆内ボイド(void)における充填ガスである。ＨＣｌは、ペレット内に含まれる大部分の核分裂生成物を残して、かなりの程度まで酸化物ペレットを攻撃しない。

Ｚｉｒｃａｌｌｏｙ４における３つのマイナーな合金化金属（Ｆｅ、Ｓｎ及びＣｒ）は、このプロセス中に異なる挙動を示す。Ｆｅ及びＣｒは、不揮発性であり、及び従って、微細に分割された固体として残留する二塩化物を形成する。Ｓｎは、４００℃で有意な蒸気圧を有し、及び従ってＺｒＣｌ_４で実質的に持ち越されるＳｎＣｌ_２を形成する。

ＣＡＮＬＵＢ潤滑剤からのグラファイトはフレークとして残る。しかしながら、Ｚｒとヨウ素との複合炭化物の少量は、使用済みのＣＡＮＤＵ燃料中でＣＡＮＬＵＢ中に形成され、炭素とヨウ素との揮発性化学種の少量が生成される。これらは、ＺｒＣｌ_４凝縮物中の微量の汚染物質としてほとんど回収される。過剰のＨＣｌは、凝縮され、塩酸塩にリサイクルされるか、又はほぼ完全にＨ_２及び希ガスからなる排ガスを残す。

クラッディング（cladding）からの微細残留固形物の少量は（黒鉛、鉄クロミウムクロライド）、低レベルの廃棄物として処分するために比較的大きな燃料ペレットとは別に収集される。

このプロセスは、Ｚｉｒｃｅｘプロセス、ＯＲＮＬ／ＴＭ−１２１０４と同様である。それらの冷却剤中において四フッ化ジルコニウムを使用する反応器用の燃料を製造するのに特に有利である。脱被覆からの主要な廃棄物流は、ＨＦとの気相反応によって容易にＺｒＦ_４に転化される軽度の放射性ＺｒＣｌ４であるからである。ＺｒＦ_４は、反応器のための冷却剤塩として直ちに市場に出るであろう。〜１％のＳｎ汚染は、蒸留又は塩素化によって除去することができるが、ＳｎＦ_２が冷却剤塩中の許容されるマイナーな汚染物質であるため、除去は必要であるとは考えにくい。

Zircalloyクラッディングを有用な材料にリサイクルすることにより、処分を必要とする放射性廃棄物の量(mass)及び体積の実質的な画分(fraction)が排除される。

しかしながら、メカニカル脱被覆は代替案である。

電気化学還元
燃料ペレットは直接電気減速機に供給される。これは、１Ａ／ｃｍ^２の電流密度でＣａＣｌ_２／１％ＣａＯ電解質を用いて１２００℃で動作する高温電解セルである。カソードは溶融ウラン金属である。セルは、所望量の溶融ウランが蓄積するまで酸化物ペレットの規則的な添加により半連続的に動作する。この時、酸化ウランの添加を停止し、電解を続ける。この段階では、ランタニドの一画分(a fraction)であるように、高級アクチニドの大部分がオキシ塩化物から金属に還元される。

所望の程度のアクチニドの還元が達成されると、電気分解が停止され、今や合金成分として高級アクチニド及びランタニドの一画分を含有する溶融ウラン合金が電解セルから排出される。次いで、新鮮な酸化ウランペレットを添加し、サイクルを繰り返す。電解質が置換を必要とする前に１００サイクルまでが実用的である。置換頻度は、蓄積された崩壊生成物からの熱生成の増加によって決定され、及び従って、使用済み燃料ペレットの年齢によって影響される。

電解質を交換する必要がある場合、残りのアクチニドの実質的に全て、ランタニドのより多い量、及び電解質のＣａＯ成分から還元され、合金に可溶なカルシウムの少量を回収するため、より完全な電解が実施される。残りのアクチノイドを含まない電解質は、引き上げられ、取り替えられる。次いで、酸化ウランペレットを添加し、電解セル中に残っているウラン／アクチニド／ランタニド／カルシウム合金と反応させる。溶融合金中の高級アクチニド、ランタニド及びカルシウムの大部分は、塩化物及びオキシ塩化物として新鮮な電解質に再溶解する。次いで、上記のようにして電解を再開し、１００サイクルまで繰り返す。

最終的に、１００サイクルプロセスの多くの繰り返しの後にセル内にランタニドが蓄積すると、より徹底的な電解段階の間に形成される合金の除去が必要となる。この合金は、合金中のランタニドと塩中の三塩化ウランとの当量比が１．２である、６０％ＮａＣｌ／４０％三塩化ウランの流れに対して向流溶融合金／溶融塩カラムを通過させる。このプロセスの出力は、ランタニドに富んだ塩と、ウランの合金と、入力合金からの高級アクチニドと、元の合金からのランタニドの一画分である。これは、新鮮な電解質及び使用済燃料ペレットを用いて電気還元セルに戻される。

電気還元セルは、側面の周りのベース及び空気冷却コイルに誘導ヒーターを備えている。当初、ヒーターはセルを動作温度に維持する必要があるが、処理される廃棄物の体積が増加すると、核分裂生成物の崩壊熱からの加熱及び電解質の抵抗加熱で温度を維持するのに十分である。空気冷却コイルは過剰な崩壊熱を管理し、ウランカソード表面を横切り、及びイリジウムアノードを通って電解質の連続的な対流循環を保証する。これにより、機械的混合の必要性が回避される。

当該装置は、イットリアでコーティングされたタンタルから構成される。

ウラン合金の溶融塩燃料への変換
溶融ウラン合金は、向流液体−液体抽出器に直接送られ、前記合金は６０％ＮａＣｌ、４０％ＵＣｌ_３の初期組成で溶融塩相と繰り返し接触する。抽出器は、イットリアでコーティングされたタンタルから製造される。ＵＣｌ_３は天然ウラン、すなわち、自然界に見られるのと同じ同位体比を有するウラン、である。溶融合金相中のより反応性の金属はＵＣｌ_３と反応し、金属塩化物及びウラン金属を生成する。

溶融合金及び塩の流速は、装置に入るＰｕ金属１モルごとに、２モルのＵＣｌ_３が入るように調整される。

電気化学的還元段階及び合金変換段階は、浸漬管及びガス圧を用いて実施される溶融合金の移送によって単一の装置に統合される。

フロー図と物質収支
上記のプロセスに起因する物質収支は、以下の表に記載されている。

表２ 脱被覆における物質収支

表３ 最終燃料塩組成

表４ ウラン合金の組成と元素による％減少

Claims (18)

1. 使用済み核燃料を再処理する方法であって、当該方法は、
   前記使用済み核燃料を、ハロゲン化物塩電解質を含有する電気還元セルに、前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチニドの金属形態の融点より上の温度で添加するステップと；
   前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチニドの第１の溶融合金を形成するため、前記使用済み核燃料を電気化学的に還元するステップと；
   前記電気還元セルから溶融合金を除去するステップと、
   前記電気還元セルから除去された前記第１の溶融合金を一方向に流すステップと、
   前記第１の溶融合金と接触して反対方向にハロゲン化ウランを含む溶融塩を逆流させるステップであって、前記溶融塩内の前記ハロゲン化ウランから第２の溶融合金にウランを還元及び添加することにより、前記第１の溶融合金よりもウラン濃度が高い第２の溶融合金を形成するステップと、
   を含む、方法。
2. 前記使用済み核燃料は、
   酸化ウラン；
   酸化プルトニウム；
   ウラン金属；
   ハロゲン化アクチニド塩；
   のうち１つ以上を含む、請求項１に記載の方法。
3. 前記電気還元セルから前記第１の溶融合金を除去するステップの前に、前記使用済み核燃料中に最初に存在するプルトニウムの少なくとも４分の１が前記第１の溶融合金中に存在するまで、前記使用済み核燃料を電気化学的に還元するステップをさらに含む、請求項１から２のいずれかに記載の方法。
4. 請求項１から３のいずれかに記載の方法であって、ここで、前記電気還元セルから除去された前記第１の溶融合金を前記一方向に流すステップ、及び前記第１の溶融合金と接触して反対方向に前記ハロゲン化ウランを含む前記溶融塩を逆流させるステップも溶融塩核分裂性燃料を形成する、方法。
5. 前記第１の溶融合金と溶融塩の流速が、単位時間内にプロセスを通過する前記溶融塩中のハロゲン化ウランのモル数が、単位時間内にプロセスを通過する前記第１の溶融合金中の高級アクチニドプラス及びランタニドのモル数よりも多いようなものである、請求項４に記載の方法。
6. ハロゲン化ウランを含む前記溶融塩が、６０％のハロゲン化ナトリウムと４０％のハロゲン化ウランからなり、前記ハロゲン化ウランが天然ウランである、請求項４又は５に記載の方法。
7. 前記第１の溶融合金と溶融塩とが、向流交換器において互いに接触して向流である、請求項４、５又は６に記載の方法。
8. 前記使用済み核燃料を添加するステップ、前記使用済み核燃料を電気化学的に還元するステップ、及び前記電気還元セルから前記第１の溶融合金を除去するステップが、同じ電解質を用いて複数回行われる、請求項１〜７のいずれかに記載の方法。
9. 請求項８に記載の方法であって、前記使用済み核燃料を電気化学的に還元する最終ステップの後に、前記電解質からアクチニドを除去するために、徹底的な電解を行うステップであって、前記徹底的な電解によりプルトニウム、アメリシウム及びランタニドを含む第３の溶融合金が得られる、方法。
10. 請求項９に記載の方法であって、プルトニウム、アメリシウム及びランタニドを含む前記第３の溶融合金を一方向に流すステップと、前記合金と接触して溶融塩を他方の方向に流すステップとを含み、前記溶融塩は、前記合金中のランタニド及び他の非アクチニド金属の濃度と等しいか又はより低い濃度のハロゲン化ウランを含み、それにより、前記溶融合金と前記溶融塩との接触に続いて前記溶融塩が実質的にアクチニドフリーであるようにする、方法。
11. 得られた電解質が、電気又はプロセス熱を発生させるための熱交換器のための熱源として使用される、請求項１０に記載の方法。
12. 前記電解質は、ステンレス鋼又は溶融塩による腐食に耐性のある他の材料の漏れ防止熱伝導性容器内に貯蔵され、冷却剤タンク内に収容された冷却剤に浸漬されており、前記熱交換器は前記冷却剤に部分的に浸漬される、請求項１１に記載の方法。
13. 前記冷却剤が溶融塩である、請求項１２に記載の方法。
14. 前記冷却剤が亜硝酸塩又は硝酸塩である、請求項１３に記載の方法。
15. 前記冷却剤タンクのサイズは、前記容器のそれぞれが前記電解質によって放出された放射線を遮蔽するのに十分な冷却剤によって取り囲まれるような大きさである、請求項１３又は１４に記載の方法。
16. 前記第１の溶融合金が前記使用済み核燃料からのランタニドを含む、請求項１から１５のいずれかに記載の方法。
17. 前記第２の溶融合金にウランを添加することが、前記第１の溶融合金中の前記ランタニドの一部を前記溶融塩からのウランで置換することを含む、請求項１６に記載の方法。
18. 使用済み核燃料を再処理するための装置であって、当該装置は、
    電気還元セルであって、
    ハロゲン化物塩電解質を収容するように構成されたタンクと、
    前記使用済み核燃料中に存在するウラン及び高級アクチノイドの金属形態の融点より上の温度に前記ハロゲン化物塩電解質を維持するように構成された加熱システムと、
    前記タンク内に配置され、且つ、前記使用済み核燃料中に存在するウランと高級アクチニドの第１の合金を形成するため、使用済み核燃料を電気化学的に還元するように構成されたアノードとカソードと、
    を含む電気還元セルと、
    使用済み核燃料を前記電気還元セルに供給するように構成された供給部と、
    前記合金を前記電気還元セルから除去するように構成された合金除去システムと、
    前記電気還元セルから除去された前記第１の溶融合金を一方向に流し、前記第１の溶融合金と接触して反対方向にハロゲン化ウランを含む溶融塩を逆流させるように構成された向流交換器であって、前記溶融塩内のハロゲン化ウランから第２の溶融合金にウランを還元および添加することにより、前記第１の溶融合金よりもウラン濃度が高い第２の溶融合金を形成する、向流交換器と、
    を含む、装置。

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