JPH02196999A

JPH02196999A - 使用済核燃料被覆管の減容処理方法

Info

Publication number: JPH02196999A
Application number: JP1502789A
Authority: JP
Inventors: Masafumi Nakatsuka; 雅文中司
Original assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Current assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Priority date: 1989-01-26
Filing date: 1989-01-26
Publication date: 1990-08-03
Anticipated expiration: 2013-02-04
Also published as: JP2708209B2

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

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
１機械的せん断機で数口毎の小管片に切断、シ、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同
化法がある（原子カニ業、第２６巻、８号、ｐ５２〜５
６）。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／ｃｄ）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
より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、ハロゲン嗜アルコ
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”Ｃ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的５００　Ｍ　Ｐ　ａで
あるが、１４０時間浸漬すると１００　Ｍ　Ｐ　ａ以下
で、また２８０時間浸漬の場合には、わずか２０〜３０
　Ｍ　Ｐ　ａ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ＭＰ″ａ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）一応
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図かられかるように、試験温度５００℃では、応力
は約１０ｋｇ／−２であるが、５５０〜６５０℃になる
と、応力は８ｋｇ／＠＠”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、８
００℃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−Ｚｒ→β−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、ＦＡ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、１
２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１の小管片状に切断し、溶解槽
のバスケットに入れてｒ＃ｉ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
＠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、いわゆるチゴ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ａｍのＨＩＰ容器（直系２０（
！ｌ、高さ２０Ｃ１ｍ、板厚ｌｌｌ１ｌＩ）に充填フさ
れる。上記円筒状のＨＩ　Ｐ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ＨＩ
Ｐ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ＨＩＰ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、従来と同種のものが得られた。

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
シンチレーシ目ン法を用いて、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１．１０
０℃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１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６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ｍ　（Ａ）によるＨＩＰ処理でハルを固化し
た同化体のかさ密度と１本発明法（Ｂ）による脆化処理
後に、６００±５０℃でＨＩｐ沃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ｔＪｓさく、ｍ密度化能力は、はぼ同等であること
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、６
００±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／ｃｕｔ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／ｃｉ）に近い同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１両方法にょる固化体密度の比較
図である。

Claims

【特許請求の範囲】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、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、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。