JPH03140898A - 使用済核燃料要素の再処理方法 - Google Patents
使用済核燃料要素の再処理方法Info
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- JPH03140898A JPH03140898A JP1277020A JP27702089A JPH03140898A JP H03140898 A JPH03140898 A JP H03140898A JP 1277020 A JP1277020 A JP 1277020A JP 27702089 A JP27702089 A JP 27702089A JP H03140898 A JPH03140898 A JP H03140898A
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Classifications
-
- 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
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
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。
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Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野コ
本発明は、軽水炉用の使用済核燃料要素の再処理法に関
する。
する。
［従来の技術］
原子力発電所で使用後、処理施設へ運搬されてきた使用
済核燃料集合体は、運搬容器から取出されて、貯蔵プー
ル中で数ケ月間冷却され、その放射能の減衰を待つ。そ
の後、核燃料集合体から使用済核燃料棒（被覆管に核燃
料ペレットを内蔵したもの）を取り出し、これを先ずせ
ん断・破砕したのち、つぎの溶解工程で前記燃料ペレッ
トを硝酸によって溶解する。さらに、ピュレックス法の
工程にしたがって燃料ペレットの主成分であるウランお
よびプルトニウムを分解し、精製する。
済核燃料集合体は、運搬容器から取出されて、貯蔵プー
ル中で数ケ月間冷却され、その放射能の減衰を待つ。そ
の後、核燃料集合体から使用済核燃料棒（被覆管に核燃
料ペレットを内蔵したもの）を取り出し、これを先ずせ
ん断・破砕したのち、つぎの溶解工程で前記燃料ペレッ
トを硝酸によって溶解する。さらに、ピュレックス法の
工程にしたがって燃料ペレットの主成分であるウランお
よびプルトニウムを分解し、精製する。
一方、硝酸による溶解処理により溶解残渣（以下、ハル
という）として残った使用済核燃料被覆管は、高放射性
固体廃棄物として未処理のまま長期間にわたり水槽中に
保管されてきた。しかし、かかる従来方法は暫定的な処
置であり、長期間には高放射性固体廃棄物の減容・固化
処理が実施されることを前提としたものである。（原子
力の技術第４巻［燃料サイクル下Ｊ：ｌ９８７年発行参
照）［発明が解決しようとする問題点］ 上記従来の再処理工程における燃料棒を破砕するせん断
工程では、機械的に被覆管を押し切るために、燃料ペレ
ットのチップが被覆管内表面に付着し、その一部は内部
に侵入することになる。燃料ペレットの溶解は燃料棒内
のペレットを露出させた後に行われるが、被覆管内に取
り込まれたペレットチップは、硝酸が被覆管内部にしみ
込みにくいために、溶解されずに残存するという問題が
あった。
という）として残った使用済核燃料被覆管は、高放射性
固体廃棄物として未処理のまま長期間にわたり水槽中に
保管されてきた。しかし、かかる従来方法は暫定的な処
置であり、長期間には高放射性固体廃棄物の減容・固化
処理が実施されることを前提としたものである。（原子
力の技術第４巻［燃料サイクル下Ｊ：ｌ９８７年発行参
照）［発明が解決しようとする問題点］ 上記従来の再処理工程における燃料棒を破砕するせん断
工程では、機械的に被覆管を押し切るために、燃料ペレ
ットのチップが被覆管内表面に付着し、その一部は内部
に侵入することになる。燃料ペレットの溶解は燃料棒内
のペレットを露出させた後に行われるが、被覆管内に取
り込まれたペレットチップは、硝酸が被覆管内部にしみ
込みにくいために、溶解されずに残存するという問題が
あった。
［問題点を解決するための手段］
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、使
用済燃料要素の再処理法において、燃料ペレットを被覆
管から取り出す工程を、被覆管外表面を金属光沢が現わ
れるまで研磨し、その後、高温高圧の水素を装填した装
置内で加熱することにより行なうことを特徴とする。ま
た、このようにして燃料ペレットを取り出した後の被覆
管を減容装置内で水素吸収合金とともに高温処理するこ
とによって減容することを特徴とする。
用済燃料要素の再処理法において、燃料ペレットを被覆
管から取り出す工程を、被覆管外表面を金属光沢が現わ
れるまで研磨し、その後、高温高圧の水素を装填した装
置内で加熱することにより行なうことを特徴とする。ま
た、このようにして燃料ペレットを取り出した後の被覆
管を減容装置内で水素吸収合金とともに高温処理するこ
とによって減容することを特徴とする。
［作 用］
実炉から取り出した燃料棒外表面は通常ジルコニウム合
金の酸化物によっておおわれている。酸化物は化学的に
安定であるので、まず被覆管外表面を研磨することによ
って活性な金属面を露出させる。活性な金属面は、高温
・高圧の水素雰囲気中で水素と反応し、ＺｒＨ２となる
。ＺｒＨ２は脆い性質を持つので、燃料棒内から容易に
ペレットを取り出すことができる。上記の水素化を行な
う加熱炉中には水素吸収合金が封入されていて、水素化
終了後加熱温度を下げると水素は水素吸収合金、たとえ
ばＬａＮ１６．−ＦｅＴｉ、 Ｍｇ２Ｃｕと反応し、容
易に水素化物を形成する。この際、水素吸収合金は、粉
末状で使用されるため、水素吸収速度が速い。これらの
反応はそれぞれ次式で表される。
金の酸化物によっておおわれている。酸化物は化学的に
安定であるので、まず被覆管外表面を研磨することによ
って活性な金属面を露出させる。活性な金属面は、高温
・高圧の水素雰囲気中で水素と反応し、ＺｒＨ２となる
。ＺｒＨ２は脆い性質を持つので、燃料棒内から容易に
ペレットを取り出すことができる。上記の水素化を行な
う加熱炉中には水素吸収合金が封入されていて、水素化
終了後加熱温度を下げると水素は水素吸収合金、たとえ
ばＬａＮ１６．−ＦｅＴｉ、 Ｍｇ２Ｃｕと反応し、容
易に水素化物を形成する。この際、水素吸収合金は、粉
末状で使用されるため、水素吸収速度が速い。これらの
反応はそれぞれ次式で表される。
ＬａＮｉ、＋３Ｈ２−＋ＬａＮｉ、Ｈ６ＦｅＴｉ十Ｈ２
→ＦｅＴｉＨ２ Ｍｇ２Ｃｕ十Ｈ２−＋Ｍｇ２ＣｕＨ２ 燃料ペレットを硝酸で溶解した後に、ジルコニウムが水
素化された被覆管が残る。この被覆管を減容するために
、再び加熱する。加熱によって被覆管のジルコニウム水
素化物から水素が離脱する。
→ＦｅＴｉＨ２ Ｍｇ２Ｃｕ十Ｈ２−＋Ｍｇ２ＣｕＨ２ 燃料ペレットを硝酸で溶解した後に、ジルコニウムが水
素化された被覆管が残る。この被覆管を減容するために
、再び加熱する。加熱によって被覆管のジルコニウム水
素化物から水素が離脱する。
離脱した水素は前記の水素吸収合金中に回収される。す
なわち、一連の工程において、水素は、半永久的に使用
でき、再処理工程上の廃棄物の低減に有効である。
なわち、一連の工程において、水素は、半永久的に使用
でき、再処理工程上の廃棄物の低減に有効である。
［実施例］
以下本発明を実施例によって説明する。
第１図は、本発明の一実施例に係る使用済核燃料要素の
処理に使用される処理装置の概略構成図である。
処理に使用される処理装置の概略構成図である。
第１図に示すように、処理装置１内に密封加熱炉２が設
けられている。密封加熱炉２のハツチ８からこの加熱炉
２内に使用済燃料棒７を搬入し、横方向に積み重ねる。
けられている。密封加熱炉２のハツチ８からこの加熱炉
２内に使用済燃料棒７を搬入し、横方向に積み重ねる。
密封加熱炉２の上部はバルブ６を介してロート状になっ
ており、水１素吸収合金３を収納した有孔ガラス５が載
置されている。
ており、水１素吸収合金３を収納した有孔ガラス５が載
置されている。
密封加熱炉２には外周部及びロート状形状部の裏側部に
それぞれ加熱器４及び９が設けられている。
それぞれ加熱器４及び９が設けられている。
次に、本発明の処理方法を第１図の処理装置および第２
図のフローチャートにより説明する。
図のフローチャートにより説明する。
先ず、燃料棒７の外表面を金属光沢が現れるまで１００
〜２００μｍ機械約２０磨し、金属面を露出させた後、
燃料棒７を処理装置１に挿入する（第１ステツプ１１）
。次に燃料棒７を水素を貯蔵しである有孔ガラス中の水
素吸収合金３とともに４００°Ｃ〜５００℃で加熱する
（第２ステツプ１２）。この処理により燃料棒７の金属
面のＺｒと水素が反応し、ＺｒＨ２となる。水素化物は
極めて脆い性質を持つために、容易に被覆管から燃料ペ
レットを取り出すことが可能となる。燃料棒の水素化が
終了した後、加熱炉の温度を下げ室温にすると雰囲気中
の水素は水素吸収合金中に回収される（第３ステツプ１
３）。この状態で、処理装置に設けられたハツチ８を開
き、燃料棒を溶解槽に移行させてペレットを溶解させる
。ペレットが溶解した後には水素化した被覆管が残存す
る（第４ステツプ１４）。
〜２００μｍ機械約２０磨し、金属面を露出させた後、
燃料棒７を処理装置１に挿入する（第１ステツプ１１）
。次に燃料棒７を水素を貯蔵しである有孔ガラス中の水
素吸収合金３とともに４００°Ｃ〜５００℃で加熱する
（第２ステツプ１２）。この処理により燃料棒７の金属
面のＺｒと水素が反応し、ＺｒＨ２となる。水素化物は
極めて脆い性質を持つために、容易に被覆管から燃料ペ
レットを取り出すことが可能となる。燃料棒の水素化が
終了した後、加熱炉の温度を下げ室温にすると雰囲気中
の水素は水素吸収合金中に回収される（第３ステツプ１
３）。この状態で、処理装置に設けられたハツチ８を開
き、燃料棒を溶解槽に移行させてペレットを溶解させる
。ペレットが溶解した後には水素化した被覆管が残存す
る（第４ステツプ１４）。
この水素化した被覆管を減容するために、これを再び処
理装置内に移行し、ここで１０００℃以上の高温で加熱
処理する。加熱処理により水素化物から水素が離脱する
（第５ステツプ１５）。離脱した水素は、バルブ６を開
けることによって水素吸収合金中に回収され（第６ステ
ツプ１６）、後に残ったジルコニウム合金は減容保管さ
れる（第７ステツプ１７）。
理装置内に移行し、ここで１０００℃以上の高温で加熱
処理する。加熱処理により水素化物から水素が離脱する
（第５ステツプ１５）。離脱した水素は、バルブ６を開
けることによって水素吸収合金中に回収され（第６ステ
ツプ１６）、後に残ったジルコニウム合金は減容保管さ
れる（第７ステツプ１７）。
以上説明したように、本実施例によれば１．燃料棒内か
らペレットを容易に取り出すことが可能で、溶解工程に
おいても、硝酸がペレットに浸透しやすいので溶解効率
が向上し、溶は残りのウラン等を従来よりも減少させる
ことができる。また、処理工程に水素吸収合金を使用す
ることによって、水素の再使用が可能となって、半永久
的に処理工程に使用できる。このため、他の方法と比較
して、経済的に優れ、廃棄物の量も少なく、環境保全上
もきわめて有効である。
らペレットを容易に取り出すことが可能で、溶解工程に
おいても、硝酸がペレットに浸透しやすいので溶解効率
が向上し、溶は残りのウラン等を従来よりも減少させる
ことができる。また、処理工程に水素吸収合金を使用す
ることによって、水素の再使用が可能となって、半永久
的に処理工程に使用できる。このため、他の方法と比較
して、経済的に優れ、廃棄物の量も少なく、環境保全上
もきわめて有効である。
［発明の効果コ
以上説明したように、本発明によれば、使用済核燃料要
素を再処理するにあたり、溶解効率を向上させるととも
に、水素の回収再使用により、廃棄物低減および経済性
向上にすぐれた効果がある。
素を再処理するにあたり、溶解効率を向上させるととも
に、水素の回収再使用により、廃棄物低減および経済性
向上にすぐれた効果がある。
第１図は本発明の一実施例に係る使用済核燃料要素の処
理に使用される処理装置の概略構成図、第２図は第１図
の実施例の処理工程を説明するためのフローチャートで
ある。 １・・・処理装置 ２・・・密封加熱炉 ３・・・水素吸収合金 ４・・・加熱器 ５・・・有孔ガラス ６・・・バルブ ７・・・燃料棒 ８・・・ハツチ ９・・・加熱器 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
理に使用される処理装置の概略構成図、第２図は第１図
の実施例の処理工程を説明するためのフローチャートで
ある。 １・・・処理装置 ２・・・密封加熱炉 ３・・・水素吸収合金 ４・・・加熱器 ５・・・有孔ガラス ６・・・バルブ ７・・・燃料棒 ８・・・ハツチ ９・・・加熱器 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
Claims (3)
- （１）使用済核燃料要素の被覆管外表面を金属光沢が現
われるまで研磨した後、高温高圧の水素を装填した装置
内で加熱することにより核燃料ペレットを被覆管から取
り出すことを特徴とする使用済核燃料要素の再処理方法
。 - （２）水素を装填した装置内に粉末状の水素吸収合金を
封入したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
使用済核燃料要素の再処理方法。 - （３）使用済核燃料要素の被覆管外表面を金属光沢が現
われるまで研磨した後、高温高圧の水素を装填した装置
内で加熱することにより核燃料ペレットを被覆管から取
り出し、次にこの被覆管を減容装置内に水素吸収合金と
ともに封入して高温加熱処理することによって減容する
ことを特徴とする使用済核燃料要素の再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1277020A JPH03140898A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | 使用済核燃料要素の再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1277020A JPH03140898A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | 使用済核燃料要素の再処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03140898A true JPH03140898A (ja) | 1991-06-14 |
Family
ID=17577656
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1277020A Pending JPH03140898A (ja) | 1989-10-26 | 1989-10-26 | 使用済核燃料要素の再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03140898A (ja) |
-
1989
- 1989-10-26 JP JP1277020A patent/JPH03140898A/ja active Pending
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