JPH06103351B2 - 二酸化ウラン製造スクラップの処理方法 - Google Patents
二酸化ウラン製造スクラップの処理方法Info
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- JPH06103351B2 JPH06103351B2 JP1114385A JP1114385A JPH06103351B2 JP H06103351 B2 JPH06103351 B2 JP H06103351B2 JP 1114385 A JP1114385 A JP 1114385A JP 1114385 A JP1114385 A JP 1114385A JP H06103351 B2 JPH06103351 B2 JP H06103351B2
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- nuclear fuel
- fluoride
- uranium
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
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- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Treating Waste Gases (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 本発明は核燃料スクラップ、殊に二酸化ウラン製造スク
ラップの処理方法に関する。核燃料の製造の際に、核燃
料スクラップが生成するから、これを処理して製造工程
に再循環しなければならない。核燃料として使用するた
めに、六フッ化ウランの二酸化ウランへの転換時にはし
ばしば過剰量のフッ化物又は湿気分を含んだ核燃料とし
て使用される二酸化ウランが製造される。核燃料の生ペ
レットの製造及び生ペレットで焼結して核燃料として使
用できる焼結された二酸化ウラン核燃料ペレットを製造
する核燃料の製造に際しては、スクラップ、例えば不合
格ペレット、ペレットチップ、研磨ダスト及び生ペレッ
トスクラップもまた製造される。
ラップの処理方法に関する。核燃料の製造の際に、核燃
料スクラップが生成するから、これを処理して製造工程
に再循環しなければならない。核燃料として使用するた
めに、六フッ化ウランの二酸化ウランへの転換時にはし
ばしば過剰量のフッ化物又は湿気分を含んだ核燃料とし
て使用される二酸化ウランが製造される。核燃料の生ペ
レットの製造及び生ペレットで焼結して核燃料として使
用できる焼結された二酸化ウラン核燃料ペレットを製造
する核燃料の製造に際しては、スクラップ、例えば不合
格ペレット、ペレットチップ、研磨ダスト及び生ペレッ
トスクラップもまた製造される。
本発明は、高濃度フッ化物含有核燃料スクラップをパル
ス流動床によって処理し、このようにして処理されたス
クラップを、燃料ペレット製造工程に再循環させる方法
に関する。
ス流動床によって処理し、このようにして処理されたス
クラップを、燃料ペレット製造工程に再循環させる方法
に関する。
特願昭58−124998号公報に記載されているように、ある
種のスクラップのスクラップ処理は、スクラップを燃料
ペレット形成に際して未使用の二酸化ウランに混合でき
る形態に転換することができる。該公報には核燃料製造
時のスクラップ例えば不合格生ペレット、ペレットのチ
ップ、研磨ダスト、生（未焼結）ペレットスクラップ及
び廃未使用粉末を流動化し、流動化したスクラップを40
0℃以下の温度で酸素により酸化し、次いで酸化したス
クラップをパルス流動床を用いて400〜700℃の温度範囲
で水素により還元することによって、核燃料製造スクラ
ップを処理する方法及び装置が記載されている。
種のスクラップのスクラップ処理は、スクラップを燃料
ペレット形成に際して未使用の二酸化ウランに混合でき
る形態に転換することができる。該公報には核燃料製造
時のスクラップ例えば不合格生ペレット、ペレットのチ
ップ、研磨ダスト、生（未焼結）ペレットスクラップ及
び廃未使用粉末を流動化し、流動化したスクラップを40
0℃以下の温度で酸素により酸化し、次いで酸化したス
クラップをパルス流動床を用いて400〜700℃の温度範囲
で水素により還元することによって、核燃料製造スクラ
ップを処理する方法及び装置が記載されている。
前記の特許公開公報に記載されているパルス流動床は、
円錐状下部と拡大された上部を有する円筒管からなる流
動床反応器を含む。燃料スクラップはこの反応器に充填
され、空気、水素、及び不活性ガス管は混合器に通じて
おり、混合器は所望によりこれらのガスを混合し、次い
で混合したガスはサージタンク及びガスをパルス状にす
るパルスバルブに導入される。次に、パルス状のガスは
予熱器に通過され、次いで流動床反応器のガス入口部材
のガス入口を通して供給される。ガス入口部材におい
て、ガスは始め多孔質金属ノズルに通され装入されたス
クラップを部分的に流動化し、これによってガスは円筒
管を通して押しあげられる。反応器からの導管は生成物
をガス圧により除去するのに使用されており、一方、反
応器で生成した排気ガスはフィルターを通過し反応器上
部から排出される。
円錐状下部と拡大された上部を有する円筒管からなる流
動床反応器を含む。燃料スクラップはこの反応器に充填
され、空気、水素、及び不活性ガス管は混合器に通じて
おり、混合器は所望によりこれらのガスを混合し、次い
で混合したガスはサージタンク及びガスをパルス状にす
るパルスバルブに導入される。次に、パルス状のガスは
予熱器に通過され、次いで流動床反応器のガス入口部材
のガス入口を通して供給される。ガス入口部材におい
て、ガスは始め多孔質金属ノズルに通され装入されたス
クラップを部分的に流動化し、これによってガスは円筒
管を通して押しあげられる。反応器からの導管は生成物
をガス圧により除去するのに使用されており、一方、反
応器で生成した排気ガスはフィルターを通過し反応器上
部から排出される。
上記した特許公開公報に記載された方法は、酸化及び還
元好適によりある種の燃料スクラップを回収することを
可能としているが、同方法は他の型の核燃料スクラップ
の加工及び再循環に直接適用されない。
元好適によりある種の燃料スクラップを回収することを
可能としているが、同方法は他の型の核燃料スクラップ
の加工及び再循環に直接適用されない。
例えば、六フッ化ウランから核燃料ペレット製造に使用
するための二酸化ウランへの転換に際し、フッ化物含有
量（F-）が多いか、又は湿分分が多いスクラップが製造
される。これらの不純物を含有した二酸化ウランスクラ
ップは核燃料ペレットの製造に使用できず、これらを使
用可能な物質として再循環しなければならないならば処
理しなければならない。
するための二酸化ウランへの転換に際し、フッ化物含有
量（F-）が多いか、又は湿分分が多いスクラップが製造
される。これらの不純物を含有した二酸化ウランスクラ
ップは核燃料ペレットの製造に使用できず、これらを使
用可能な物質として再循環しなければならないならば処
理しなければならない。
本発明は、フッ化物含有量の高い二酸化ウランスクラッ
プをパルス流動床で処理して該含有量を減少させること
により、核燃料ペレットの製造に適した二酸化ウラン製
造スクラップの処理方法を提供することを目的とする。
プをパルス流動床で処理して該含有量を減少させること
により、核燃料ペレットの製造に適した二酸化ウラン製
造スクラップの処理方法を提供することを目的とする。
従って本発明は、六フッ化ウランの二酸化ウランへの転
換時に生成する二酸化ウランスクラップをパルス流動床
内で流体流と接触させることからなり、フッ化物含有量
が0.5重量％以下である該スクラップを、500〜650℃の
温度で該フッ化物含有量50ppm以下に減少するのに十分
な時間窒素含有水蒸気流と接触させることを特徴とす
る、二酸化ウランスクラップのフッ化物含有量を減少さ
せることからなる核燃料ペレットの製造に適した二酸化
ウラン製造スクラップの処理方法に存する。
換時に生成する二酸化ウランスクラップをパルス流動床
内で流体流と接触させることからなり、フッ化物含有量
が0.5重量％以下である該スクラップを、500〜650℃の
温度で該フッ化物含有量50ppm以下に減少するのに十分
な時間窒素含有水蒸気流と接触させることを特徴とす
る、二酸化ウランスクラップのフッ化物含有量を減少さ
せることからなる核燃料ペレットの製造に適した二酸化
ウラン製造スクラップの処理方法に存する。
核燃料スクラップが高濃度フッ化物を含む場合、流体は
窒素ガスを含むのが好都合である。核燃料スクラップは
高濃度フッ化物を含む場合は、流体は温度範囲500〜650
℃の水蒸気を含む窒素ガスからなる。流体はまた水素ガ
スを含んでもよい。
窒素ガスを含むのが好都合である。核燃料スクラップは
高濃度フッ化物を含む場合は、流体は温度範囲500〜650
℃の水蒸気を含む窒素ガスからなる。流体はまた水素ガ
スを含んでもよい。
核燃料スクラップは回分式工程で処理され、処理後二酸
化ウラン核燃料ペレットを製造するために使用される。
化ウラン核燃料ペレットを製造するために使用される。
本発明方法は、高フッ化物含有核燃料スクラップをパル
ス流動床処理工程によって処理する方法を提供するもの
であり、本発明方法によって、処理した核燃料スクラッ
プを未使用燃料と混合して核燃料ペレットの製造に再循
環使用することを可能とする。
ス流動床処理工程によって処理する方法を提供するもの
であり、本発明方法によって、処理した核燃料スクラッ
プを未使用燃料と混合して核燃料ペレットの製造に再循
環使用することを可能とする。
本発明方法により処理される核燃料スクラップは軽水炉
用に製造された全成分がUO2であるペレットから得られ
るが、又は高速増殖炉燃料用に製造され15％以下のPuO2
を含むUO2とPuO2との混合物からなるペレットから得ら
れる。説明を簡潔にするために、以下の記述ではUO2燃
料について述べる。しかし、UO2及びPuO2を混合した燃
料もまた本発明による処理方法の対象である。
用に製造された全成分がUO2であるペレットから得られ
るが、又は高速増殖炉燃料用に製造され15％以下のPuO2
を含むUO2とPuO2との混合物からなるペレットから得ら
れる。説明を簡潔にするために、以下の記述ではUO2燃
料について述べる。しかし、UO2及びPuO2を混合した燃
料もまた本発明による処理方法の対象である。
以下本発明をより明確に理解するために、示例のための
本発明の実施態様を図に基づき説明する。
本発明の実施態様を図に基づき説明する。
図は不純物である高濃度フッ化物含有燃料スクラップの
処理方法を示すフローチャートを示す図である。
処理方法を示すフローチャートを示す図である。
図を参照すると、六フッ化ウラン（UF6）は既知の六フ
ッ化ウラン変換工程１によって二酸化ウラン粉末生成物
２に変換される。二酸化ウラン粉末生成物２は均質化工
程３により均質化され、次いで核燃料として使用される
生ペレット４が製造される。これらの生ペレット４は焼
結炉５で焼結され、次いで研磨工程６においてクラッデ
ィング管内で使用される二酸化ウランペレットとしての
所望寸法に研磨される。使用不能なペレットスクラップ
又はチップ７は、前述した特許公開公報に記載されてい
るようにパルス粉末流動床処理装置８に送られて酸化さ
れたのち、還元され、未使用の二酸化ウラン粉末と混合
するために均質化工程３に戻され、核燃料ペレットが製
造される。六フッ化ウラン変換工程１で製造され二酸化
ウラン粉末生成物２から分離された高濃度フッ化物含有
不純物粉末９もまた、パルス粉末流動床処理工程８にお
いて処理される。この処理で望ましくない不純物が除去
され、その結果処理された粉末は未使用の二酸化ウラン
粉末と再び混合して均一化し、核燃料ペレットが製造さ
れる。
ッ化ウラン変換工程１によって二酸化ウラン粉末生成物
２に変換される。二酸化ウラン粉末生成物２は均質化工
程３により均質化され、次いで核燃料として使用される
生ペレット４が製造される。これらの生ペレット４は焼
結炉５で焼結され、次いで研磨工程６においてクラッデ
ィング管内で使用される二酸化ウランペレットとしての
所望寸法に研磨される。使用不能なペレットスクラップ
又はチップ７は、前述した特許公開公報に記載されてい
るようにパルス粉末流動床処理装置８に送られて酸化さ
れたのち、還元され、未使用の二酸化ウラン粉末と混合
するために均質化工程３に戻され、核燃料ペレットが製
造される。六フッ化ウラン変換工程１で製造され二酸化
ウラン粉末生成物２から分離された高濃度フッ化物含有
不純物粉末９もまた、パルス粉末流動床処理工程８にお
いて処理される。この処理で望ましくない不純物が除去
され、その結果処理された粉末は未使用の二酸化ウラン
粉末と再び混合して均一化し、核燃料ペレットが製造さ
れる。
焼成によって六フッ化ウランを二酸化ウランに変換する
際に、高濃度フッ化物含有二酸化ウラン粉末がしばしば
形成される。このような生成物のフッ化物含有量は50pp
m以下でなければならない。しかし、このように生成し
た生成物の中には0.5重量％までものフッ化物を含む二
酸化ウランも生成し、これはこのままではスクラップと
考えられる。本発明方法におけるこのような高濃度フッ
化物含有核燃料スクラップの回分式処理は、燃料ペレッ
ト製造に使用する未使用二酸化ウランと混合できるのに
十分な程度にフッ化物成分濃度を低下する。
際に、高濃度フッ化物含有二酸化ウラン粉末がしばしば
形成される。このような生成物のフッ化物含有量は50pp
m以下でなければならない。しかし、このように生成し
た生成物の中には0.5重量％までものフッ化物を含む二
酸化ウランも生成し、これはこのままではスクラップと
考えられる。本発明方法におけるこのような高濃度フッ
化物含有核燃料スクラップの回分式処理は、燃料ペレッ
ト製造に使用する未使用二酸化ウランと混合できるのに
十分な程度にフッ化物成分濃度を低下する。
高濃度フッ化物含有粉末スクラップはパルス流動床反応
器に導入され、核燃料スクラップは水蒸気又は水蒸気と
水素との混合物によってパルス流動処理される。この処
理において、水蒸気は窒素ガス又は少量の水素を含む窒
素ガスに導入され、混合した流体は反応系の予熱器に通
過され、次いでパルス流動床反応器に通過され高濃度フ
ッ化含有スクラップと接触される。
器に導入され、核燃料スクラップは水蒸気又は水蒸気と
水素との混合物によってパルス流動処理される。この処
理において、水蒸気は窒素ガス又は少量の水素を含む窒
素ガスに導入され、混合した流体は反応系の予熱器に通
過され、次いでパルス流動床反応器に通過され高濃度フ
ッ化含有スクラップと接触される。
流体流は加熱され、高濃度フッ化物含有スクラップに温
度範囲500〜650℃、好適には550〜650℃の温度範囲で接
触させる。水蒸気又は水蒸気と水素との流体はスクラッ
プ物質から主としてフッ化水素としてフッ化物を取り除
き、生成した反応生成物は排気ガス流とともに反応器か
ら排出される。
度範囲500〜650℃、好適には550〜650℃の温度範囲で接
触させる。水蒸気又は水蒸気と水素との流体はスクラッ
プ物質から主としてフッ化水素としてフッ化物を取り除
き、生成した反応生成物は排気ガス流とともに反応器か
ら排出される。
流体流と高濃度フッ化物含有スクラップとの接触時間
は、スクラップ中のフッ化物濃度を50ppm以下、好適に
は20ppm以下に下げるのに十分な時間である。好適な接
触時間は温度範囲500〜650℃において約２〜３時間であ
る。この温度で処理したのち、低濃度フッ化物含有物質
をこれに窒素ガス流を通過させることにより乾燥させ
る。
は、スクラップ中のフッ化物濃度を50ppm以下、好適に
は20ppm以下に下げるのに十分な時間である。好適な接
触時間は温度範囲500〜650℃において約２〜３時間であ
る。この温度で処理したのち、低濃度フッ化物含有物質
をこれに窒素ガス流を通過させることにより乾燥させ
る。
温度範囲500〜650℃におけるスクラップ中の高濃度フッ
化物を除去するための特に有効な流体流は、水蒸気3.5
重量％、水素０〜５重量％、及び窒素90〜97重量％から
なる流体流である。
化物を除去するための特に有効な流体流は、水蒸気3.5
重量％、水素０〜５重量％、及び窒素90〜97重量％から
なる流体流である。
パルス流動床反応器が高濃度フッ化物核燃料スクラップ
を処理するために使用する本発明方法の場合、パルス流
動床反応器装置は核燃料製造系から燃料廃棄物又はスク
ラップ物質の処理に使用することができる。従ってこの
ことは、このような核燃料スクラップの全処理を単一パ
ルス流動床反応器の回分式使用を可能とする。
を処理するために使用する本発明方法の場合、パルス流
動床反応器装置は核燃料製造系から燃料廃棄物又はスク
ラップ物質の処理に使用することができる。従ってこの
ことは、このような核燃料スクラップの全処理を単一パ
ルス流動床反応器の回分式使用を可能とする。
図は不純物である高濃度フッ化物を含む核燃料スクラッ
プを本発明の処理方法により処理するフローチャートを
示す図である。図中、１……六フッ化ウラン変換工程、
２……二酸化ウラン生成物、３……均質化工程、４……
生ペレット、５……焼結炉、６……研磨工程、７……ペ
レットスクラップ又はチップ、８……パルス粉末流動床
処理工程、９……高濃度フッ化物含有不純物粉末。
プを本発明の処理方法により処理するフローチャートを
示す図である。図中、１……六フッ化ウラン変換工程、
２……二酸化ウラン生成物、３……均質化工程、４……
生ペレット、５……焼結炉、６……研磨工程、７……ペ
レットスクラップ又はチップ、８……パルス粉末流動床
処理工程、９……高濃度フッ化物含有不純物粉末。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ヘマント・ヘララル・シヤー アメリカ合衆国，ペンシルベニア州，チエ スウイツク，ピーイーデイーエル・チエス ウイツク・アベニユー（番地なし) (56)参考文献 特開 昭58−124998（ＪＰ，Ａ) 特開 昭48−18194（ＪＰ，Ａ) 特開 昭55−87089（ＪＰ，Ａ)
Claims (1)
- 【請求項１】六フッ化ウランの二酸化ウランへの転換時
に生成する二酸化ウランスクラップをパルス流動床内で
流体流と接触させることからなり、フッ化物含有量が0.
5重量％以下である該スクラップを、500〜650℃の温度
で該フッ化物含有量が50ppm以下に減少するのに十分な
時間窒素含有水蒸気流と接触させることを特徴とする、
二酸化ウランスクラップのフッ化物含有量を減少させる
ことからなる核燃料ペレットの製造に適した二酸化ウラ
ン製造スクラップの処理方法。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US57430584A | 1984-01-26 | 1984-01-26 | |
| US574305 | 1984-01-26 | ||
| US584305 | 1984-01-26 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60170797A JPS60170797A (ja) | 1985-09-04 |
| JPH06103351B2 true JPH06103351B2 (ja) | 1994-12-14 |
Family
ID=24295546
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1114385A Expired - Lifetime JPH06103351B2 (ja) | 1984-01-26 | 1985-01-25 | 二酸化ウラン製造スクラップの処理方法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0150737B1 (ja) |
| JP (1) | JPH06103351B2 (ja) |
| KR (1) | KR910008356B1 (ja) |
| DE (1) | DE3573487D1 (ja) |
| ES (1) | ES8700485A1 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB9411096D0 (en) * | 1994-06-03 | 1994-07-27 | British Nuclear Fuels Plc | Uranium oxide production |
| FR2786116B1 (fr) * | 1998-11-19 | 2001-01-12 | Franco Belge Combustibles | Procede et installation de traitement d'une poudre combustible nucleaire |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4053559A (en) * | 1976-06-14 | 1977-10-11 | Westinghouse Electric Corporation | Production of uranium dioxide |
| DE2855166C2 (de) * | 1978-12-20 | 1982-05-27 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Herstellung von oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
| DE3271902D1 (en) * | 1982-01-19 | 1986-08-07 | Westinghouse Electric Corp | Method for treating nuclear fuel scrap |
-
1985
- 1985-01-11 EP EP85100239A patent/EP0150737B1/en not_active Expired
- 1985-01-11 DE DE8585100239T patent/DE3573487D1/de not_active Expired
- 1985-01-21 ES ES539724A patent/ES8700485A1/es not_active Expired
- 1985-01-25 JP JP1114385A patent/JPH06103351B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1985-01-25 KR KR1019850000456A patent/KR910008356B1/ko active IP Right Grant
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60170797A (ja) | 1985-09-04 |
| EP0150737B1 (en) | 1989-10-04 |
| EP0150737A3 (en) | 1986-03-12 |
| EP0150737A2 (en) | 1985-08-07 |
| KR910008356B1 (ko) | 1991-10-12 |
| ES8700485A1 (es) | 1986-10-16 |
| ES539724A0 (es) | 1986-10-16 |
| KR850005707A (ko) | 1985-08-28 |
| DE3573487D1 (en) | 1989-11-09 |
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