JPH0634057B2 - Ｍｏｘ燃料の製造方法 - Google Patents
Ｍｏｘ燃料の製造方法Info
- Publication number
- JPH0634057B2 JPH0634057B2 JP23819687A JP23819687A JPH0634057B2 JP H0634057 B2 JPH0634057 B2 JP H0634057B2 JP 23819687 A JP23819687 A JP 23819687A JP 23819687 A JP23819687 A JP 23819687A JP H0634057 B2 JPH0634057 B2 JP H0634057B2
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- JP
- Japan
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- fuel
- uranium
- plutonium
- mox
- mox fuel
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- 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
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- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は、原子炉から取出した使用済燃料の燃料ペレッ
トから、再び原子炉で使用するＭＯＸ（Mixed Oxide ；
混合酸化物）燃料を製造する方法に関するものである。
トから、再び原子炉で使用するＭＯＸ（Mixed Oxide ；
混合酸化物）燃料を製造する方法に関するものである。
（従来技術） 従来、原子炉から取出された使用済燃料よりＭＯＸ燃料
を製造する場合、使用済燃料にＰＵＲＥＸ法と呼ばれる
化学的再処理を施してウランおよびプルトニウムを分離
・精製し、その後これらのウランおよびプルトニウムを
加工してＭＯＸ燃料とする方法が一般に取られている。
を製造する場合、使用済燃料にＰＵＲＥＸ法と呼ばれる
化学的再処理を施してウランおよびプルトニウムを分離
・精製し、その後これらのウランおよびプルトニウムを
加工してＭＯＸ燃料とする方法が一般に取られている。
第２図はその具体的な製造工程を示したものである。ま
ず、原子炉より取出した使用済燃料を機械的に剪断し
（プロセスＰ21）、剪断された被覆管の中に入った状態
で燃料ペレットを硝酸により溶解する（プロセス
Ｐ22）。この溶解した燃料から、ウラン、プルトニウム
を溶媒を用いて抽出し（プロセスＰ23）、ウランおよび
プルトニウムの精製を行い（プロセスＰ25，Ｐ26）、そ
れぞれを酸化物に転換する（プロセスＰ27，Ｐ28）。
ず、原子炉より取出した使用済燃料を機械的に剪断し
（プロセスＰ21）、剪断された被覆管の中に入った状態
で燃料ペレットを硝酸により溶解する（プロセス
Ｐ22）。この溶解した燃料から、ウラン、プルトニウム
を溶媒を用いて抽出し（プロセスＰ23）、ウランおよび
プルトニウムの精製を行い（プロセスＰ25，Ｐ26）、そ
れぞれを酸化物に転換する（プロセスＰ27，Ｐ28）。
このようにして生成されたプルトニウムの酸化物および
ウランの酸化物を機械的に混合し（プロセスＰ29）、圧
縮成形した後（プロセスＰ30）、1200゜Ｃ以上の温度で
焼結する（プロセスＰ31）。
ウランの酸化物を機械的に混合し（プロセスＰ29）、圧
縮成形した後（プロセスＰ30）、1200゜Ｃ以上の温度で
焼結する（プロセスＰ31）。
このような方法によれば、使用済燃料から、所望のウラ
ンおよびプルトニウムの濃度（濃縮度）を有するＭＯＸ
燃料を得ることができる。ところが、このような方法に
よると、ウランおよびプルトニウムを抽出するために燃
料ペレットを溶解しなければならず、上記硝酸等の化学
薬品を多量に必要とするので、再処理コストが非常に大
きい問題点がある（約２億円／ton-Ｕ）．しかも、再処
理の際に多量の放射性廃棄物が発生するため（第２図で
はプロセスＰ23）、その処理、処分が経済的および技術
的に困難な状況となっている。
ンおよびプルトニウムの濃度（濃縮度）を有するＭＯＸ
燃料を得ることができる。ところが、このような方法に
よると、ウランおよびプルトニウムを抽出するために燃
料ペレットを溶解しなければならず、上記硝酸等の化学
薬品を多量に必要とするので、再処理コストが非常に大
きい問題点がある（約２億円／ton-Ｕ）．しかも、再処
理の際に多量の放射性廃棄物が発生するため（第２図で
はプロセスＰ23）、その処理、処分が経済的および技術
的に困難な状況となっている。
また、高速増殖炉に用いられるＭＯＸ燃料としては、濃
縮度が３０〜４０％まで高められたものが必要とされる
が、現在一般に使用されている軽水炉型原子炉に用いら
れるＭＯＸ燃料は、濃縮度が３〜５％のものでよく、上
記方法のようにウランおよびプルトニウムをほぼ純粋な
状態で抽出する必要は特にない。
縮度が３０〜４０％まで高められたものが必要とされる
が、現在一般に使用されている軽水炉型原子炉に用いら
れるＭＯＸ燃料は、濃縮度が３〜５％のものでよく、上
記方法のようにウランおよびプルトニウムをほぼ純粋な
状態で抽出する必要は特にない。
（発明の目的） 本発明は上記事情に鑑み、発生する放射性廃棄物が少な
く、しかも低コストで、所望の濃縮度を有するＭＯＸ燃
料を製造するための方法を提供することを目的とする。
く、しかも低コストで、所望の濃縮度を有するＭＯＸ燃
料を製造するための方法を提供することを目的とする。
（発明の構成） 本発明は、被覆管より使用済の燃料ペレットを取出し、
この取出した燃料ペレットを粉砕した後、この粉砕した
燃料にウラン、プルトニウムの少なくとも一方を必要量
添加して所望の濃縮度とし、これら燃料および添加物を
機械的に混合し、次いで圧縮成形および焼結を行うもの
である。
この取出した燃料ペレットを粉砕した後、この粉砕した
燃料にウラン、プルトニウムの少なくとも一方を必要量
添加して所望の濃縮度とし、これら燃料および添加物を
機械的に混合し、次いで圧縮成形および焼結を行うもの
である。
このような構成によれば、経費の高い化学的再処理を行
わずに、所望の濃縮度を有するＭＯＸ燃料を製造するこ
とができる。しかも、放射性廃棄物発生の原因となる核
分裂生成物は、ＭＯＸ燃料の中にウラン、プルトニウム
とともに焼結されるので、放射性廃棄物の発生量は極め
て少ない。
わずに、所望の濃縮度を有するＭＯＸ燃料を製造するこ
とができる。しかも、放射性廃棄物発生の原因となる核
分裂生成物は、ＭＯＸ燃料の中にウラン、プルトニウム
とともに焼結されるので、放射性廃棄物の発生量は極め
て少ない。
（実施例） 本発明方法によるＭＯＸ燃料の製造工程の一例を第１図
に基づいて説明する。
に基づいて説明する。
一般に、原子炉から取出した使用済燃料は、その表面が
被覆管により覆われた状態となっているため、まず、こ
の被覆管内部の燃料を破壊して被覆管から取出す（プロ
セスＰ１）。なお、この燃料ペレット中には、予め約
0.8％のウラン、および約 0.6％のプルトニウムが酸化
物の状態で含有されており、合せて約 1.4％の濃縮度と
なっている。
被覆管により覆われた状態となっているため、まず、こ
の被覆管内部の燃料を破壊して被覆管から取出す（プロ
セスＰ１）。なお、この燃料ペレット中には、予め約
0.8％のウラン、および約 0.6％のプルトニウムが酸化
物の状態で含有されており、合せて約 1.4％の濃縮度と
なっている。
このようにして得られた燃料ペレットをさらに細かく粉
砕した後（プロセスＰ２）、後に生成される焼結体を安
定なものとするため、ペレットに含まれているＦＰガス
（核分裂生成ガス）を加熱法によって分離する（プロセ
スＰ３）。この段階で、ウラン、プルトニウム、ＴＲＵ
核種（超ウラン元素）の他、ＦＰガス以外の核分裂生成
物を含んだ混合物が生成されることとなる。
砕した後（プロセスＰ２）、後に生成される焼結体を安
定なものとするため、ペレットに含まれているＦＰガス
（核分裂生成ガス）を加熱法によって分離する（プロセ
スＰ３）。この段階で、ウラン、プルトニウム、ＴＲＵ
核種（超ウラン元素）の他、ＦＰガス以外の核分裂生成
物を含んだ混合物が生成されることとなる。
次に、この混合物にウラン粉末（ＵＯ２）、プルトニウ
ム粉末（ＰｕＯ２）の少なくとも一方を添加し（プロセ
スＰ４）、これによって、全体のウランおよびプルトニ
ウムの濃度（濃縮度）が所望の値となるようにする。例
えば、濃縮度 1.4％の使用済燃料ペレット１ton に濃縮
度10％のウラン 0.23 ton を添加すれば、濃縮度３％の
ＭＯＸ燃料を得ることが可能となる。
ム粉末（ＰｕＯ２）の少なくとも一方を添加し（プロセ
スＰ４）、これによって、全体のウランおよびプルトニ
ウムの濃度（濃縮度）が所望の値となるようにする。例
えば、濃縮度 1.4％の使用済燃料ペレット１ton に濃縮
度10％のウラン 0.23 ton を添加すれば、濃縮度３％の
ＭＯＸ燃料を得ることが可能となる。
このようにして所定量のウラン、プルトニウムを添加し
た後、これら添加物と燃料とを機械的に混合して焼結用
粉末を作成し（プロセスＰ５）、圧縮成形および焼結を
行うことにより（プロセスＰ６，Ｐ７）、ＭＯＸ燃料の
製造を行うことができる。
た後、これら添加物と燃料とを機械的に混合して焼結用
粉末を作成し（プロセスＰ５）、圧縮成形および焼結を
行うことにより（プロセスＰ６，Ｐ７）、ＭＯＸ燃料の
製造を行うことができる。
以上のような方法によれば、従来のように化学的再処理
（ＰＵＲＥＸ法）を用いず、直接燃料を破壊し、必要量
のウラン、プルトニウムを添加するだけで所望の濃縮度
を有するＭＯＸ燃料が得られるので、製造コストの低減
を図ることができる。しかも、放射性廃棄物発生の直接
の原因となる核分裂生成物はＭＯＸ燃料の一部として焼
結されるので、放射性廃棄物の発生量は極めて少ない。
（ＰＵＲＥＸ法）を用いず、直接燃料を破壊し、必要量
のウラン、プルトニウムを添加するだけで所望の濃縮度
を有するＭＯＸ燃料が得られるので、製造コストの低減
を図ることができる。しかも、放射性廃棄物発生の直接
の原因となる核分裂生成物はＭＯＸ燃料の一部として焼
結されるので、放射性廃棄物の発生量は極めて少ない。
さらに、このようにＭＯＸ燃料の一部として焼結された
核分裂生成物は、再び原子炉内に長期間入れられるの
で、この原子炉内で減衰していくことが期待できる。ま
た、長寿命放射性核種は、この原子炉内の高速中性子に
より、短寿命放射性核種に変換されることとなる。
核分裂生成物は、再び原子炉内に長期間入れられるの
で、この原子炉内で減衰していくことが期待できる。ま
た、長寿命放射性核種は、この原子炉内の高速中性子に
より、短寿命放射性核種に変換されることとなる。
（発明の効果） 以上のように本発明によれば、使用済燃料の脱被覆によ
り取出した燃料ペレットを粉砕し、この粉砕した燃料に
ウラン、プルトニウムの少なくとも一方を必要量添加し
て全体が所望の濃縮度となるようにしているので、燃料
を一旦溶解する化学的再処理を行う必要がなく、従って
低コストでＭＯＸ燃料の製造を行うことができる。しか
も、放射性廃棄物の原因となる核分裂生成物は、ウラ
ン、プルトニウムとともにＭＯＸ燃料内で焼結されるの
で、放射性廃棄物の発生量も極めて少ない。
り取出した燃料ペレットを粉砕し、この粉砕した燃料に
ウラン、プルトニウムの少なくとも一方を必要量添加し
て全体が所望の濃縮度となるようにしているので、燃料
を一旦溶解する化学的再処理を行う必要がなく、従って
低コストでＭＯＸ燃料の製造を行うことができる。しか
も、放射性廃棄物の原因となる核分裂生成物は、ウラ
ン、プルトニウムとともにＭＯＸ燃料内で焼結されるの
で、放射性廃棄物の発生量も極めて少ない。
第１図は本発明方法によるＭＯＸ燃料の製造工程を示す
工程図、第２図は従来方法によるＭＯＸ燃料の製造工程
を示す工程図である。
工程図、第２図は従来方法によるＭＯＸ燃料の製造工程
を示す工程図である。
Claims (1)
- 【請求項１】被覆管より使用済の燃料ペレットを取出
し、この取出した燃料ペレットを粉砕した後、この粉砕
した燃料にウラン、プルトニウムの少なくとも一方を必
要量添加して所望の濃縮度とし、これら燃料および添加
物を機械的に混合し、次いで圧縮成形および焼結を行う
ことを特徴とするＭＯＸ燃料の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP23819687A JPH0634057B2 (ja) | 1987-09-22 | 1987-09-22 | Ｍｏｘ燃料の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP23819687A JPH0634057B2 (ja) | 1987-09-22 | 1987-09-22 | Ｍｏｘ燃料の製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6479691A JPS6479691A (en) | 1989-03-24 |
| JPH0634057B2 true JPH0634057B2 (ja) | 1994-05-02 |
Family
ID=17026586
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP23819687A Expired - Lifetime JPH0634057B2 (ja) | 1987-09-22 | 1987-09-22 | Ｍｏｘ燃料の製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0634057B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4812793B2 (ja) * | 2007-12-13 | 2011-11-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体 |
| US8571167B2 (en) * | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| JP6037168B2 (ja) * | 2012-03-23 | 2016-11-30 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 使用済燃料の処理方法及び処理システム |
| JP6251010B2 (ja) * | 2013-11-14 | 2017-12-20 | 株式会社東芝 | 中間生成物貯蔵方法および中間生成物製造装置 |
| CN109727696B (zh) * | 2017-10-30 | 2023-02-21 | 中核四0四有限公司 | Mox芯块回收再利用方法 |
-
1987
- 1987-09-22 JP JP23819687A patent/JPH0634057B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6479691A (en) | 1989-03-24 |
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