JPH07333389A - 使用済核燃料の再処理装置 - Google Patents
使用済核燃料の再処理装置Info
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- JPH07333389A JPH07333389A JP12482394A JP12482394A JPH07333389A JP H07333389 A JPH07333389 A JP H07333389A JP 12482394 A JP12482394 A JP 12482394A JP 12482394 A JP12482394 A JP 12482394A JP H07333389 A JPH07333389 A JP H07333389A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 使用済核燃料中の超ウラン元素の酸化物を高
温化学法により金属に還元し、溶融塩の移動を行うこと
なく他のＦＰ成分と分離することで、簡素化したプロセ
スを提供する。 【構成】 本発明に係る使用済核燃料の再処理装置は、
使用済核燃料１が投入され還元剤から成る第１種の溶融
塩８および超ウラン元素を溶解するＣｕ−Ｍｇ溶融合金
３を保有する第１の容器22と、Ｃｕ−Ｍｇ溶融合金３お
よびこの溶融塩中の超ウラン元素を塩化物として抽出す
る第２種の溶融塩５を保有する第２の容器と、第１の容
器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層と第２の容器内のＣｕ−Ｍ
ｇ溶融合金層の各々に一端を開放し、双方向にＣｕ−Ｍ
ｇ溶融合金を移送させる移送管27と、前記第２の容器内
に収容され第２の容器内の第２種の溶融塩から超ウラン
元素を抽出するＺｎ−Ｍｇ溶融合金７を収容する第３の
容器29と、第３の容器のＺｎ−Ｍｇ溶融合金中に延在さ
れた陰電極40と、前記第２の容器中のＣｕ−Ｍｇ溶融合
金中に延在させた陽電極39とから成る。
温化学法により金属に還元し、溶融塩の移動を行うこと
なく他のＦＰ成分と分離することで、簡素化したプロセ
スを提供する。 【構成】 本発明に係る使用済核燃料の再処理装置は、
使用済核燃料１が投入され還元剤から成る第１種の溶融
塩８および超ウラン元素を溶解するＣｕ−Ｍｇ溶融合金
３を保有する第１の容器22と、Ｃｕ−Ｍｇ溶融合金３お
よびこの溶融塩中の超ウラン元素を塩化物として抽出す
る第２種の溶融塩５を保有する第２の容器と、第１の容
器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層と第２の容器内のＣｕ−Ｍ
ｇ溶融合金層の各々に一端を開放し、双方向にＣｕ−Ｍ
ｇ溶融合金を移送させる移送管27と、前記第２の容器内
に収容され第２の容器内の第２種の溶融塩から超ウラン
元素を抽出するＺｎ−Ｍｇ溶融合金７を収容する第３の
容器29と、第３の容器のＺｎ−Ｍｇ溶融合金中に延在さ
れた陰電極40と、前記第２の容器中のＣｕ−Ｍｇ溶融合
金中に延在させた陽電極39とから成る。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は溶融塩及び溶融金属を用
いた使用済核燃料の再処理装置に関する。
いた使用済核燃料の再処理装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来、原子力発電所から発生する使用済
核燃料を再処理して、核燃料成分などの有用な成分を分
離精製し回収する技術としては、例えば現在広く商業用
の再処理法として利用されている、ピューレックス法が
ある。このピューレックス法はＵＯ2 その他の酸化物を
硝酸水溶液にて溶解し、共除染、Ｕ−Ｐｕ分配、Ｐｕ精
製、Ｕ精製を行う工程によって構成されている。
核燃料を再処理して、核燃料成分などの有用な成分を分
離精製し回収する技術としては、例えば現在広く商業用
の再処理法として利用されている、ピューレックス法が
ある。このピューレックス法はＵＯ2 その他の酸化物を
硝酸水溶液にて溶解し、共除染、Ｕ−Ｐｕ分配、Ｐｕ精
製、Ｕ精製を行う工程によって構成されている。
【０００３】ピューレックス法以外の処理法として高温
化学法も研究されている。図２は塩輸送法と呼ばれるも
ので、酸化物使用剤核燃料１は投入器20を介して第１の
容器２内に投入され、第１の容器２内で第１の溶融塩
（Ｃａｃｌ2 ）８中にて還元される。この還元された核
燃料はＣｕ−Ｍｇ合金３中にて超ウラン元素が溶解さ
れ、この超ウラン元素が溶解したＣｕ−Ｍｇ合金３は第
２の容器４に第１の移送管９を介して移送される。この
Ｃｕ−Ｍｇ合金３は溶融塩５と接触し溶融塩５中に超ウ
ラン元素が抽出される。この後、この超ウラン元素が抽
出された溶融塩５は第３反応容器６に第２の移送管10を
介して移送され、ここでＺｎ−Ｍｇ合金７と接触するこ
とによって超ウラン元素がＺｎ−Ｍｇ合金７に抽出され
る。この様にして溶融塩５を第２の容器４と第３の容器
６間を往復させることにより、徐々に使用済核燃料に含
まれる超ウラン元素の大部分をＣｕ−Ｍｇ合金３からＺ
ｎ−Ｍｇ合金７へ移動させることができる。
化学法も研究されている。図２は塩輸送法と呼ばれるも
ので、酸化物使用剤核燃料１は投入器20を介して第１の
容器２内に投入され、第１の容器２内で第１の溶融塩
（Ｃａｃｌ2 ）８中にて還元される。この還元された核
燃料はＣｕ−Ｍｇ合金３中にて超ウラン元素が溶解さ
れ、この超ウラン元素が溶解したＣｕ−Ｍｇ合金３は第
２の容器４に第１の移送管９を介して移送される。この
Ｃｕ−Ｍｇ合金３は溶融塩５と接触し溶融塩５中に超ウ
ラン元素が抽出される。この後、この超ウラン元素が抽
出された溶融塩５は第３反応容器６に第２の移送管10を
介して移送され、ここでＺｎ−Ｍｇ合金７と接触するこ
とによって超ウラン元素がＺｎ−Ｍｇ合金７に抽出され
る。この様にして溶融塩５を第２の容器４と第３の容器
６間を往復させることにより、徐々に使用済核燃料に含
まれる超ウラン元素の大部分をＣｕ−Ｍｇ合金３からＺ
ｎ−Ｍｇ合金７へ移動させることができる。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
たピューレックス法によると、それぞれの工程でＵ−Ｐ
ｕの分配および精製、核分裂生成物（ＦＰ）の分離に数
多くの抽出段数を必要とする上、抽出に用いる水溶液お
よびリン酸トリｎ−ブチル（ＴＢＰ）と呼ばれる有機溶
媒は中性子の減速材として作用するため核的臨界上の制
限がきびしい。また、ＴＢＰは放射線によって分解され
るため廃棄物発生量が多くなる。
たピューレックス法によると、それぞれの工程でＵ−Ｐ
ｕの分配および精製、核分裂生成物（ＦＰ）の分離に数
多くの抽出段数を必要とする上、抽出に用いる水溶液お
よびリン酸トリｎ−ブチル（ＴＢＰ）と呼ばれる有機溶
媒は中性子の減速材として作用するため核的臨界上の制
限がきびしい。また、ＴＢＰは放射線によって分解され
るため廃棄物発生量が多くなる。
【０００５】一方、塩輸送法の場合に大部分の超ウラン
元素をＣｕ−Ｍｇ合金からＺｎ−Ｍｇ合金へ移動させる
ためには少なくとも十数回以上の溶融塩の往復が必要で
処理に時間がかかり、 500℃以上の高温の融体を移動さ
せるのに複雑な高温配管が必要であった。
元素をＣｕ−Ｍｇ合金からＺｎ−Ｍｇ合金へ移動させる
ためには少なくとも十数回以上の溶融塩の往復が必要で
処理に時間がかかり、 500℃以上の高温の融体を移動さ
せるのに複雑な高温配管が必要であった。
【０００６】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、水溶液を用いず、使用済核燃料中の超ウラ
ン元素の酸化物を高温化学法により金属に還元し、溶融
塩の移動を行うことなく他のＦＰ成分と分離させること
によって、非常に簡素化したプロセスを提供することを
目的とする。
れたもので、水溶液を用いず、使用済核燃料中の超ウラ
ン元素の酸化物を高温化学法により金属に還元し、溶融
塩の移動を行うことなく他のＦＰ成分と分離させること
によって、非常に簡素化したプロセスを提供することを
目的とする。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に請求項１に係る本発明においては、使用済核燃料が投
入され還元剤から成る第１種の溶融塩および超ウラン元
素を溶解するＣｕ−Ｍｇ溶融合金を保有する第１の容器
と、Ｃｕ−Ｍｇ溶融合金およびこの溶融塩中の超ウラン
元素を塩化物として抽出する第２種の溶融塩を保有する
第２の容器と、第１の容器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層と
第２の容器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層の各々に一端を開
放し、双方向にＣｕ−Ｍｇ溶融合金を移送させる移送管
と、前記第２の容器内に収容されこの第２の容器内の第
２種の溶融塩から超ウラン元素を抽出するＺｎ−Ｍｇ溶
融合金を収容しかつ絶縁性の高い材料かな成る第３の容
器と、この第３の容器のＺｎ−Ｍｇ溶融合金中に延在さ
れた陰電極と、前記第２の容器中のＣｕ−Ｍｇ溶融合金
中に延在させた陽電極とから成ることを特徴とする使用
済核燃料の再処理装置を提供し、さらに請求項２に係る
本発明においては、前記第１から第３の容器はセラミッ
クから成り、このセラミックスはＭｇＯ，ＺｒＯ，Ｙ2
Ｏ3 ，ＢｅＯ，Ａｌ2 Ｏ3 ，ＡｌＮ，ＴｉＮ，ＴｉＣの
少なくとも一部材から成ることを特徴とする使用済核燃
料の再処理装置を提供し、さらに請求項３に係る本発明
においては、前記第１から第３の容器はタングステン、
モリブデン、タングステン−モリブデン合金、グラファ
イトの少なくとも一部材から成り、グラファイトを選択
した場合は請求項２記載のセラミックスを表面に形成し
て成ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提
供し、さらに請求項４に係る本発明においては、前記第
１種および第２種の溶融塩は、アルカリ金属の塩化物ま
たはアルカリ土金属の液化物の単塩または混合塩から成
ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提供
し、さらに請求項５に係る本発明においては、前記第１
種の溶融塩は、ＣａＣｌ2 から成り、前記第２種の溶融
性塩はＭｇＣｌ2 ，ＮａＣｌ−ＫＣｌの少なくとも一部
材から成ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置
を提供し、さらに請求項６に係る本発明においては、前
記第３の容器内のＺｎ−Ｍｇ合金は系外と循環し、超ウ
ラン元素を含むＺｎ−Ｍｇ合金を連続的に回収して成る
ことを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提供す
る。
に請求項１に係る本発明においては、使用済核燃料が投
入され還元剤から成る第１種の溶融塩および超ウラン元
素を溶解するＣｕ−Ｍｇ溶融合金を保有する第１の容器
と、Ｃｕ−Ｍｇ溶融合金およびこの溶融塩中の超ウラン
元素を塩化物として抽出する第２種の溶融塩を保有する
第２の容器と、第１の容器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層と
第２の容器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層の各々に一端を開
放し、双方向にＣｕ−Ｍｇ溶融合金を移送させる移送管
と、前記第２の容器内に収容されこの第２の容器内の第
２種の溶融塩から超ウラン元素を抽出するＺｎ−Ｍｇ溶
融合金を収容しかつ絶縁性の高い材料かな成る第３の容
器と、この第３の容器のＺｎ−Ｍｇ溶融合金中に延在さ
れた陰電極と、前記第２の容器中のＣｕ−Ｍｇ溶融合金
中に延在させた陽電極とから成ることを特徴とする使用
済核燃料の再処理装置を提供し、さらに請求項２に係る
本発明においては、前記第１から第３の容器はセラミッ
クから成り、このセラミックスはＭｇＯ，ＺｒＯ，Ｙ2
Ｏ3 ，ＢｅＯ，Ａｌ2 Ｏ3 ，ＡｌＮ，ＴｉＮ，ＴｉＣの
少なくとも一部材から成ることを特徴とする使用済核燃
料の再処理装置を提供し、さらに請求項３に係る本発明
においては、前記第１から第３の容器はタングステン、
モリブデン、タングステン−モリブデン合金、グラファ
イトの少なくとも一部材から成り、グラファイトを選択
した場合は請求項２記載のセラミックスを表面に形成し
て成ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提
供し、さらに請求項４に係る本発明においては、前記第
１種および第２種の溶融塩は、アルカリ金属の塩化物ま
たはアルカリ土金属の液化物の単塩または混合塩から成
ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提供
し、さらに請求項５に係る本発明においては、前記第１
種の溶融塩は、ＣａＣｌ2 から成り、前記第２種の溶融
性塩はＭｇＣｌ2 ，ＮａＣｌ−ＫＣｌの少なくとも一部
材から成ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装置
を提供し、さらに請求項６に係る本発明においては、前
記第３の容器内のＺｎ−Ｍｇ合金は系外と循環し、超ウ
ラン元素を含むＺｎ−Ｍｇ合金を連続的に回収して成る
ことを特徴とする使用済核燃料の再処理装置を提供す
る。
【０００８】
【作用】本発明の請求項１から６に係る使用済核燃料の
再処理装置は、使用済み酸化物核燃料を第１の容器内
で、前記酸化物核燃料を第１の溶融塩中で超ウラン元素
を金属に還元した後、Ｃｕ−Ｍｇ合金に溶解させ、溶解
度の小さいＵ、貴金属類元素の核分裂生成物や金属に還
元されにくいアルカリ金属、アルカリ土類元素の核分裂
生成物と一次分離し、超ウラン元素が溶解したＣｕ−Ｍ
ｇ合金を第２の容器に移動させ、ここで、第２の溶融塩
と接触させることによって、超ウラン元素を第２の溶融
塩中に抽出し、第２の溶融塩中にＺｎ−Ｍｇ合金を含み
蓋の内第３の容器を挿入し、Ｚｎ−Ｍｇ合金と第２の溶
融塩を接触させると第２の溶融塩を移動しなくとも超ウ
ラン元素はＺｎ−Ｍｇ合金に抽出させる。
再処理装置は、使用済み酸化物核燃料を第１の容器内
で、前記酸化物核燃料を第１の溶融塩中で超ウラン元素
を金属に還元した後、Ｃｕ−Ｍｇ合金に溶解させ、溶解
度の小さいＵ、貴金属類元素の核分裂生成物や金属に還
元されにくいアルカリ金属、アルカリ土類元素の核分裂
生成物と一次分離し、超ウラン元素が溶解したＣｕ−Ｍ
ｇ合金を第２の容器に移動させ、ここで、第２の溶融塩
と接触させることによって、超ウラン元素を第２の溶融
塩中に抽出し、第２の溶融塩中にＺｎ−Ｍｇ合金を含み
蓋の内第３の容器を挿入し、Ｚｎ−Ｍｇ合金と第２の溶
融塩を接触させると第２の溶融塩を移動しなくとも超ウ
ラン元素はＺｎ−Ｍｇ合金に抽出させる。
【０００９】さらにＣｕ−Ｍｇ合金をアノード、Ｚｎ−
Ｍｇ合金をカソード、第２の溶融塩を電解質としてアノ
ードとカソード間に電圧をかけると電解精製の原理によ
り超ウラン元素を選択的にＣｕ−Ｍｇ合金からＺｎ−Ｍ
ｇ合金に電気化学的に移動することができる。
Ｍｇ合金をカソード、第２の溶融塩を電解質としてアノ
ードとカソード間に電圧をかけると電解精製の原理によ
り超ウラン元素を選択的にＣｕ−Ｍｇ合金からＺｎ−Ｍ
ｇ合金に電気化学的に移動することができる。
【００１０】最後に、Ｚｎ−Ｍｇ合金を第３の容器ごと
取り出し、高温での低圧蒸留によりＺｎ，Ｍｇを蒸留除
去し、超ウラン元素を分離回収する、上記各ステップを
有する。このようにして、使用済核燃料の再処理を非常
に簡素化することができる。
取り出し、高温での低圧蒸留によりＺｎ，Ｍｇを蒸留除
去し、超ウラン元素を分離回収する、上記各ステップを
有する。このようにして、使用済核燃料の再処理を非常
に簡素化することができる。
【００１１】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。図１に本発明の使用済核燃料の再処理装置の縦断面
を示す。図１において、使用済核燃料１中には劣化ウラ
ンの他に核分裂性生成物（ＦＰ）であるアルカリ、アル
カリ土類金属、希土類、超ウラン元素などが存在する。
る。図１に本発明の使用済核燃料の再処理装置の縦断面
を示す。図１において、使用済核燃料１中には劣化ウラ
ンの他に核分裂性生成物（ＦＰ）であるアルカリ、アル
カリ土類金属、希土類、超ウラン元素などが存在する。
【００１２】これらの成分を含む核燃料１から超ウラン
元素を取り出すために、投入器20から弁21を介して第１
の容器22内へ図示しない燃料棒から取り出された核燃料
は投入される。この第１の容器22は、超ウラン元素やＣ
ａ，Ｌｉ，Ｍｇと反応し難くかつＣｕ−Ｍｇ，Ｚｎ−Ｍ
ｇと共存性のある例えばＭｇＯ，ＺｒＯ，Ｙ2 Ｏ3 ，Ｂ
ｅＯ，Ａｌ2 Ｏ3 ，ＡｌＮ，ＴｉＮ，ＴｉＣ等のセラミ
ック製またはタングステン、モリブデンおよびこれらの
合金またはグラファイトから構成された母材に上記セラ
ミックをコーティングしたるつぼから構成されている。
元素を取り出すために、投入器20から弁21を介して第１
の容器22内へ図示しない燃料棒から取り出された核燃料
は投入される。この第１の容器22は、超ウラン元素やＣ
ａ，Ｌｉ，Ｍｇと反応し難くかつＣｕ−Ｍｇ，Ｚｎ−Ｍ
ｇと共存性のある例えばＭｇＯ，ＺｒＯ，Ｙ2 Ｏ3 ，Ｂ
ｅＯ，Ａｌ2 Ｏ3 ，ＡｌＮ，ＴｉＮ，ＴｉＣ等のセラミ
ック製またはタングステン、モリブデンおよびこれらの
合金またはグラファイトから構成された母材に上記セラ
ミックをコーティングしたるつぼから構成されている。
【００１３】この第１の容器22内には第１種の溶融塩
（ＣａＣｌ2 ）８とＣａ，Ｍｇ，Ｌｉの少なくとも一材
料から成る還元剤13が混入したＣｕ−Ｍｇ合金３が溶融
し二層となって収容されている。この第１の容器22の上
方には回転駆動装置11が配設されており、この回転駆動
装置11には第１の容器22内に延在させて軸23を介して攪
拌翼24が配設されている。さらに第１の容器22には弁25
が配設された加圧管26を介して加圧装置17が配設されて
いる。
（ＣａＣｌ2 ）８とＣａ，Ｍｇ，Ｌｉの少なくとも一材
料から成る還元剤13が混入したＣｕ−Ｍｇ合金３が溶融
し二層となって収容されている。この第１の容器22の上
方には回転駆動装置11が配設されており、この回転駆動
装置11には第１の容器22内に延在させて軸23を介して攪
拌翼24が配設されている。さらに第１の容器22には弁25
が配設された加圧管26を介して加圧装置17が配設されて
いる。
【００１４】この第１の容器22の近傍には弁15が配設さ
れた移送管27を介して第２の容器２８が配設されてい
る。この第２の容器２８内にはＣｕ−Ｍｇ合金と溶融塩
（ＮａＣｌ−ＫＣｌ）５が収容されている。さらに第２
の容器28内には上方から第３の容器29が支持金具12を介
して延設されている。そして、この第３の容器29内には
Ｚｎ−Ｍｇ合金７が収容されており、さらに回転駆動装
置30から軸31を介して攪拌翼32が配設されている。
れた移送管27を介して第２の容器２８が配設されてい
る。この第２の容器２８内にはＣｕ−Ｍｇ合金と溶融塩
（ＮａＣｌ−ＫＣｌ）５が収容されている。さらに第２
の容器28内には上方から第３の容器29が支持金具12を介
して延設されている。そして、この第３の容器29内には
Ｚｎ−Ｍｇ合金７が収容されており、さらに回転駆動装
置30から軸31を介して攪拌翼32が配設されている。
【００１５】さらに第２の容器28には第１の容器22と同
様に回転駆動装置33から軸34を介して攪拌翼35が配設さ
れており、さらに加圧装置36が弁37を配設した加圧配管
38を介して配設されている。
様に回転駆動装置33から軸34を介して攪拌翼35が配設さ
れており、さらに加圧装置36が弁37を配設した加圧配管
38を介して配設されている。
【００１６】さらに第２の容器28には陽電極39が、第３
の容器29には陰電極40が配設されている。以上の構成に
おいて、系の温度を 800℃程度に保持し、還元剤13を溶
解したＣｕ−Ｍｇ溶融金属３、第１種の溶融塩８を溶解
させた状態で、攪拌翼24で系を均一に攪拌させながら、
粉砕された酸化物核燃料１を投入する。その際、第１の
容器22内では下記の１式、２式の反応により、酸化物核
燃料中のＵＯ2 ，ＰｕＯ2が還元剤13により還元されて
金属の形態となる。
の容器29には陰電極40が配設されている。以上の構成に
おいて、系の温度を 800℃程度に保持し、還元剤13を溶
解したＣｕ−Ｍｇ溶融金属３、第１種の溶融塩８を溶解
させた状態で、攪拌翼24で系を均一に攪拌させながら、
粉砕された酸化物核燃料１を投入する。その際、第１の
容器22内では下記の１式、２式の反応により、酸化物核
燃料中のＵＯ2 ，ＰｕＯ2が還元剤13により還元されて
金属の形態となる。
【００１７】
【数１】 ＵＯ2 ＋Ｃａ＝Ｕ＋ＣａＯ2 …（１）
【００１８】
【数２】 ＰｕＯ2 ＋Ｃａ＝Ｐｕ＋ＣａＯ2 …（２） ここで、溶融合金３を例えば、Ｃｕ−Ｍｇ合金のように
Ｕの溶解度が小さくかつＦＰの溶解度が高い物質を選択
すれば、ＰｕをＵや他のＦＰと溶解度の差によって分離
できる。沈澱したＵのボール16は第１の容器１中の金属
を排出した後にＵの溶解度の大きい、例えば、Ｚｎ−Ｍ
ｇ合金を第１の容器１内に注入し、このＺｎ−Ｍｇ合金
によって溶解し、回収することができる。なお、第１種
の溶融塩８はＣａＣｌ2 のほかアルカリ金属（Ｌｉ，Ｎ
ａ，Ｒｂ，Ｃｓ，Ｆｒ）の塩化物、アルカリ土類金属
（Ｓｒ，Ｍｇ，Ｂａ）の塩化物の単塩または混合塩から
選択される。
Ｕの溶解度が小さくかつＦＰの溶解度が高い物質を選択
すれば、ＰｕをＵや他のＦＰと溶解度の差によって分離
できる。沈澱したＵのボール16は第１の容器１中の金属
を排出した後にＵの溶解度の大きい、例えば、Ｚｎ−Ｍ
ｇ合金を第１の容器１内に注入し、このＺｎ−Ｍｇ合金
によって溶解し、回収することができる。なお、第１種
の溶融塩８はＣａＣｌ2 のほかアルカリ金属（Ｌｉ，Ｎ
ａ，Ｒｂ，Ｃｓ，Ｆｒ）の塩化物、アルカリ土類金属
（Ｓｒ，Ｍｇ，Ｂａ）の塩化物の単塩または混合塩から
選択される。
【００１９】一方、図１において、分離されたＰｕなど
の超ウラン元素14を含む溶融合金３を第１の容器22と同
じ候補材料の中から選定された第２の容器28へ加圧装置
17で第１の容器22内の高純度アルゴンガス（またはヘリ
ウムガス）のカバーガスを加圧し移送する。このカバー
ガスはアルカリ金属等と不活性なガスが選択される。こ
の第２の容器28で、第２種の溶融塩５と第１の容器22か
ら導びかれたＣｕ−Ｍｇ溶融合金３を接触させる超ウラ
ン元素は優先的に抽出される。この第２種の溶融塩は塩
化ナトリウムと塩化カリウムの混合塩、塩化マグネシウ
ムの溶融塩またはアルカり金属元素（Ｌｉ，Ｎａ，Ｋ，
Ｒｂ，Ｃｓ，Ｆｒ）の塩化物またはアルカリ土類元素
（Ｃａ，Ｓｒ，Ｂａ）の塩化物の溶融塩に塩化マグネシ
ウムを加えた溶融塩の少なくとも一部材から成る溶融塩
から選択される。
の超ウラン元素14を含む溶融合金３を第１の容器22と同
じ候補材料の中から選定された第２の容器28へ加圧装置
17で第１の容器22内の高純度アルゴンガス（またはヘリ
ウムガス）のカバーガスを加圧し移送する。このカバー
ガスはアルカリ金属等と不活性なガスが選択される。こ
の第２の容器28で、第２種の溶融塩５と第１の容器22か
ら導びかれたＣｕ−Ｍｇ溶融合金３を接触させる超ウラ
ン元素は優先的に抽出される。この第２種の溶融塩は塩
化ナトリウムと塩化カリウムの混合塩、塩化マグネシウ
ムの溶融塩またはアルカり金属元素（Ｌｉ，Ｎａ，Ｋ，
Ｒｂ，Ｃｓ，Ｆｒ）の塩化物またはアルカリ土類元素
（Ｃａ，Ｓｒ，Ｂａ）の塩化物の溶融塩に塩化マグネシ
ウムを加えた溶融塩の少なくとも一部材から成る溶融塩
から選択される。
【００２０】この時、第１の容器22の候補材料の中で絶
縁性の高い酸化物、窒化物または、炭化物製セラミック
を材料とした第３の容器29中にＺｎ−Ｍｇ合金７を溶融
状態で保持し、支持金具12で第２種の溶融塩５の中に沈
めると、超ウラン元素は優先的にＺｎ−Ｍｇ合金７中に
抽出される。この抽出により、溶融塩５中の超ウラン元
素の濃度が減少するとＣｕ−Ｍｇ合金３に残っている超
ウラン元素が溶融塩５中に抽出され、Ｚｎ−Ｍｇ合金７
中へと連続的に移動し、攪拌翼35で攪拌していると第２
種の溶融塩５を移送することなく大部分の超ウラン元素
をＺｎ−Ｍｇ合金７中へ回収することができる。これら
の反応は 800℃程度の高温反応であるため反応速度が大
きく、処理量が大きくできる。
縁性の高い酸化物、窒化物または、炭化物製セラミック
を材料とした第３の容器29中にＺｎ−Ｍｇ合金７を溶融
状態で保持し、支持金具12で第２種の溶融塩５の中に沈
めると、超ウラン元素は優先的にＺｎ−Ｍｇ合金７中に
抽出される。この抽出により、溶融塩５中の超ウラン元
素の濃度が減少するとＣｕ−Ｍｇ合金３に残っている超
ウラン元素が溶融塩５中に抽出され、Ｚｎ−Ｍｇ合金７
中へと連続的に移動し、攪拌翼35で攪拌していると第２
種の溶融塩５を移送することなく大部分の超ウラン元素
をＺｎ−Ｍｇ合金７中へ回収することができる。これら
の反応は 800℃程度の高温反応であるため反応速度が大
きく、処理量が大きくできる。
【００２１】さらに、回収率を向上させるためには、第
２の容器28中のＣｕ−Ｍｇ合金３をアノード（＋）、Ｚ
ｎ−Ｍｇ合金をカソード（−）となるように電位差を加
えると超ウラン元素は電気化学的にＣｕ−Ｍｇ合金３か
ら溶融塩５を通じてＺｎ−Ｍｇ合金７中に移動させるこ
とができる。
２の容器28中のＣｕ−Ｍｇ合金３をアノード（＋）、Ｚ
ｎ−Ｍｇ合金をカソード（−）となるように電位差を加
えると超ウラン元素は電気化学的にＣｕ−Ｍｇ合金３か
ら溶融塩５を通じてＺｎ−Ｍｇ合金７中に移動させるこ
とができる。
【００２２】ここで第３の容器７を支持金具12で第２の
容器４からとり出し、高温低圧蒸留によってＺｎ−Ｍｇ
のみを蒸留除去すれば、超ウラン元素をＺｎ−Ｍｇから
分離して回収することができる。
容器４からとり出し、高温低圧蒸留によってＺｎ−Ｍｇ
のみを蒸留除去すれば、超ウラン元素をＺｎ−Ｍｇから
分離して回収することができる。
【００２３】なお、第３の容器７中のＺｎ−Ｍｇ合金７
を系外に配設された容器に導き超ウラン元素を抽出した
後に再び第３の容器７に戻すことによって循環させ、Ｚ
ｎ−Ｍｇ合金を連続的に回収する構成とすれば装置を停
止させることなく、連続的に超ウラン元素を回収するこ
とができる。
を系外に配設された容器に導き超ウラン元素を抽出した
後に再び第３の容器７に戻すことによって循環させ、Ｚ
ｎ−Ｍｇ合金を連続的に回収する構成とすれば装置を停
止させることなく、連続的に超ウラン元素を回収するこ
とができる。
【００２４】
【発明の効果】本発明によれば、使用済核燃料の再処理
を非常に簡素化することができる上、ピーレックス法の
様な有機溶媒を用いないので廃棄物を少なくすることが
できる。また、従来の高温化学法である塩輸送法に比べ
て溶融塩の移動をくり返すことなく、さらに電気化学的
プロセスも追加することにより超ウラン元素の回収率を
向上させることができる。
を非常に簡素化することができる上、ピーレックス法の
様な有機溶媒を用いないので廃棄物を少なくすることが
できる。また、従来の高温化学法である塩輸送法に比べ
て溶融塩の移動をくり返すことなく、さらに電気化学的
プロセスも追加することにより超ウラン元素の回収率を
向上させることができる。
【図１】本発明に係る使用済核燃料の再処理装置の縦断
面図。
面図。
【図２】使用済核燃料の再処理装置の従来例を示す縦断
面図。
面図。
１…使用済核燃料 ３…Ｃｕ−Ｍｇ合金 ５…第２種の溶融塩 ７…Ｚｎ−Ｍｇ合金 ８…第１種の溶融塩 11，30，33…回転駆
動装置 12…支持金具 13…還元剤 15，21，25，37…弁 17，36…加圧装置 20…投入器 22…第１の容器 23，31，34…軸 24，32，35…攪拌翼 26，38…加圧配管 27…移送管 28…第２の容器 29…第３の容器 39…陽電極 40…陰電極
動装置 12…支持金具 13…還元剤 15，21，25，37…弁 17，36…加圧装置 20…投入器 22…第１の容器 23，31，34…軸 24，32，35…攪拌翼 26，38…加圧配管 27…移送管 28…第２の容器 29…第３の容器 39…陽電極 40…陰電極
Claims (6)
- 【請求項１】 使用済核燃料が投入され還元剤からなる
第１種の溶融塩および超ウラン元素を溶解するＣｕ−Ｍ
ｇ溶融合金を保有する第１の容器と、Ｃｕ−Ｍｇ溶融合
金およびこの溶融塩中の超ウラン元素を塩化物として抽
出する第２種の溶融塩を保有する第２の容器と、第１の
容器内のＣｕ−Ｍｇ溶融合金層と第２の容器内のＣｕ−
Ｍｇ溶融合金層の各々に一端を開放し、双方向にＣｕ−
Ｍｇ溶融合金を移送させる移送管と、前記第２の容器内
に収容されこの第２の容器内の第２種の溶融塩から超ウ
ラン元素を抽出するＺｎ−Ｍｇ溶融合金を収容しかつ絶
縁性の高い材料から成る第３の容器と、この第３の容器
のＺｎ−Ｍｇ溶融合金中に延在された陰電極と、前記第
２の容器中のＣｕ−Ｍｇ溶融合金中に延在させた陽電極
とから成ることを特徴とする使用済核燃料の再処理装
置。 - 【請求項２】 前記第１から第３の容器はセラミックか
ら成り、このセラミックスはＭｇＯ，ＺｒＯ2 ，Ｙ2 Ｏ
3 ，ＢｅＯ，Ａｌ2 Ｏ3 ，ＡｌＮ，ＴｉＮ，ＴｉＣの少
なくとも一部材から成ることを特徴とする請求項１記載
の使用済核燃料の再処理装置。 - 【請求項３】 前記第１から第３の容器はタングステ
ン、モリブデン、タングステン−モリブデン合金、グラ
ファイトの少なくとも一部材から成り、グラファイトを
選択した場合は請求項２記載のセラミックスを表面に形
成して成ることを特徴とする請求項１記載の使用済核燃
料の再処理装置。 - 【請求項４】 前記第１種および第２種の溶融塩は、ア
ルカリ金属の塩化物またはアルカリ土金属の塩化物の単
塩または混合塩から成ることを特徴とする請求項１記載
の使用済核燃料の再処理装置。 - 【請求項５】 前記第１種の溶融塩は、ＣａＣｌ2 から
成り、前記第２種の溶融塩はＭｇＣｌ2 ，ＮａＣｌ−Ｋ
Ｃｌの少なくとも一部材から成ることを特徴とする請求
項４記載の使用済核燃料の再処理装置。 - 【請求項６】 前記第３の容器内のＺｎ−Ｍｇ合金は系
外と循環し、超ウラン元素を含むＺｎ−Ｍｇ合金を連続
的に回収して成ることを特徴とする請求項１記載の使用
済核燃料の再処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12482394A JPH07333389A (ja) | 1994-06-07 | 1994-06-07 | 使用済核燃料の再処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP12482394A JPH07333389A (ja) | 1994-06-07 | 1994-06-07 | 使用済核燃料の再処理装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07333389A true JPH07333389A (ja) | 1995-12-22 |
Family
ID=14894995
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP12482394A Pending JPH07333389A (ja) | 1994-06-07 | 1994-06-07 | 使用済核燃料の再処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07333389A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH09257985A (ja) * | 1996-03-27 | 1997-10-03 | Toshiba Corp | 使用済み燃料の再処理方法 |
| JP2000131489A (ja) * | 1998-10-29 | 2000-05-12 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の還元装置およびその還元方法 |
| JP2010197360A (ja) * | 2009-02-27 | 2010-09-09 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の処理方法、金属酸化物の処理方法及び処理装置 |
| GB2554068A (en) * | 2016-09-14 | 2018-03-28 | Richard Scott Ian | Simple reprocessing of nuclear fuel waste to produce reactor fuel |
| US10622112B2 (en) | 2016-03-16 | 2020-04-14 | Ian Richard Scott | Conversion of spent uranium oxide fuel into molten salt reactor fuel |
-
1994
- 1994-06-07 JP JP12482394A patent/JPH07333389A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH09257985A (ja) * | 1996-03-27 | 1997-10-03 | Toshiba Corp | 使用済み燃料の再処理方法 |
| JP2000131489A (ja) * | 1998-10-29 | 2000-05-12 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の還元装置およびその還元方法 |
| JP2010197360A (ja) * | 2009-02-27 | 2010-09-09 | Toshiba Corp | 使用済み酸化物燃料の処理方法、金属酸化物の処理方法及び処理装置 |
| US10622112B2 (en) | 2016-03-16 | 2020-04-14 | Ian Richard Scott | Conversion of spent uranium oxide fuel into molten salt reactor fuel |
| GB2554068A (en) * | 2016-09-14 | 2018-03-28 | Richard Scott Ian | Simple reprocessing of nuclear fuel waste to produce reactor fuel |
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