JPH0854493A - 使用済み燃料の再処理方法 - Google Patents

使用済み燃料の再処理方法

Info

Publication number
JPH0854493A
JPH0854493A JP19303294A JP19303294A JPH0854493A JP H0854493 A JPH0854493 A JP H0854493A JP 19303294 A JP19303294 A JP 19303294A JP 19303294 A JP19303294 A JP 19303294A JP H0854493 A JPH0854493 A JP H0854493A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
molten salt
uranium
spent
metal
reprocessing
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP19303294A
Other languages
English (en)
Other versions
JP3120002B2 (ja
Inventor
Yuichi Shoji
裕一 東海林
Koji Mizuguchi
浩司 水口
Tsuguyuki Kobayashi
嗣幸 小林
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP19303294A priority Critical patent/JP3120002B2/ja
Publication of JPH0854493A publication Critical patent/JPH0854493A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3120002B2 publication Critical patent/JP3120002B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】反応温度が低く、水溶液を用いず、溶融塩の移
動がなく、除染性能を高め、工程を簡素化する。 【構成】使用済み酸化物燃料1を金属リチウムを含むL
iClまたはLiCl−KCl溶融塩中に投入して 500
〜 800℃でウランと超ウラン元素を金属に還元4する。
溶融塩中で還元できない希土類核分裂生成物を相分離6
する。溶融塩中に生成した酸化リチウムは電解再生5に
より還元して金属リチウムにし、溶融塩を再使用する。
還元された金属リチウムは還元4の工程に戻され、再使
用する。相分離されたウランと超ウラン元素をLiCl
−KCl溶融塩中で 450〜 550℃の範囲で電解7して精
製する。電解7の工程においてウランと超ウラン元素に
付着した溶融塩とカドミウムを蒸留して除去する。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所から発生す
る使用済み酸化物燃料中の二酸化ウラン(UO2 )から
不要な核分裂生成物を分離し、かつ、使用済み酸化物燃
料中に含まれる長寿命半減期の放射性物質の大半を占め
る超ウラン元素(TRU)を分離・精製回収して、燃料
として再利用できるようにした使用済み燃料の再処理方
法に関する。
【0002】
【従来の技術】従来、原子力発電所から発生する使用済
み燃料を再処理して、原子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
知られている。この方法においては使用済み燃料は硝酸
溶液で溶解され、共除染,U−Pu分配,Pu精製,U
精製などの各工程を経て製品としてU,Puを回収する
プロセスである。
【0003】しかしながら、このプロセスによると、そ
れぞれの工程でU−Pu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だけ
でなく、抽出に用いる硝酸水溶液およびTBPは放射線
による分解などによる分解生成物が発生するため、廃棄
物処理工程が複雑で発生量が多くなる。
【0004】ピューレックス法以外にも高温化学法も研
究されている。例えば、米国アルゴンヌ国立研究所で開
発されている塩輸送法では酸化物燃料をカルシウム(C
a)によって還元し、超ウラン元素(TRU)を一旦C
u−Mgに移行させた後、MgCl2 溶融塩との分配平
衡を利用してMgCl2 に抽出し、これをさらにZn−
Mg合金と接触させ、TRUをZn−Mg合金へ移行さ
せ、蒸留によってTRUを分離するものである。
【0005】また、ウラン酸化物およびTRU酸化物を
還元する方法としては上記方法の他にリチウム(Li)
を還元剤として用いてプルトニウム酸化物を金属プルト
ニウムに還元する方法が知られている(US Patent 51
18343 参照)。
【0006】この方法は純粋なPuO2 をLiを用いて
還元してPu金属を得るものであり、ウランや多種類の
他の元素の酸化物を含んでない。また、反応温度が 750
℃であり、Puを融点以上としているため、液体で回収
している。さらに、Li2 Oの再生方法は1200℃で蒸留
し、再塩素化してLiClを得ている。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、従来の
方法によれば、Cu−MgからMgCl2 を介してZn
−Mgに移すという操作を少なくとも10回以上行うた
め、プロセスの処理に時間がかかり、しかも 800℃程度
の高温融体を移送するための高温配管が必要になるな
ど、操作条件が厳しいという課題がある。すなわち、塩
輸送法では反応温度が高く、Ca,Mg,ZnなどVに
よる材料腐食を受け易く、また希土類FPの除染が難し
い課題がある。
【0008】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、反応温度が低く、腐食作用の小さい金属リ
チウムを使用して水溶液を用いず、使用済み燃料中のT
RU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、希土類核分裂生成物成分と分離す
ることによって除染性能を高め、工程を非常に簡素化し
た使用済み燃料の再処理方法を提供することにある。
【0009】
【課題を解決するための手段】本発明は、ウランおよび
超ウラン元素の酸化物を含む使用済み酸化物燃料を解
体,せん断したのち、機械的に脱被覆または脱被覆する
ことなく、前記酸化物燃料を溶融塩中でウランと超ウラ
ン元素の金属に還元したのち、この還元されたウランと
超ウラン元素の金属と前記溶融塩とを相分離し、この相
分離されたウランと超ウラン元素の金属からウランを固
体陰極に、超ウラン元素をカドミウム陰極に電解法によ
って分離し、前記固体体陰極にウランとともに付着して
いる溶融塩と前記カドミウム陰極に析出しているウラン
と超ウラン元素を蒸留し付着している溶融塩とカドミウ
ムを除去することを特徴とする。
【0010】
【作用】使用済み酸化物燃料を解体し被覆管と分離させ
た後、使用済み酸化物燃料を金属リチウム(Li)を飽
和溶解度以上含むLiClまたはLiCl−KCl溶融
塩に投入し、反応温度 500〜 800℃で加熱すると、使用
済み酸化物燃料中の酸化ウランおよび超ウラン元素酸化
物をそれぞれ金属に還元する。金属リチウムで還元でき
ない希土類元素酸化物は酸化物または酸塩化物としたま
まの状態で、金属ウランおよび金属超ウラン元素を溶融
塩と分離する。
【0011】つぎに、これらの金属を金属製フィルター
バスケットに収納し、LiCl−KClの溶融塩中で 4
50〜 550℃の温度範囲で電解精製する。これによりウラ
ンを金属製の固体陰極に析出させ、溶融塩中の超ウラン
元素をウラン濃度と同等またはそれ以上の濃度に高め
る。その後、残りのウランおよび超ウラン元素を溶融カ
ドミウム陰極に析出回収する。これにより、使用済み酸
化物燃料中のウラン,超ウラン元素を他の核分裂性物質
と分離する。
【0012】つぎに、固体陰極に析出回収したウラン,
溶融カドミウム陰極に析出したウラン,超ウラン元素を
700〜1300℃で減圧蒸留し、付着している溶融塩、カド
ミウムを揮発除去した後、ウラン,超ウラン元素を1200
〜1400℃で溶融し、射出成型したのち、冷却して燃料ス
ラグを得る。
【0013】
【実施例】
(第1の実施例)図1から図6を参照しながら本発明に
係る使用済み燃料の再処理方法の第1の実施例を説明す
る。図1は本実施例を説明するための工程図であり、図
1によりまず全体の流れを概略的に説明する。すなわ
ち、本実施例での使用済み燃料としてはウラン,超ウラ
ン元素(TRU)の他に核分裂生成物(FP)であるア
ルカリ金属,アルカリ土類金属,希土類元素などが含ま
れ、燃料被覆管内に充填されている使用済み酸化物燃料
1を出発材料とする。
【0014】この使用済み酸化物燃料1を解体・せん断
(2)した後、機械的に脱被覆(3)する。つぎに、前
記酸化物燃料を溶融塩中で金属に還元(4)した後、こ
の還元された金属と前記溶融塩とを相分離(6)する。
【0015】この相分離(6)された金属からウラン,
TRUを電解(7)により陰極処理(8)して固体陰極
にU(13)を、カドミウム陰極にU,TRU(14)を析
出させて分離し回収する。
【0016】ここで、還元(4)において使用済み溶融
塩は電解再生(5)し、Liを還元(4)工程へフィー
ドバックして再使用する。固体陰極に析出したU(13)
と、カドミウム陰極に析出したU,TRU(14)は使用
する燃料の形態に合わせて金属燃料15,酸化物燃料16ま
たは窒化物燃料17に加工して再使用する。
【0017】すなわち、金属燃料15では射出成型9工程
を、酸化物燃料16では酸化10および燃料加工11工程を、
窒化物燃料17では窒化12および燃料加工11工程が施され
る。またU,TRU14ではCmの分離20およびCmフリ
ー金属21を経て前述した射出成型,酸化,窒化工程へと
接続する。
【0018】なお、使用済み酸化物燃料1に代る図1の
右上に示した高レベル廃液18を出発材料として脱硝・酸
化19し還元4工程へ戻す以降の工程については後述する
第3の実施例で説明するので、ここではその説明は省略
する。
【0019】図2は還元4工程での酸化物還元工程装置
を、図3は電解7工程と陰極処理8工程での電解精製工
程装置を示している。図21においては容器22内に溶融塩
23と還元剤24が充填されており、この溶融塩23内に還元
金属25が収納されたバスケット26が浸漬している。
【0020】このバスケット26には回転軸27が取着さ
れ、還元剤24の表面はアルゴンガス28で覆われている。
使用済み酸化物燃料1は容器22の上方から還元剤24の層
を通り抜けて溶融塩23中に投入される。
【0021】ここで、容器22は例えば低炭素鋼,ステン
レス鋼,タングステンなどの金属製るつぼ、またはマグ
ネシア(MgO),カルシア(CaO)などのセラミッ
クス製るつぼである。溶融塩23はLiClまたはLiC
lとKClとの溶融塩であり、還元剤24はLiであり、
使用済み酸化物燃料1は粉砕されたものである。
【0022】図3において、符号29は電解槽で、この電
解槽29内には溶融カドミウム30、および溶融塩23が充填
されており、溶融塩23中にバスケット26,固体陰極31お
よびカドミウム陰極32が浸漬され、溶融塩23の表面はア
ルゴンガス28により覆われている。カドミウム陰極32は
コンタクトリード33が接続している。
【0023】図2および図3におけるバスケット26の構
造を図4(a)(b)により説明する。なお、図4
(a)はバスケット26の側面図で、(b)は(a)の平
面図である。このバスケット26は全体が網目状胴体34の
金網で構成され、胴体34の底部に金属スクリーンフィル
タ35が取着され、胴体34の内部に邪魔板36およびインペ
ラ37が挿入され、インペラ36は回転軸に取着されてい
る。
【0024】このバスケット26の機能としては金網(メ
ッシュ)によるふるいで、固体の粒子をバスケット26内
に回収する作用を有している。金属スクリーンフィルタ
35は200メッシュ以下の目開きを有している。邪魔板36
は上下方向の撹拌を促進するもので、インペラ37は内部
に上下方向の流動を発生させるものである。
【0025】図では、溶融塩は上方から下方へ流れる
が、その際、微細な還元金属粒子は流動に従い、上部か
らバスケット26内に入り、下方に移動するが、金属スク
リーンフィルタ35の目開きが金属の粒径より細かいため
に粒子はバスケット26内にとどまり、溶融塩のみ通過す
る。溶融塩の流れはインペラ37の形状を変えることによ
り、下方から吸引し、上方へ逃がすこともできる。
【0026】ここで、反応系の温度を 500〜 800ん℃程
度に保持し、溶融塩23ゐ溶解させた状態で、還元剤24を
投入し十分溶融塩に溶解させる。反応系を均一に撹拌し
ながら、粉砕された酸化物燃料16を投入する。その際、
掻き反応(1),(2)により酸化物燃料中のUO2
PuO2 が還元剤24により還元されて金属の形態とな
る。
【0027】つぎに図5を用いてその作用を説明する。
縦軸は酸化物の生成自由エネルギーを示しており、絶対
値が大きいものほど、安定である。すなわち、CaOが
最も安定である。Li2 Oよりも上側にあるものは金属
Liにより還元されることをこの図は示している。よっ
て、次式の(イ),(ロ)で示すようにUO2 ,PuO
2 などはLiにより還元される。
【0028】しかしながら、Nd2 3 ,Ce2 3
ような希土類元素は還元されず、酸化物のまま存在する
と考えられる。よって、Liに還元剤を用いたならば、
U,TRUは金属となり、希土類元素は酸化物のままの
状態にしておくことが可能である。
【0029】還元されたこれらの金属は溶融塩中で表面
張力の影響で微粒子状になる。これらの粒子をメッシュ
フィルタ付きのスクリーンバスケット26で溶融塩23と分
離し、回収する。還元工程では反応式(イ),(ロ)に
示すように還元剤であるLiが酸化物から酸素原子を奪
い、自らがLi2 Oとなり溶融塩中に溶解する。
【0030】 UO2 +Li= U+Li2 O・・・・・(イ) PuO2 +Li=Pu+Li2 O・・・・・(ロ)
【0031】この反応式は平衡反応であるので、Li2
Oの濃度を飽和溶解度以下に押さえる必要がある。飽和
溶解度以上であると、(イ),(ロ)の平衡反応は左に
移り、金属U,Puの還元割合が減少する。このため、
予め飽和溶解度を求めておき、溶融塩と投入する酸化物
の量を調整し、Li2 Oの濃度を飽和溶解度以下に押さ
える操作を盛り込む。
【0032】また、Li2 Oは炭素電極を陽極,スチー
ルを陰極とした構成により、溶融塩中、 500〜 800℃で
還元して、Liを回収し、このLiを還元に再使用する
ものとする。
【0033】反応の原理は以下に示すようである。 Li2 O=2Li+ +O2-・・・・・(ハ) 2Li+ +2e-=2Li ・・・・・(ニ)陽極反応 O2-+C−2e-=CO2 ・・・・・(ホ)陰極反応
【0034】この結果、Li2 OはLiに還元されリサ
イクルされると同時に溶融塩からLi2 Oがなくなるの
で、溶融塩を再使用することも可能となり、廃棄物の発
生量が著しく低減される。
【0035】これらの操作が還元工程で行われる訳であ
るが、回収後、図3に示した溶融塩23を収納する電解槽
29に投入し、バスケット26を陽極,金属棒(例えば、鉄
の棒,ウランの棒など)を陰極として電解を行う。電解
の際の所定の電位に制御することにより、バスケット26
中の金属からUのみを陰極に析出回収する。
【0036】この後、電解槽29から取り出し、高温にし
て溶融塩23とU金属を溶融して比重差により分離回収ま
たは、溶融塩23を揮発除去し、Uと溶融塩23との分離を
行い、Uを射出成型工程へ送る。
【0037】残ったUとTRU金属はさらに例えば、金
属Cdなどを用いた液体金属Cd陰極で電位を制御する
ことにより、他のFP元素から液体金属Cd中に分離回
収する。これらは、Cdを蒸留工程で分離することによ
り、金属状態で回収した後、Uと同様に射出成型工程へ
送る。
【0038】また、図3中で回収された金属粒子の径が
小さく、バスケット26で溶融塩との分離回収が難しい場
合には、これらを一旦、耐熱性るつぼ、例えばBeO
(ベリリア)やイットリアなどをコーティングしたグラ
ファイト製るつぼに移し、1200℃程度に加熱し、Uと溶
融塩を溶融し、比重差で分離し、再び冷却し、2相にな
った固体を分離することも可能である。
【0039】Li還元と電解精製法を一体的に組み合わ
せた装置の構成を図6および図7により説明する。使用
済みの酸化物燃料は脱被覆後に粉末状態で還元槽38へ投
入し、バスケット26中に還元された金属粒子を回収す
る。生成したLi2 Oは溶融塩の流動によって塩再生槽
46へ運ばれ、ここで金属Liに還元される。
【0040】溶融塩中のLi2 O濃度が飽和濃度以下に
なるように還元槽38に付随して塩再生槽46を設け、常に
Li2 Oを再生する。この反応槽は処理速度を向上させ
るために半連続化しており、複数のバスケット26を有す
る。回収した還元金属25はバスケット26内に収納された
ままの状態で電解槽29に運ばれ、電解精製を行う。
【0041】図の構成はバスケット26を溶融金属(例え
ばCdが考えられる。)中に浸漬しU,TRUを溶解さ
せ、これに適当な酸化材(例えばCdCl2 )を加え
て、溶融塩中濃度を調整した後、電解を行うものであ
る。還元金属の粒径は微細なので、表面積が大きくとれ
溶解速度は非常に速い。
【0042】隔壁42は左右の溶融塩23が混じらないよう
に設けたものであるが、還元金属に付着しているLi2
Oの量が非常に少ない場合には取り外してもよい。ま
た、図3で説明したように、隔壁42のない状態でバスケ
ット26を溶融塩23に直接浸漬し、バスケット26を陽極と
して陽極溶解を行いながら固体陰極31にUを回収するこ
とができるのはもちろんである。
【0043】さらに、TRU金属をレーザー法により各
元素毎、さらには同位体毎に分離回収することにより利
用価値を高めるだけでなく、特に放射能濃度の高い元素
(同位体)の分離に有効である。特に、回収したTRU
中にはPuの他にAm,Cm,Npなどが含まれるが、
燃料として燃えにくいCmを選択的に分離することが可
能である。
【0044】これには原子レーザー法を用いる。レーザ
ー濃縮工程では、真空チャンバー内でるつぼに収納した
試料を電子銃で加熱,溶解させ、揮発したU原子を特定
波長のレーザーで励起(イオン化)し、電極上に還元し
て金属状態で析出、回収することにより、同位体元素か
ら目的の物質を回収する。
【0045】(第2の実施例)本第2の実施例は第1の
実施例において、図1に示す解体・せん断2の工程を経
たのち、脱被覆3の工程を行わず、被覆管が付着したま
まの状態で使用済みの酸化物燃料を出発材料としてバス
ケットに収納し、還元4の工程でLi還元を行うことに
ある。
【0046】すなわち、酸化物のLiとの反応を促進す
るために、反応面積を広くするのでせん断長さを2cm
以下に切断する。投入された酸化物は溶融塩に溶解して
いるLiの拡散速度が大きいために比較的速やかに反応
し、ペレットの形状のまま、U,TRU,貴金属などは
被覆管内部で金属となる。
【0047】つぎに、被覆管を入れたバスケットを溶融
塩の電解槽に投入するが、通常、被覆管には溶融塩が付
着しているので、Li2 Oなども混入している。そのま
ま電解工程の送ると、酸素イオンが含まれているので、
工程の効率を低下させることが予想される。
【0048】このため、一旦バスケットを溶融塩から引
上げ、回転数が 200rpm以上の高速回転により表面に
付着している溶融塩を遠心力で分離する。この場合、バ
スケットのメッシュの目開きは溶融塩が分離しやすいよ
うに 200メッシュ以下のものを用いることが望ましい。
【0049】分離後、バスケットを陽極,金属棒(例え
ば、鉄の棒,ウランの棒など)を陰極として前記第1の
実施例と同様にして電解を行い、U,TRUを陰極に析
出回収する。還元されずに残っていた、希土類元素など
は被覆管内部にとどまるので、バスケット毎回収し、廃
棄物とする。
【0050】Li還元−電解装置の構成を図8を用いて
説明する。せん断され被覆管に入ったままの使用済み酸
化物燃料1のせん断ピン2aはスクリーンバスケット26
に入れ、還元槽38で金属リチウム41により還元される。
生成したLi2 Oは同時に塩再生槽46で金属リチウム41
に再生されるのは先程の実施例と同様である。
【0051】還元後、バスケット26を電解槽29に移し、
バスケット26を陽極にして電解を行う。Uは固体陰極3
1、TRUはカドミウム陰極32に回収する。なお、この
装置も処理速度を向上させるために、複数のバスケット
26,固体陰極31,カドミウム陰極32を有する。
【0052】(第3の実施例)使用済み酸化物燃料を還
元して再処理する工程を上記実施例では行っているが、
出発材料を酸化物とすることにより、他の工程から発生
した物質よりU,TRUなどを回収することも可能であ
る。
【0053】すなわち、図1において、例えばピューレ
ックス法再処理では、U,Puを回収した後の廃液中に
Np,Am,CmといったTRUが含まれているが、高
レベル廃液18が発生する。
【0054】これは硝酸廃液として生成するものである
ので、マイクロ波などを使用し、酸素存在下で高温にし
硝酸を取り除く、脱硝・酸化19の工程で酸化物とするこ
とができる。このため、これを出発材料とし、上記第1
の実施例と同様にLiで還元することによりTRUと他
の元素を分離することができる。
【0055】(第4の実施例)本実施例では硝酸溶液を
用いる湿式法と組み合わせて使用することにある。本実
施例のフローシートを図9に示す。使用済み酸化物燃料
1を解体・せん断2した後、全量を硝酸溶解49する。こ
こではUは6価の状態でPuは4価で存在しており、例
えばUを電解還元で4価に所定量価数調整50し、シュウ
酸を添加しシュウ酸塩沈殿51を生じさせると、3価,4
価のイオンのみ選択的に沈殿させることができる。
【0056】このため、Uの量は価数調整50により制御
でき、U,Puの沈殿量を制御することが可能である。
遠心分離などの固液分離52により沈殿物53とろ液55に分
離する。不要な量のUは6価のままにしておき、アンモ
ニア添加により沈殿物53として別プロセスで回収する。
【0057】U,TRU,希土類元素などは沈殿物53と
して回収されるが、シュウ酸塩の沈殿物であるから、酸
素存在下で加熱しシュウ酸塩を分解することで酸化物に
容易に転換できる。
【0058】この酸化物を出発材料として用いることに
より、使用済み酸化物燃料からU,TRUを他の実施例
で述べた方法によりUO2 回収できる。なお、符号56は
U化合物、54,57は脱水・酸化、58はUO2 回収58の工
程を示している。
【0059】(第5の実施例)第1の実施例の工程で回
収したU,TRUの形態は金属であるので、本実施例で
は例えば酸化物燃料または窒化物燃料にする工程を示し
ている。図1において、陰極に回収したUおよびTRU
は付着している溶融塩、Cdを減圧蒸留により除去した
後、酸化性ガスと酸化10させ酸化物の粉末を得る。
【0060】溶融金属が反応性の乏しい場合には、水素
ガスにより水素化物を作り、脆くなる性質を利用して粉
体化したのち水素を温度を上げて放出させた後、酸化す
ると均質なものが得られる。得られた酸化物粉末は燃料
加工11工程でペレットなどに加工する。
【0061】なお、窒化物燃料にする場合では、図1に
おいて、陰極に回収したUおよびTRUの付着している
溶融塩、Cdを減圧蒸留により除去する際に窒素ガスを
導入することにより、窒化U,窒化Puなどが得られ
る。
【0062】また、もちろん金属のU,TRUを回収し
た後の窒化12の工程でもよい。さらに、電解7の工程で
U,TRUをCd陰極に回収する際に窒素ガスをCd陰
極に吹き込むことにより直接窒化U,窒化Puを得るこ
とも可能である。
【0063】
【発明の効果】本発明によれば、使用済み燃料を水溶液
を用いない高温冶金法によりUO2 ,PuO2 などのT
RU酸化物(固体)をU,TRUに還元し、金属の形態
で他の成分と分離し、さらに目的に応じて、射出成型工
程で金属燃料が得られる。
【0064】また、U,TRU金属を出発材料としてそ
れらを酸化することでUO2 ,TRU酸化物(固体)が
得られる。さらに、窒化物である窒化U,窒化Puなど
も窒素ガスと金属U,Puを反応させるか、または直接
電解工程で窒素ガスと金属U,Puで生成できるなど非
常に簡素化したプロセスを提供できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る使用済み燃料の再処理方法の第1
の実施例を示す工程図。
【図2】図1における酸化物還元工程を説明するための
概略断面図。
【図3】図1における電解精製工程を説明するための概
略断面図。
【図4】(a)は図2および図3におけるスクリーンバ
スケットを一部断面で示す側面図、(b)は(a)の平
面図。
【図5】図1における酸化物還元工程における酸化物生
成物の標準自由エネルギーと温度の関係を示す特性図。
【図6】図1における酸化物還元工程と電解精製工程と
を一体化した装置を概略的に示す縦断面図。
【図7】図6における上面図。
【図8】本発明に係る使用済み燃料の再処理方法の第2
の実施例における酸化物還元工程と電解精製工程とを一
体化した装置を概略的に示す縦断面図。
【図9】本発明に係る使用済み燃料の再処理方法の第4
の実施例の要部を示す工程図。
【符号の説明】
1…使用済み酸化物燃料、2…解体・せん断、3…脱被
覆、4…還元、5…電解再生、6…相分離、7…電解、
8…陰極処理、9…射出成型、10…酸化、11…燃料加
工、12…窒化、13…ウラン(u)、14…ウランと超ウラ
ン元素(U・TRU)、15…金属燃料、16…酸化物燃
料、17…窒化物燃料、18…高レベル廃液、19…脱硝・酸
化、20…Cmの分離、21…Cmフリー金属、22…容器、
23…溶融塩、24…還元剤、25…還元金属、26…バスケッ
ト、27…回転軸、28…アルゴンガス、29…電解槽、30…
溶融カドミウム、31…固体陰極、32…カドミウム陰極、
33…コンタクトリード、34…胴体、35…金属スクリーン
フィルタ、36…邪魔板、37…インペラ、38…還元槽、39
…陽極、40…陰極、41…金属リチウム、42…隔壁、43…
溶融金属、44…せき、45…電源、46…塩再生槽、47…ジ
ルコニアセンサ、48…絶縁板、49…硝酸溶解、50…価数
調整、51…シュウ酸塩沈殿、52…固液分離、53…沈殿
物、54,57…脱水酸化、55…ろ液、56…U化合物の沈
殿、58…UO2 回収。

Claims (14)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 ウランおよび超ウラン元素の酸化物を含
    む使用済み酸化物燃料を解体,せん断したのち、機械的
    に脱被覆または脱被覆することなく、前記酸化物燃料を
    溶融塩中でウランと超ウラン元素の金属に還元したの
    ち、この還元されたウランと超ウラン元素の金属と前記
    溶融塩とを相分離し、この相分離されたウランと超ウラ
    ン元素の金属からウランを固体陰極に、超ウラン元素を
    カドミウム陰極に電解法によって分離し、前記固体体陰
    極にウランとともに付着している溶融塩と前記カドミウ
    ム陰極に析出しているウランと超ウラン元素を蒸留し付
    着している溶融塩とカドミウムを除去することを特徴と
    する使用済み燃料の再処理方法。
  2. 【請求項2】 前記溶融塩はリチウムを飽和溶解度以上
    含むLiClまたはLiCl−KClからなることを特
    徴とする請求項1記載の使用済み燃料の再処理方法。
  3. 【請求項3】 前記溶融塩中での還元温度は 500〜 800
    ℃からなることを特徴とする請求項1記載の使用済み燃
    料の再処理方法。
  4. 【請求項4】 前記リチウムとウランおよび超ウラン元
    素の酸化物を反応させる際に生成するLi2 Oを前記溶
    融塩中濃度が飽和溶解度以下となるように前記酸化物燃
    料と前記溶融塩の量との比を予め調整することを特徴と
    する請求項1記載の使用済み燃料の再処理方法。
  5. 【請求項5】 前記リチウム(Li)とウランおよび超
    ウラン元素の酸化物を反応させた際に生成したLi2
    をリチウム還元したLiCl溶融塩中で反応容器を電解
    槽として炭素電極を陽極、スチールを陰極とした構成に
    より 500〜 700℃で電気分解し、リチウムを再生機能と
    して有するものをユニットとし、このユニットを複数個
    同一の容器中に収納し処理量を増大させることを特徴と
    する請求項1記載の使用済み酸化物燃料の再処理方法。
  6. 【請求項6】 前記使用済み酸化物燃料をリチウム(L
    i)によって 500〜800℃で還元する際、予め目開き 20
    0メッシュ以下の金属製フィルターバスケット内にせん
    断して、被覆管が付着したままの状態で使用済み燃料を
    収納し、前記バスケット内でリチウムと反応させた後、
    前記バスケットを溶融塩から引き上げて 200回転以上の
    回転数で回転させて、金属に還元されたウラン,超ウラ
    ン元素の表面に付着している溶融塩を遠心力で分離した
    のち、前記バスケットを電解精製工程において陽極とす
    ることを特徴とする請求項1記載の使用済み酸化物燃料
    の再処理方法。
  7. 【請求項7】 前記固体陰極に析出したウラン,前記溶
    融カドミウム陰極に析出したウラン,超ウラン元素を 7
    00〜1300℃で減圧蒸留し、付着している溶融塩,カドミ
    ウムを揮発除去した後、酸化性ガスと反応させ、酸化物
    に転換し酸化物燃料を得ることを特徴とする請求項1記
    載の使用済み燃料の再処理方法。
  8. 【請求項8】 前記固体陰極に析出したウランを 700〜
    1300℃で減圧蒸留する際に窒素ガスを導入し、ウランを
    窒化ウランの粉末として回収するとともに、LiCl−
    KClの溶融塩中で 450〜 550℃の温度範囲で電解精製
    し、ウランおよび超ウラン元素を溶融カドミウム陰極に
    析出回収する際に、窒素ガスを溶融カドミウム中に吹き
    込むことにより、ウランおよび超ウラン元素の窒化物を
    生成させることを特徴とする請求項1記載の使用済み燃
    料の再処理方法。
  9. 【請求項9】 前記溶融カドミウム陰極に析出したウラ
    ン,超ウラン元素を700〜1300℃で減圧蒸留し、付着し
    ている溶融塩,カドミウムを揮発除去した後、超ウラン
    元素を減圧状態で蒸発させ、その蒸気中にレーザー光を
    照射して、キュリウム,アメリシウムをウラン,プルト
    ニウム,ネプツニウムにより分離・回収することを特徴
    とする請求項1記載の使用済み燃料の再処理方法。
  10. 【請求項10】 前記使用済み酸化物燃料を解体後、燃
    料要素を被覆管ごと2cm以下の間隔で切断したものを、
    被覆管ごと前記バスケットに収納し、Liと反応させ被
    覆管の内部ある酸化物を金属に還元することを特徴とす
    る請求項1記載の使用済み酸化物燃料の再処理方法。
  11. 【請求項11】 前記バスケットを電解精製の際の陽極
    として使用することの代りに、前記バスケットを溶融カ
    ドミウムとLiCl−KClの溶融塩を入れ溶融塩をセ
    ラミクス隔壁での仕切った電解槽の溶融カドミウム部分
    を浸せきし、ウランと超ウラン元素をカドミウムで溶解
    させながら電解を行うことを特徴とする請求項1記載の
    使用済み酸化物燃料の再処理方法。
  12. 【請求項12】 前記バスケットは目開きが 200メッシ
    ュ以下の金網で形成され、かつ内部にポンプ作用を付与
    するインペラを有することを特徴とする請求項1記載の
    使用済み酸化物燃料の再処理方法。
  13. 【請求項13】 前記使用済み酸化物燃料の代りにピュ
    ーレックス法再処理施設から発生する高レベル廃液を脱
    硝し酸化させた酸化物粉末を用いることを特徴とする請
    求項1記載の使用済み燃料の再処理方法。
  14. 【請求項14】 前記使用済み酸化物燃料を硝酸で溶解
    後、溶解しているウランイオンの一部の価数をシュウ酸
    で処理して3価,4価としたのち、シュウ酸を添加し、
    U,TRUのシュウ酸塩沈殿を生じさせ、これを固液分
    離したのち、固形分を脱水・酸化処理し酸化物としたも
    のを出発材料として用いることを特徴とする請求項1記
    載の使用済み燃料の再処理方法。
JP19303294A 1994-08-17 1994-08-17 使用済み燃料の再処理方法 Expired - Lifetime JP3120002B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP19303294A JP3120002B2 (ja) 1994-08-17 1994-08-17 使用済み燃料の再処理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP19303294A JP3120002B2 (ja) 1994-08-17 1994-08-17 使用済み燃料の再処理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0854493A true JPH0854493A (ja) 1996-02-27
JP3120002B2 JP3120002B2 (ja) 2000-12-25

Family

ID=16301040

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP19303294A Expired - Lifetime JP3120002B2 (ja) 1994-08-17 1994-08-17 使用済み燃料の再処理方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP3120002B2 (ja)

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
KR100880731B1 (ko) * 2007-06-04 2009-02-02 한국원자력연구원 금속 우라늄의 연속식 전해 정련 장치
JP2013002855A (ja) * 2011-06-14 2013-01-07 Toshiba Corp 使用済み燃料再処理方法
JP2013122392A (ja) * 2011-12-09 2013-06-20 Toshiba Corp ウランの回収方法
JP2014139559A (ja) * 2012-09-13 2014-07-31 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 余剰プルトニウムから金属燃料を製造する方法
US8889073B2 (en) 2011-03-25 2014-11-18 Korea Atomic Energy Research Institute Apparatus for recovering residual salt from the reduced uranium metal
JP2016172882A (ja) * 2015-03-16 2016-09-29 株式会社東芝 希土類元素の分離回収方法および分離回収装置
KR20160114256A (ko) 2015-03-23 2016-10-05 한국원자력연구원 염과 카드뮴을 분리하기 위한 증류장치 및 이를 이용한 증류방법
KR20200001417A (ko) * 2018-06-27 2020-01-06 한국원자력연구원 염 유동식 사용후핵연료 환원 방법 및 환원 시스템
KR20200124523A (ko) 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 카드뮴 증류 장치 및 증류 방법
KR20210131029A (ko) 2020-04-23 2021-11-02 한국원자력연구원 액체 음극의 증류 장치 및 그 증류 방법

Cited By (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
KR100880731B1 (ko) * 2007-06-04 2009-02-02 한국원자력연구원 금속 우라늄의 연속식 전해 정련 장치
US8889073B2 (en) 2011-03-25 2014-11-18 Korea Atomic Energy Research Institute Apparatus for recovering residual salt from the reduced uranium metal
JP2013002855A (ja) * 2011-06-14 2013-01-07 Toshiba Corp 使用済み燃料再処理方法
JP2013122392A (ja) * 2011-12-09 2013-06-20 Toshiba Corp ウランの回収方法
JP2014139559A (ja) * 2012-09-13 2014-07-31 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 余剰プルトニウムから金属燃料を製造する方法
US10280527B2 (en) 2012-09-13 2019-05-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods of fabricating metallic fuel from surplus plutonium
JP2016172882A (ja) * 2015-03-16 2016-09-29 株式会社東芝 希土類元素の分離回収方法および分離回収装置
KR20160114256A (ko) 2015-03-23 2016-10-05 한국원자력연구원 염과 카드뮴을 분리하기 위한 증류장치 및 이를 이용한 증류방법
KR20200001417A (ko) * 2018-06-27 2020-01-06 한국원자력연구원 염 유동식 사용후핵연료 환원 방법 및 환원 시스템
KR20200124523A (ko) 2019-04-24 2020-11-03 한국원자력연구원 카드뮴 증류 장치 및 증류 방법
KR20210131029A (ko) 2020-04-23 2021-11-02 한국원자력연구원 액체 음극의 증류 장치 및 그 증류 방법

Also Published As

Publication number Publication date
JP3120002B2 (ja) 2000-12-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Laidler et al. Development of pyroprocessing technology
US4880506A (en) Electrorefining process and apparatus for recovery of uranium and a mixture of uranium and plutonium from spent fuels
JP4504247B2 (ja) マイナーアクチニドリサイクル方法
Mcpheeters et al. Application of the pyrochemical process to recycle of actinides from LWR spent fuel
EP0379565A4 (en) Process to separate transuranic elements from nuclear waste
Karell et al. Separation of actinides from LWR spent fuel using molten-salt-based electrochemical processes
JP3120002B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
US2951793A (en) Electrolysis of thorium and uranium
JP3940632B2 (ja) ジルコニウム廃棄物のリサイクルシステム
Zaikov et al. Research and Development of the pyrochemical processing for the mixed nitride uranium-plutonium fuel
JP7036928B2 (ja) 溶融塩化物中において使用済み窒化物核燃料を再処理する方法
JP3763980B2 (ja) 使用済み酸化物燃料の還元装置およびその還元方法
Shishkin et al. Electrochemical reduction of uranium dioxide in LiCl–Li2O melt
JP2000056075A (ja) 使用済み酸化物燃料のリサイクル方法
US6056865A (en) Dry chemical reprocessing method and dry chemical reprocessing apparatus for spent nuclear fuel
US6767444B1 (en) Method for processing spent (TRU, Zr)N fuel
JP3519557B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
JPH09257985A (ja) 使用済み燃料の再処理方法
Simpson Fundamentals of Spent Nuclear Fuel Pyroprocessing
JP2003521583A (ja) アメリシウムの電解精錬
JP2005315790A (ja) 使用済み酸化物燃料の再処理方法
JPH07333389A (ja) 使用済核燃料の再処理装置
JPH1010285A (ja) 核燃料の再処理方法
JP2941742B2 (ja) 使用済核燃料の乾式再処理方法
JPH07209483A (ja) 使用済み燃料の再処理方法

Legal Events

Date Code Title Description
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081013

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081013

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091013

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101013

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20111013

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20111013

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20121013

Year of fee payment: 12

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20131013

Year of fee payment: 13

EXPY Cancellation because of completion of term