JPH11118982A - 使用済み原子炉燃料の処理方法 - Google Patents
使用済み原子炉燃料の処理方法Info
- Publication number
- JPH11118982A JPH11118982A JP28583697A JP28583697A JPH11118982A JP H11118982 A JPH11118982 A JP H11118982A JP 28583697 A JP28583697 A JP 28583697A JP 28583697 A JP28583697 A JP 28583697A JP H11118982 A JPH11118982 A JP H11118982A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- uranium
- metal
- plutonium
- salt
- fuel
- 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.)
- Pending
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 32
- 238000003672 processing method Methods 0.000 title claims abstract description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 277
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 277
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 268
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims abstract description 231
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 208
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 142
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 118
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 110
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 110
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 109
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 98
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 98
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 98
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 98
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims abstract description 64
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 56
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 41
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims abstract description 36
- 229910001617 alkaline earth metal chloride Inorganic materials 0.000 claims abstract description 35
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 28
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 21
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 12
- 229910052784 alkaline earth metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 150000001342 alkaline earth metals Chemical class 0.000 claims abstract description 12
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 147
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 95
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 73
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 73
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 41
- 229910001514 alkali metal chloride Inorganic materials 0.000 claims description 40
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 claims description 27
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 claims description 21
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 claims description 21
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 19
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 19
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 17
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 17
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 claims description 17
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims description 16
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims description 16
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 14
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 12
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 12
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 claims description 11
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 claims description 10
- 238000004821 distillation Methods 0.000 claims description 10
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims description 10
- 238000001962 electrophoresis Methods 0.000 claims description 8
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 229910052797 bismuth Inorganic materials 0.000 claims description 7
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 239000011701 zinc Substances 0.000 claims description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- -1 plutonium ions Chemical class 0.000 claims description 6
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims description 4
- 230000005684 electric field Effects 0.000 claims description 4
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 3
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 claims description 3
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 3
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 claims description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 3
- 238000007781 pre-processing Methods 0.000 claims description 3
- 238000007654 immersion Methods 0.000 claims description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 claims description 2
- 230000001376 precipitating effect Effects 0.000 claims description 2
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 47
- 239000011133 lead Substances 0.000 claims 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 claims 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 claims 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 159
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 28
- 229910001510 metal chloride Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 52
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 32
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 22
- 229910000861 Mg alloy Inorganic materials 0.000 description 20
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 11
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 10
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 10
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N Dioxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- PWIYZSUHYKYDFF-UHFFFAOYSA-N [Cd].[Pu].[U] Chemical compound [Cd].[Pu].[U] PWIYZSUHYKYDFF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 229910001882 dioxygen Inorganic materials 0.000 description 8
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910001066 Pu alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 3
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical group [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N Chlorine Chemical compound ClCl KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 2
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QNJPYBOCFFOTGM-UHFFFAOYSA-J [Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Pu+4] Chemical compound [Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Pu+4] QNJPYBOCFFOTGM-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 1
- LNWRVSZGADIEJM-UHFFFAOYSA-D [Cl-].[Pu+4].[U+6].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-] Chemical compound [Cl-].[Pu+4].[U+6].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-] LNWRVSZGADIEJM-UHFFFAOYSA-D 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007664 blowing Methods 0.000 description 1
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001414 potassium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C25—ELECTROLYTIC OR ELECTROPHORETIC PROCESSES; APPARATUS THEREFOR
- C25C—PROCESSES FOR THE ELECTROLYTIC PRODUCTION, RECOVERY OR REFINING OF METALS; APPARATUS THEREFOR
- C25C3/00—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of melts
- C25C3/34—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of melts of metals not provided for in groups C25C3/02 - C25C3/32
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Electrochemistry (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Electrolytic Production Of Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成
分の同伴量を低減化して、金属核燃料成分の回収率を向
上できるとともに、被覆管等の成分の廃棄物量低減化も
図れる使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。 【解決手段】処理対象物をまず合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱することに
より合金被覆管を溶融分離させる被覆管等の溶融分離工
程２と、この溶融分離工程で合金被覆管または端栓が除
去された金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物からなる塩に浸漬して金属核燃料物質を溶解させる一
方、ウラン、ウランとプルトニウム、もしくはウランと
プルトニウムと超ウラン元素を析出させる溶融塩電界工
程５と、処理対象物を塩から取出して析出元素に付着し
ている塩化物またはアルカリ土類金属を、常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより蒸発させて分離する蒸発
分離工程６，９とを備える。
分の同伴量を低減化して、金属核燃料成分の回収率を向
上できるとともに、被覆管等の成分の廃棄物量低減化も
図れる使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。 【解決手段】処理対象物をまず合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱することに
より合金被覆管を溶融分離させる被覆管等の溶融分離工
程２と、この溶融分離工程で合金被覆管または端栓が除
去された金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物からなる塩に浸漬して金属核燃料物質を溶解させる一
方、ウラン、ウランとプルトニウム、もしくはウランと
プルトニウムと超ウラン元素を析出させる溶融塩電界工
程５と、処理対象物を塩から取出して析出元素に付着し
ている塩化物またはアルカリ土類金属を、常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより蒸発させて分離する蒸発
分離工程６，９とを備える。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、使用済み原子炉燃
料を処理してウラン、プルトニウム、超ウラン元素等を
回収する方法に係り、特に金属核燃料物質を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管で被覆
して両端部に合金製端栓を装着した原子炉燃料の使用済
みのものを処理する場合に好適な使用済み原子炉燃料の
処理方法に関する。
料を処理してウラン、プルトニウム、超ウラン元素等を
回収する方法に係り、特に金属核燃料物質を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管で被覆
して両端部に合金製端栓を装着した原子炉燃料の使用済
みのものを処理する場合に好適な使用済み原子炉燃料の
処理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】金属核燃料物質を、当該金属核燃料物質
よりも融点の低い金属の合金製被覆管で被覆して両端部
に合金製端栓を装着した原子炉燃料の使用済みのものを
処理する方法として従来、燃料の両端部を切断分離した
後、機械的に被覆管を除去して、金属核燃料物質部分の
みを硝酸に溶解し、溶媒抽出法によりウランとプルトニ
ウムを分離抽出し、溶液状態のウランとプルトニウムを
得る方法が知られている。
よりも融点の低い金属の合金製被覆管で被覆して両端部
に合金製端栓を装着した原子炉燃料の使用済みのものを
処理する方法として従来、燃料の両端部を切断分離した
後、機械的に被覆管を除去して、金属核燃料物質部分の
みを硝酸に溶解し、溶媒抽出法によりウランとプルトニ
ウムを分離抽出し、溶液状態のウランとプルトニウムを
得る方法が知られている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
た従来の方法で切断分離した燃料の両端部や、機械的に
除去した被覆管にも金属核燃料成分が付着しており、こ
れを廃棄物とすることは金属核燃料成分の回収率を低下
させる原因となる。
た従来の方法で切断分離した燃料の両端部や、機械的に
除去した被覆管にも金属核燃料成分が付着しており、こ
れを廃棄物とすることは金属核燃料成分の回収率を低下
させる原因となる。
【０００４】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成
分の同伴量を低減化して、金属核燃料成分の回収率を向
上できるとともに、被覆管等の成分の廃棄物量低減化も
図れる使用済み原子炉燃料の処理方法を提供することを
目的とする。
もので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成
分の同伴量を低減化して、金属核燃料成分の回収率を向
上できるとともに、被覆管等の成分の廃棄物量低減化も
図れる使用済み原子炉燃料の処理方法を提供することを
目的とする。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、請求項１の発明では、使用済み原子炉燃料から金
属核燃料物質であるウラン、プルトニウム、超ウラン元
素の少なくともいずれかを回収する方法であって、その
処理対象となる前記原子炉燃料が、前記金属核燃料物質
を当該金属核燃料物質よりも融点の低い金属からなる合
金製被覆管で被覆した構成であり、かつその両端部に同
じく融点の低い合金製端栓を装着したものであり、その
使用済み燃料のままで、または前処理工程として前記端
栓部分を切断除去した状態で処理する場合、もしくは燃
料成分が付着している切断後の前記端栓部分を処理する
場合において、前記処理対象物をまず前記合金製被覆管
の融点以上かつ前記金属核燃料物質の融点以下の温度で
加熱することにより前記合金被覆管または端栓を溶融さ
せて金属核燃料物質から分離させる被覆管等の溶融分離
工程と、この溶融分離工程で前記合金被覆管または端栓
が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金
属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の
混合物からなる塩に浸漬して陽極とするとともに、固体
の電極もしくは溶融金属の電極を陰極とし、これら電極
間に電流を供給することにより前記金属核燃料物質を前
記塩中に溶解させる一方、前記陰極にウラン、ウランと
プルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラ
ン元素を析出させる溶融塩電界工程と、処理対象物を前
記塩から取出して前記陰極への析出元素に付着している
塩化物またはアルカリ土類金属を、常圧もしくは減圧状
態で加熱することにより蒸発させて分離することによ
り、金属状態のウラン、ウランとプルトニウム、もしく
はウランとプルトニウムと超ウラン元素を回収する塩等
の蒸発分離工程とを備えることを特徴とする使用済み原
子炉燃料の処理方法を提供する。
めに、請求項１の発明では、使用済み原子炉燃料から金
属核燃料物質であるウラン、プルトニウム、超ウラン元
素の少なくともいずれかを回収する方法であって、その
処理対象となる前記原子炉燃料が、前記金属核燃料物質
を当該金属核燃料物質よりも融点の低い金属からなる合
金製被覆管で被覆した構成であり、かつその両端部に同
じく融点の低い合金製端栓を装着したものであり、その
使用済み燃料のままで、または前処理工程として前記端
栓部分を切断除去した状態で処理する場合、もしくは燃
料成分が付着している切断後の前記端栓部分を処理する
場合において、前記処理対象物をまず前記合金製被覆管
の融点以上かつ前記金属核燃料物質の融点以下の温度で
加熱することにより前記合金被覆管または端栓を溶融さ
せて金属核燃料物質から分離させる被覆管等の溶融分離
工程と、この溶融分離工程で前記合金被覆管または端栓
が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金
属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の
混合物からなる塩に浸漬して陽極とするとともに、固体
の電極もしくは溶融金属の電極を陰極とし、これら電極
間に電流を供給することにより前記金属核燃料物質を前
記塩中に溶解させる一方、前記陰極にウラン、ウランと
プルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラ
ン元素を析出させる溶融塩電界工程と、処理対象物を前
記塩から取出して前記陰極への析出元素に付着している
塩化物またはアルカリ土類金属を、常圧もしくは減圧状
態で加熱することにより蒸発させて分離することによ
り、金属状態のウラン、ウランとプルトニウム、もしく
はウランとプルトニウムと超ウラン元素を回収する塩等
の蒸発分離工程とを備えることを特徴とする使用済み原
子炉燃料の処理方法を提供する。
【０００６】請求項２の発明では、請求項１記載の使用
済み原子炉燃料の処理方法において、処理対象物の金属
核燃料物質の一部が酸化物である場合、被覆管等の溶融
分離工程の前に、前記処理対象物を溶融状態のアルカリ
金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者
の混合物からなる塩に浸漬し、この状態で、さらにアル
カリ金属またはアルカリ土類金属を加えることによって
前記金属核燃料物質の酸化物を金属に還元する酸化物還
元工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の
処理方法を提供する。
済み原子炉燃料の処理方法において、処理対象物の金属
核燃料物質の一部が酸化物である場合、被覆管等の溶融
分離工程の前に、前記処理対象物を溶融状態のアルカリ
金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者
の混合物からなる塩に浸漬し、この状態で、さらにアル
カリ金属またはアルカリ土類金属を加えることによって
前記金属核燃料物質の酸化物を金属に還元する酸化物還
元工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の
処理方法を提供する。
【０００７】請求項３の発明では、請求項１または２記
載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、塩等の蒸
発分離工程の後に、回収された金属状態のウラン、ウラ
ンとプルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超
ウラン元素を、酸化性ガスの雰囲気下で加熱することに
より、酸化ウラン、酸化ウランと酸化プルトニウム、も
しくは酸化ウランと酸化プルトニウムと酸化超ウラン元
素を得る酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原
子炉燃料の処理方法を提供する。
載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、塩等の蒸
発分離工程の後に、回収された金属状態のウラン、ウラ
ンとプルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超
ウラン元素を、酸化性ガスの雰囲気下で加熱することに
より、酸化ウラン、酸化ウランと酸化プルトニウム、も
しくは酸化ウランと酸化プルトニウムと酸化超ウラン元
素を得る酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原
子炉燃料の処理方法を提供する。
【０００８】請求項４の発明では、請求項１または２記
載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、合金製被
覆管の融点以上で金属核燃料物質の融点以下の温度で加
熱することにより、被覆管を溶融させて金属核燃料物質
から分離する際に、分離された被覆管の合金成分に核燃
料物質が同伴した場合、核燃料物質と合金成分の蒸気圧
の違いを利用して、常圧もしくは減圧状態で加熱するこ
とにより合金成分を蒸発させて分離することにより、合
金成分に同伴した核燃料物質を回収する合金成分の蒸発
分離工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料
の処理方法を提供する。
載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、合金製被
覆管の融点以上で金属核燃料物質の融点以下の温度で加
熱することにより、被覆管を溶融させて金属核燃料物質
から分離する際に、分離された被覆管の合金成分に核燃
料物質が同伴した場合、核燃料物質と合金成分の蒸気圧
の違いを利用して、常圧もしくは減圧状態で加熱するこ
とにより合金成分を蒸発させて分離することにより、合
金成分に同伴した核燃料物質を回収する合金成分の蒸発
分離工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料
の処理方法を提供する。
【０００９】請求項５の発明では、請求項１、２または
３記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、被覆
管等の溶融分離工程で使用され、ウラン、ウランとプル
トニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元
素を析出する陰極の材料として、ウランを選択的に回収
することができる鉄もしくはモリブデンを用い、または
低沸点で蒸留することにより回収でき、かつプルトニウ
ムと金属間化合物を作るカドミウム、亜鉛、ビスマス、
鉛またはアルミニウムを用いることを特徴とする使用済
み原子炉燃料の処理方法を提供する。
３記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、被覆
管等の溶融分離工程で使用され、ウラン、ウランとプル
トニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元
素を析出する陰極の材料として、ウランを選択的に回収
することができる鉄もしくはモリブデンを用い、または
低沸点で蒸留することにより回収でき、かつプルトニウ
ムと金属間化合物を作るカドミウム、亜鉛、ビスマス、
鉛またはアルミニウムを用いることを特徴とする使用済
み原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００１０】請求項６の発明では、使用済み原子炉燃料
から金属核燃料物質であるウラン、プルトニウム、超ウ
ラン元素の少なくともいずれかを回収する方法であっ
て、その処理対象となる前記原子炉燃料が、前記金属核
燃料物質を当該金属核燃料物質よりも融点の低い金属か
らなる合金製被覆管で被覆した構成であり、かつその両
端部に同じく融点の低い合金製端栓を装着したものであ
り、その使用済み燃料のままで、または前処理工程とし
て前記端栓部分を切断除去した状態で処理する場合、も
しくは燃料成分が付着している切断後の前記端栓部分を
処理する場合において、前記処理対象物をまず前記合金
製被覆管の融点以上かつ前記金属核燃料物質の融点以下
の温度で加熱することにより前記合金被覆管または端栓
を溶融させて金属核燃料物質から分離させる被覆管等の
溶融分離工程と、この溶融分離工程で前記合金被覆管ま
たは端栓が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のア
ルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしく
は両者の混合物からなる塩に浸漬して陽極とするととも
に、固体の電極もしくは溶融金属の電極を陰極とし、こ
れら電極間に電流を供給することにより前記金属核燃料
物質を前記塩中に溶解させる一方、前記陰極にウランを
析出させる溶融塩電界工程と、処理対象物を前記塩から
取出して前記陰極への析出元素に付着している塩化物
を、常圧もしくは減圧状態で加熱することにより蒸発さ
せて分離することによりウランを回収する塩蒸発分離工
程と、前記溶融塩電解工程で使用した塩を、リチウムが
溶解した溶融状態のカドミウムと接触させることによ
り、前記陽極の金属核燃料物質から前記塩に溶解したウ
ランとフル、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン
元素を、前記塩から溶融したカドミウム中に抽出してカ
ドミウムとの合金として回収するウラン・プルトニウム
等の抽出回収工程とを備えることを特徴とする使用済み
原子炉燃料の処理方法を提供する。
から金属核燃料物質であるウラン、プルトニウム、超ウ
ラン元素の少なくともいずれかを回収する方法であっ
て、その処理対象となる前記原子炉燃料が、前記金属核
燃料物質を当該金属核燃料物質よりも融点の低い金属か
らなる合金製被覆管で被覆した構成であり、かつその両
端部に同じく融点の低い合金製端栓を装着したものであ
り、その使用済み燃料のままで、または前処理工程とし
て前記端栓部分を切断除去した状態で処理する場合、も
しくは燃料成分が付着している切断後の前記端栓部分を
処理する場合において、前記処理対象物をまず前記合金
製被覆管の融点以上かつ前記金属核燃料物質の融点以下
の温度で加熱することにより前記合金被覆管または端栓
を溶融させて金属核燃料物質から分離させる被覆管等の
溶融分離工程と、この溶融分離工程で前記合金被覆管ま
たは端栓が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のア
ルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしく
は両者の混合物からなる塩に浸漬して陽極とするととも
に、固体の電極もしくは溶融金属の電極を陰極とし、こ
れら電極間に電流を供給することにより前記金属核燃料
物質を前記塩中に溶解させる一方、前記陰極にウランを
析出させる溶融塩電界工程と、処理対象物を前記塩から
取出して前記陰極への析出元素に付着している塩化物
を、常圧もしくは減圧状態で加熱することにより蒸発さ
せて分離することによりウランを回収する塩蒸発分離工
程と、前記溶融塩電解工程で使用した塩を、リチウムが
溶解した溶融状態のカドミウムと接触させることによ
り、前記陽極の金属核燃料物質から前記塩に溶解したウ
ランとフル、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン
元素を、前記塩から溶融したカドミウム中に抽出してカ
ドミウムとの合金として回収するウラン・プルトニウム
等の抽出回収工程とを備えることを特徴とする使用済み
原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００１１】請求項７の発明では、請求項６記載の使用
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてマグネシウムが溶解した溶融状態
のカドミウムを使用し、このマグネシウムが溶解したカ
ドミウムと塩を接触させることにより、陽極の金属核燃
料物質から前記塩に溶解したウランとプルトニウム、も
しくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩
から溶融したカドミウム中に抽出してカドミウムとの合
金として回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料
の処理方法を提供する。
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてマグネシウムが溶解した溶融状態
のカドミウムを使用し、このマグネシウムが溶解したカ
ドミウムと塩を接触させることにより、陽極の金属核燃
料物質から前記塩に溶解したウランとプルトニウム、も
しくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩
から溶融したカドミウム中に抽出してカドミウムとの合
金として回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料
の処理方法を提供する。
【００１２】請求項８の発明では、請求項６記載の使用
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてナトリウムが溶解した溶融状態の
カドミウムを使用し、このナトリウムが溶解したカドミ
ウムと塩を接触させることにより、陽極の金属核燃料物
質から前記塩に溶解したウランとプルトニウム、もしく
はウランとプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩から
溶融したカドミウム中に抽出してカドミウムとの合金と
して回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処
理方法を提供する。
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてナトリウムが溶解した溶融状態の
カドミウムを使用し、このナトリウムが溶解したカドミ
ウムと塩を接触させることにより、陽極の金属核燃料物
質から前記塩に溶解したウランとプルトニウム、もしく
はウランとプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩から
溶融したカドミウム中に抽出してカドミウムとの合金と
して回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処
理方法を提供する。
【００１３】請求項９の発明では、請求項６記載の使用
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてウランが溶解した溶融状態のカド
ミウムを使用し、このウランが溶解したカドミウムと塩
を接触させることにより、陽極の金属核燃料物質から前
記塩に溶解したウランとプルトニウム、もしくはウラン
とプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩から溶融した
カドミウム中に抽出してカドミウムとの合金として回収
することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法を
提供する。
済み原子炉燃料の処理方法において、抽出回収工程で
は、リチウムに代えてウランが溶解した溶融状態のカド
ミウムを使用し、このウランが溶解したカドミウムと塩
を接触させることにより、陽極の金属核燃料物質から前
記塩に溶解したウランとプルトニウム、もしくはウラン
とプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩から溶融した
カドミウム中に抽出してカドミウムとの合金として回収
することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法を
提供する。
【００１４】請求項１０の発明では、請求項６から９ま
でのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法に
おいて、処理対象物の金属核燃料物質の一部が酸化物で
ある場合、被覆管等の溶融分離工程の前に、前記処理対
象物を溶融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土
類金属塩化物もしくは両者の混合物からなる塩に浸漬
し、この状態で、さらにアルカリ金属またはアルカリ土
類金属を加えることによって前記金属核燃料物質の酸化
物を金属に還元する酸化物還元工程を備えることを特徴
とする使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
でのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法に
おいて、処理対象物の金属核燃料物質の一部が酸化物で
ある場合、被覆管等の溶融分離工程の前に、前記処理対
象物を溶融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土
類金属塩化物もしくは両者の混合物からなる塩に浸漬
し、この状態で、さらにアルカリ金属またはアルカリ土
類金属を加えることによって前記金属核燃料物質の酸化
物を金属に還元する酸化物還元工程を備えることを特徴
とする使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００１５】請求項１１の発明では、請求項１から３ま
でのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法に
おいて、被覆管等の溶融分離工程の後に、この工程で被
覆管等が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のアル
カリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは
両者の混合物に浸漬し、この状態でマグネシウム、ナト
リウム、もしくはウランが溶解した溶融状態のカドミウ
ムと接触させることにより、前記金属核燃料物質から溶
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物に溶解したウランとプルトニ
ウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素
を、溶融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類
金属塩化物もしくは両者の混合物から溶融したカドミウ
ム中に抽出させて、カドミウムとの合金として回収する
ウラン・プルトニウム抽出回収工程を備えることを特徴
とする使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
でのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法に
おいて、被覆管等の溶融分離工程の後に、この工程で被
覆管等が除去された金属核燃料物質を、溶融状態のアル
カリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは
両者の混合物に浸漬し、この状態でマグネシウム、ナト
リウム、もしくはウランが溶解した溶融状態のカドミウ
ムと接触させることにより、前記金属核燃料物質から溶
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物に溶解したウランとプルトニ
ウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素
を、溶融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類
金属塩化物もしくは両者の混合物から溶融したカドミウ
ム中に抽出させて、カドミウムとの合金として回収する
ウラン・プルトニウム抽出回収工程を備えることを特徴
とする使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００１６】請求項１２の発明では、請求項６記載の使
用済み原子炉燃料の処理方法において、使用済み塩を処
理する抽出工程に代えて、使用済み塩中に、陰極とセラ
ミックス製の粉を詰めた分離管を接続した陽極を浸漬
し、両電極に電流を供給することにより泳動を起こさせ
て、ウランとプルトニウムイオン、もしくはウランとプ
ルトニウムと超ウラン元素のイオンを陽極に設置した分
離管に濃縮させて回収した後、前記分離管を取出して、
その分離管中に酸化性ガスを吹込むことにより、ウラン
とプルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウ
ラン元素を酸化物の沈殿として回収電気泳動工程および
ウラン・プルトニウム酸化工程を備えることを特徴とす
る使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
用済み原子炉燃料の処理方法において、使用済み塩を処
理する抽出工程に代えて、使用済み塩中に、陰極とセラ
ミックス製の粉を詰めた分離管を接続した陽極を浸漬
し、両電極に電流を供給することにより泳動を起こさせ
て、ウランとプルトニウムイオン、もしくはウランとプ
ルトニウムと超ウラン元素のイオンを陽極に設置した分
離管に濃縮させて回収した後、前記分離管を取出して、
その分離管中に酸化性ガスを吹込むことにより、ウラン
とプルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウ
ラン元素を酸化物の沈殿として回収電気泳動工程および
ウラン・プルトニウム酸化工程を備えることを特徴とす
る使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００１７】請求項１３の発明では、請求項６から１０
までのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法
において、回収されたカドミウム合金を、常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムだけを蒸発
させてウランとプルトニウム、もしくはウランとプルト
ニウムと超ウラン元素から分離除去することにより、金
属状態のウランとプルトニウム、もしくはウランとプル
トニウムと超ウラン元素を回収するカドミウム蒸留分離
工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処
理方法を提供する。
までのいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法
において、回収されたカドミウム合金を、常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムだけを蒸発
させてウランとプルトニウム、もしくはウランとプルト
ニウムと超ウラン元素から分離除去することにより、金
属状態のウランとプルトニウム、もしくはウランとプル
トニウムと超ウラン元素を回収するカドミウム蒸留分離
工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処
理方法を提供する。
【００１８】請求項１４の発明では、請求項６、７、
８、９、１０または１３のいずれかに記載の使用済み原
子炉燃料の処理方法において、合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱することに
より、前記合金製被覆管を溶融させて前記金属核燃料物
質から分離する被覆分離工程の後に、分離された前記合
金製被覆管の合金成分に核燃料物質が同伴した場合、核
燃料物質と合金成分の蒸気圧の違いを利用して、常圧も
しくは減圧状態で加熱して合金成分を蒸発させて分離す
ることにより、合金成分に同伴した核燃料物質を回収す
る蒸発分離工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
８、９、１０または１３のいずれかに記載の使用済み原
子炉燃料の処理方法において、合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱することに
より、前記合金製被覆管を溶融させて前記金属核燃料物
質から分離する被覆分離工程の後に、分離された前記合
金製被覆管の合金成分に核燃料物質が同伴した場合、核
燃料物質と合金成分の蒸気圧の違いを利用して、常圧も
しくは減圧状態で加熱して合金成分を蒸発させて分離す
ることにより、合金成分に同伴した核燃料物質を回収す
る蒸発分離工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
【００１９】請求項１５の発明では、請求項１３記載の
使用済み原子炉燃料の処理方法において、カドミウム蒸
留分離工程で回収された金属状態のウランとプルトニウ
ム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を、
酸化性ガスの雰囲気下で加熱することにより、酸化ウラ
ンと酸化プルトニウム、もしくは酸化ウランと酸化プル
トニウムと酸化超ウラン元素を得るウラン・プルトニウ
ム等の酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
使用済み原子炉燃料の処理方法において、カドミウム蒸
留分離工程で回収された金属状態のウランとプルトニウ
ム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を、
酸化性ガスの雰囲気下で加熱することにより、酸化ウラ
ンと酸化プルトニウム、もしくは酸化ウランと酸化プル
トニウムと酸化超ウラン元素を得るウラン・プルトニウ
ム等の酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
【００２０】請求項１６の発明では、請求項１、３また
は４に記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、
被覆管が除去された金属核燃料物質を溶融状態のカドミ
ウム、ビスマス、鉛、亜鉛その他の金属に浸漬して、溶
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類塩化物
もしくは両者の混合物に浸漬した状態で、前記溶融状態
の金属を陽極とし、固体の電極もしくは溶融状態の金属
の電極を陰極として電流を供給することにより、前記金
属核燃料物質を溶融状態の塩中に溶解させるとともに、
陰極にウラン、ウランとプルトニウム、もしくはウラン
とプルトニウムと超ウラン元素を回収することを特徴と
する使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
は４に記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、
被覆管が除去された金属核燃料物質を溶融状態のカドミ
ウム、ビスマス、鉛、亜鉛その他の金属に浸漬して、溶
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類塩化物
もしくは両者の混合物に浸漬した状態で、前記溶融状態
の金属を陽極とし、固体の電極もしくは溶融状態の金属
の電極を陰極として電流を供給することにより、前記金
属核燃料物質を溶融状態の塩中に溶解させるとともに、
陰極にウラン、ウランとプルトニウム、もしくはウラン
とプルトニウムと超ウラン元素を回収することを特徴と
する使用済み原子炉燃料の処理方法を提供する。
【００２１】請求項１７の発明では、請求項６、７、
８、９、１３、１４または１５に記載の使用済み原子炉
燃料の処理方法において、被覆管が除去された金属核燃
料物質を溶融状態のカドミウム、ビスマス、鉛、亜鉛そ
の他の金属に浸漬して、溶融状態のアルカリ金属塩化物
またはアルカリ土類塩化物もしくは両者の混合物に浸漬
した状態で、前記溶融状態の金属を陽極とし、固体の電
極を陰極として電流を流すことにより、金属核燃料物質
の溶融状態の塩中に溶解させるとともに、陰極にウラン
を回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理
方法を提供する。
８、９、１３、１４または１５に記載の使用済み原子炉
燃料の処理方法において、被覆管が除去された金属核燃
料物質を溶融状態のカドミウム、ビスマス、鉛、亜鉛そ
の他の金属に浸漬して、溶融状態のアルカリ金属塩化物
またはアルカリ土類塩化物もしくは両者の混合物に浸漬
した状態で、前記溶融状態の金属を陽極とし、固体の電
極を陰極として電流を流すことにより、金属核燃料物質
の溶融状態の塩中に溶解させるとともに、陰極にウラン
を回収することを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理
方法を提供する。
【００２２】請求項１８の発明では、請求項４または１
４に記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、蒸
発分離工程で回収された被覆管の合金成分に同伴した使
用済み金属核燃料物質を、酸化性ガスの雰囲気下で加熱
することにより、燃料物質酸化物として回収する金属燃
料物質酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
４に記載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、蒸
発分離工程で回収された被覆管の合金成分に同伴した使
用済み金属核燃料物質を、酸化性ガスの雰囲気下で加熱
することにより、燃料物質酸化物として回収する金属燃
料物質酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原子
炉燃料の処理方法を提供する。
【００２３】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態について
図面を参照して説明する。
図面を参照して説明する。
【００２４】第１実施形態（図１，図２，図３） 図１は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートであり、図２および図３は図１に
おける溶融塩電解工程の概念を示す説明図である。
を示すフローチャートであり、図２および図３は図１に
おける溶融塩電解工程の概念を示す説明図である。
【００２５】本実施形態の方法で処理する使用済み原子
炉燃料は、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
炉燃料は、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
【００２６】本実施形態では図１に示すように、上記の
形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉燃
料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管
の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属
ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の
場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱すること
により、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使
用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管
成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃料
物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉燃
料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管
の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属
ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の
場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱すること
により、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使
用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管
成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃料
物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００２７】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００２８】次に、図３に示すように、新たな陰極とし
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【００２９】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
【００３０】一方、液体陰極析出物８には液体陰極２４
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩２１や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極
析出物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を
回収する。
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩２１や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極
析出物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を
回収する。
【００３１】本実施形態によれば、使用済み原子炉燃料
１の両端部や被覆管を機械的に除去することなく、燃料
全体に亘って処理を行うので、廃棄物となる被覆管等の
成分への金属核燃料成分の同伴を低減化することがで
き、回収率の向上および廃棄物の低減化が図れる。
１の両端部や被覆管を機械的に除去することなく、燃料
全体に亘って処理を行うので、廃棄物となる被覆管等の
成分への金属核燃料成分の同伴を低減化することがで
き、回収率の向上および廃棄物の低減化が図れる。
【００３２】第２実施形態（図４，図２，図３） 図４は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【００３３】本実施形態では、前述した第１実施形態に
おける被覆管分離工程２の前段で酸化物還元工程を行
う。即ち、本実施形態の処理対象は、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
おける被覆管分離工程２の前段で酸化物還元工程を行
う。即ち、本実施形態の処理対象は、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
【００３４】詳述すると、図４に示すように、酸化した
使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０に
おいて処理する。この酸化物還元工程７０では、図２ま
たは図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納容器
２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸化し
た使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、
溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウム）また
はアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加えること
により反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元
される。酸化物還元工程７０において得られる金属核燃
料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質よりも融点
の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム合金）が
被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸化物還元
工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被覆管溶融
分離工程２において、合金製被覆管の融点以上かつ金属
核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料にマグネ
シウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例えば６５
０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合金被覆管
および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属燃料物質
３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合金成分イ
ンゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、溶融塩電
解工程５で電解処理する。
使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０に
おいて処理する。この酸化物還元工程７０では、図２ま
たは図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納容器
２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸化し
た使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、
溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウム）また
はアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加えること
により反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元
される。酸化物還元工程７０において得られる金属核燃
料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質よりも融点
の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム合金）が
被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸化物還元
工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被覆管溶融
分離工程２において、合金製被覆管の融点以上かつ金属
核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料にマグネ
シウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例えば６５
０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合金被覆管
および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属燃料物質
３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合金成分イ
ンゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、溶融塩電
解工程５で電解処理する。
【００３５】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００３６】次に、図３に示すように、新たな陰極とし
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【００３７】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図４に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図４に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
【００３８】一方、液体陰極析出物８には液体陰極２４
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出
物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を回収
する。
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出
物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を回収
する。
【００３９】本実施形態によっても、前記第１実施形態
と同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を
機械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行
うので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成
分の同伴を低減化することができ、回収率の向上および
廃棄物の低減化が図れる。
と同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を
機械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行
うので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成
分の同伴を低減化することができ、回収率の向上および
廃棄物の低減化が図れる。
【００４０】第３実施形態（図５） 本実施形態は、前述した第１実施形態で得られた金属ウ
ラン７およびウラン・プルトニウム３４にさらに酸化工
程を加える方法である。
ラン７およびウラン・プルトニウム３４にさらに酸化工
程を加える方法である。
【００４１】図５は本実施形態による使用済み原子炉燃
料の処理方法を示すフローチャートであり、図１と同一
の工程部分については説明を省略する。
料の処理方法を示すフローチャートであり、図１と同一
の工程部分については説明を省略する。
【００４２】塩蒸発分離工程６で得られた金属ウラン７
をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例えば不活
性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水蒸気と
の混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気との混合
ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化させ、これ
により酸化ウラン３３を得る。
をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例えば不活
性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水蒸気と
の混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気との混合
ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化させ、これ
により酸化ウラン３３を得る。
【００４３】また、第１実施形態で説明した方法で得ら
れた金属ウラン・プルトニウム１０は、ウラン・プルト
ニウム酸化工程３４で、酸化性ガス３５（例えば不活性
ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水蒸気との
混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気との混合ガ
ス）の雰囲気下で加熱することにより酸化させ、これに
より酸化ウラン・プルトニウム３６を得る。
れた金属ウラン・プルトニウム１０は、ウラン・プルト
ニウム酸化工程３４で、酸化性ガス３５（例えば不活性
ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水蒸気との
混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気との混合ガ
ス）の雰囲気下で加熱することにより酸化させ、これに
より酸化ウラン・プルトニウム３６を得る。
【００４４】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【００４５】第４実施形態（図６） 図６は本実施形態の使用済み原子炉燃料の処理方法を示
すフローチャートである。
すフローチャートである。
【００４６】本実施形態では、第１実施形態で説明した
方法において、被覆管溶融分離工程２で使用済み金属燃
料成分から分離された被覆管成分インゴット４１が、燃
料物質の付着したものであった場合、蒸発分離工程４２
において、常圧もしくは減圧状態で加熱（例えば被覆管
がマグネシウム合金の場合は、常圧で９００〜１２００
℃程度、１ｋＰａ程度の減圧状態で６００〜８００℃程
度）することにより被覆管成分を蒸発させて分離し、被
覆管成分インゴット（燃料物質付着）から、使用済み金
属燃料成分４３を回収する。一方、分離した被覆管成分
は、被覆管成分インゴット４４として回収する。
方法において、被覆管溶融分離工程２で使用済み金属燃
料成分から分離された被覆管成分インゴット４１が、燃
料物質の付着したものであった場合、蒸発分離工程４２
において、常圧もしくは減圧状態で加熱（例えば被覆管
がマグネシウム合金の場合は、常圧で９００〜１２００
℃程度、１ｋＰａ程度の減圧状態で６００〜８００℃程
度）することにより被覆管成分を蒸発させて分離し、被
覆管成分インゴット（燃料物質付着）から、使用済み金
属燃料成分４３を回収する。一方、分離した被覆管成分
は、被覆管成分インゴット４４として回収する。
【００４７】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【００４８】第５実施形態（図１，図２，図３） 本実施形態の方法で処理する使用済み原子炉燃料も、金
属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム
合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装着したもので
ある。
属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム
合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装着したもので
ある。
【００４９】本実施形態では図１に示した第１実施形態
と同様に、原子炉において使用された後の使用済み原子
炉燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被
覆管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度
（金属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した
燃料の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱す
ることにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離
し、使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金
被覆管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金
属燃料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
と同様に、原子炉において使用された後の使用済み原子
炉燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被
覆管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度
（金属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した
燃料の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱す
ることにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離
し、使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金
被覆管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金
属燃料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００５０】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００５１】次に、図３に示すように、新たな陰極とし
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【００５２】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
【００５３】前記固体陰極２２はアルカリ金属塩化物ま
たはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物中で
塩化物と反応せず、また、塩化物が分解してカリウムイ
オンが析出し、もしくは塩素ガスが発生する反応を起こ
させにくい性質のある材料である鉄、もしくはモリブデ
ンであることが重要である。固体陰極析出物５には塩２
１の一部が付着するので、塩蒸発分離工程６で常圧もし
くは減圧状態で加熱することにより、塩を蒸発させて固
体陰極析出物から分離して金属ウラン７を得る。
たはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物中で
塩化物と反応せず、また、塩化物が分解してカリウムイ
オンが析出し、もしくは塩素ガスが発生する反応を起こ
させにくい性質のある材料である鉄、もしくはモリブデ
ンであることが重要である。固体陰極析出物５には塩２
１の一部が付着するので、塩蒸発分離工程６で常圧もし
くは減圧状態で加熱することにより、塩を蒸発させて固
体陰極析出物から分離して金属ウラン７を得る。
【００５４】一方、前記液体陰極２４は、操作温度が５
００℃以上でウランおよびプルトニウムを析出して回収
することのできる液体金属で、かつ蒸留することにより
ウランおよびプルトニウムと分離できる沸点の低い材料
であることが重要である。
００℃以上でウランおよびプルトニウムを析出して回収
することのできる液体金属で、かつ蒸留することにより
ウランおよびプルトニウムと分離できる沸点の低い材料
であることが重要である。
【００５５】さらに、プルトニウムと液体陰極２４の構
成材料である液体は金属間化合物を形成して活量を低下
させることのできるカドミウム、亜鉛、ビスマス、鉛、
アルミニウムであることが重要である。
成材料である液体は金属間化合物を形成して活量を低下
させることのできるカドミウム、亜鉛、ビスマス、鉛、
アルミニウムであることが重要である。
【００５６】液体陰極析出物８には液体陰極２４の成分
である金属（例えばカドミウム）が共存した状態であ
り、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離工
程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、塩
や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出物
から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
である金属（例えばカドミウム）が共存した状態であ
り、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離工
程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、塩
や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出物
から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
【００５７】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【００５８】第６実施形態（図７，図２） 図７は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【００５９】本実施形態の方法で処理する使用済み原子
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
【００６０】本実施形態では図７に示すように、上記の
形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉燃
料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管
の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属
ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の
場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱すること
により、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使
用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管
成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃料
物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉燃
料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管
の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属
ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の
場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱すること
により、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使
用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管
成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃料
物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００６１】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００６２】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図７に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図７に示すように、塩蒸発分離
工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、金属
ウラン７を回収する。
【００６３】一方、固体の電極２２による固体陰極析出
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
【００６４】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【００６５】第７実施形態（図８，図２，図３） 図８は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【００６６】本実施形態では、前述した第６実施形態に
おける被覆管分離工程２の前段で酸化物還元工程を行
う。即ち、本実施形態の処理対象は、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
おける被覆管分離工程２の前段で酸化物還元工程を行
う。即ち、本実施形態の処理対象は、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
【００６７】詳述すると、図８に示すように、酸化した
使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０に
おいて処理する。この酸化物還元工程７０では、図２ま
たは図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納容器
２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸化し
た使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、
溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウム）また
はアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加えること
により反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元
される。
使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０に
おいて処理する。この酸化物還元工程７０では、図２ま
たは図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納容器
２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸化し
た使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、
溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウム）また
はアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加えること
により反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元
される。
【００６８】この後は、前述した第６実施形態と同様の
処理を行い、金属ウラン７および金属ウラン・プルトニ
ウム・カドミウム合金５２を得る。
処理を行い、金属ウラン７および金属ウラン・プルトニ
ウム・カドミウム合金５２を得る。
【００６９】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
【００７０】第８実施形態（図９） 図９は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【００７１】本実施形態でも、被覆管分離工程２の前段
で酸化物還元工程を行う。即ち、本実施形態の処理対象
も、金属核燃料物質（例：ウラン）の一部または全部が
酸化した使用済み原子炉燃料である。
で酸化物還元工程を行う。即ち、本実施形態の処理対象
も、金属核燃料物質（例：ウラン）の一部または全部が
酸化した使用済み原子炉燃料である。
【００７２】図９に示すように、酸化した使用済み原子
炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０において処理す
る。この酸化物還元工程７０では、図２または図３に示
した塩２１を使用する。つまり、収納容器２０に、アル
カリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは
両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状態にした塩２
１を収容しておき、この塩２１に、酸化した使用済み原
子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、溶融状態の塩
２１にアルカリ金属（例：リチウム）またはアルカリ土
類金属（例：マグネシウム）を加えることにより、反応
が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元される。
炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程７０において処理す
る。この酸化物還元工程７０では、図２または図３に示
した塩２１を使用する。つまり、収納容器２０に、アル
カリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは
両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状態にした塩２
１を収容しておき、この塩２１に、酸化した使用済み原
子炉燃料１ａを浸漬する。この後さらに、溶融状態の塩
２１にアルカリ金属（例：リチウム）またはアルカリ土
類金属（例：マグネシウム）を加えることにより、反応
が行われ、核燃料物質の酸化物が金属に還元される。
【００７３】この後、酸化物が還元された原子炉燃料１
ａを、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管の
融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウ
ラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場
合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱することに
より、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用
済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成
分４は合金成分インゴットとする。
ａを、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管の
融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウ
ラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場
合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱することに
より、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用
済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成
分４は合金成分インゴットとする。
【００７４】一方、使用済み金属燃料物質３にはウラン
とプルトニウムが含まれている。そこで、ウラン・プル
トニウム抽出回収工程５１において、溶融状態の金属抽
出剤（例えばリチウム、マグネシウム、ナトリウムある
いはウランが溶解しているカドミウム）と接触させ、溶
融カドミウム中に抽出してウラン・プルトニウム・カド
ミウム合金５２を得る。
とプルトニウムが含まれている。そこで、ウラン・プル
トニウム抽出回収工程５１において、溶融状態の金属抽
出剤（例えばリチウム、マグネシウム、ナトリウムある
いはウランが溶解しているカドミウム）と接触させ、溶
融カドミウム中に抽出してウラン・プルトニウム・カド
ミウム合金５２を得る。
【００７５】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１ａの両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
【００７６】第９実施形態（図１０，図１１，図２，図
３） 図１０は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方
法を示すフローチャートである。
３） 図１０は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方
法を示すフローチャートである。
【００７７】本実施形態の処理対象も、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
【００７８】本実施形態では、図１０に示すように、酸
化した使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程
７０において処理する。この酸化物還元工程７０では、
図２または図３に示した塩２１を使用する。つまり、収
納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類
金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して
溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、
酸化した使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さ
らに、溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウ
ム）またはアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加
えることにより反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金
属に還元される。酸化物還元工程７０において得られる
金属核燃料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム
合金）が被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸
化物還元工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被
覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料
にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例
えば６５０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合
金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属
燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合
金成分インゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、
溶融塩電解工程５で電解処理する。
化した使用済み原子炉燃料１ａを、まず酸化物還元工程
７０において処理する。この酸化物還元工程７０では、
図２または図３に示した塩２１を使用する。つまり、収
納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類
金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して
溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、
酸化した使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この後さ
らに、溶融状態の塩２１にアルカリ金属（例：リチウ
ム）またはアルカリ土類金属（例：マグネシウム）を加
えることにより反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金
属に還元される。酸化物還元工程７０において得られる
金属核燃料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム
合金）が被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸
化物還元工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被
覆管溶融分離工程２において、合金製被覆管の融点以上
かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料
にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例
えば６５０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合
金被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属
燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合
金成分インゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、
溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００７９】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００８０】次に、図３に示すように、新たな陰極とし
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【００８１】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１０に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１０に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
【００８２】また、塩蒸発分離工程６で得られた金属ウ
ラン７をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例え
ば不活性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水
蒸気との混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気と
の混合ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化さ
せ、これにより酸化ウラン３３を得る。
ラン７をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例え
ば不活性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水
蒸気との混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気と
の混合ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化さ
せ、これにより酸化ウラン３３を得る。
【００８３】一方、固体の電極２２による固体陰極析出
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極として使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
している。そこで、まずこれらのウラン・プルトニウム
を使用済み塩５０から電気泳動工程５８においてウラン
・プルトニウム塩化物６２として回収する。図１１は、
この電気泳動工程５８の処理状態を示す説明図である。
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極として使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
している。そこで、まずこれらのウラン・プルトニウム
を使用済み塩５０から電気泳動工程５８においてウラン
・プルトニウム塩化物６２として回収する。図１１は、
この電気泳動工程５８の処理状態を示す説明図である。
【００８４】図１１に示すように、収納容器２０ａに溶
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類塩化物
もしくは両者の混合物である使用済み塩５０を収容し、
この中に、アルミナなどのセラミックスの粉を詰めたガ
ラスもしくはセラミックス製の分離管５９を接続した黒
鉛等の陽極６０と、黒鉛製の陰極６１とを浸漬する。
融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類塩化物
もしくは両者の混合物である使用済み塩５０を収容し、
この中に、アルミナなどのセラミックスの粉を詰めたガ
ラスもしくはセラミックス製の分離管５９を接続した黒
鉛等の陽極６０と、黒鉛製の陰極６１とを浸漬する。
【００８５】これら陽極６０と陰極６１との間に所定の
電流を供給することにより使用済み塩５０中で泳動を起
こさせて、価数の大きいウランイオンおよびプルトニウ
ムイオンを塩化物として分離管５９内に濃縮させて回収
する。
電流を供給することにより使用済み塩５０中で泳動を起
こさせて、価数の大きいウランイオンおよびプルトニウ
ムイオンを塩化物として分離管５９内に濃縮させて回収
する。
【００８６】この後、分離管５９を使用済み塩５０から
取出す。取出した分離管５９には、ウランイオンおよび
プルトニウムイオンが高濃度で含まれているので、図１
０に示すように、ウラン・プルトニウム酸化工程３４に
おいて分離管５９中に酸素ガスもしくは酸素ガスと塩素
ガスの混合ガス等の酸化性ガス３５を吹き込み、酸化ウ
ラン・プルトニウム３６を得る。
取出す。取出した分離管５９には、ウランイオンおよび
プルトニウムイオンが高濃度で含まれているので、図１
０に示すように、ウラン・プルトニウム酸化工程３４に
おいて分離管５９中に酸素ガスもしくは酸素ガスと塩素
ガスの混合ガス等の酸化性ガス３５を吹き込み、酸化ウ
ラン・プルトニウム３６を得る。
【００８７】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【００８８】第１０実施形態（図１２，図２） 図１２は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方
法を示すフローチャートである。
法を示すフローチャートである。
【００８９】本実施形態の方法で処理する使用済み原子
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
【００９０】本実施形態では図１２に示すように、上記
の形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉
燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆
管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金
属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料
の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱するこ
とにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、
使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆
管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃
料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
の形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉
燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆
管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金
属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料
の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱するこ
とにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、
使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆
管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃
料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００９１】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【００９２】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１２に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１２に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
【００９３】一方、固体の電極２２による固体陰極析出
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
【００９４】このウラン・プルトニウム・カドミウム合
金５２を、カドミウム蒸留分離工程５３で常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムを蒸発させ
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２から分離
して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
金５２を、カドミウム蒸留分離工程５３で常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムを蒸発させ
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２から分離
して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
【００９５】前記実施形態によっても、前記各実施形態
と同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
と同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機
械的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行う
ので、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分
の同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃
棄物の低減化が図れる。
【００９６】第１１実施形態（図１３，図２） 図１３は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方
法を示すフローチャートである。
法を示すフローチャートである。
【００９７】本実施形態の方法で処理する使用済み原子
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
炉燃料も、金属核燃料物質（例：ウラン）を、当該金属
核燃料物質よりも融点の低い金属の合金製被覆管（例：
マグネシウム合金）で被覆し、両端部に合金製端栓を装
着したものである。
【００９８】本実施形態では図１３に示すように、上記
の形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉
燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆
管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金
属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料
の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱するこ
とにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、
使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆
管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃
料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
の形態で原子炉において使用された後の使用済み原子炉
燃料１を、被覆管溶融分離工程２において、合金製被覆
管の融点以上かつ金属核燃料物質の融点以下の温度（金
属ウラン燃料にマグネシウム合金被覆管を被覆した燃料
の場合は、例えば６５０℃〜１０００℃）で加熱するこ
とにより、合金被覆管および端栓を溶融させて分離し、
使用済み金属燃料物質３を得る一方、分離した合金被覆
管成分４は合金成分インゴットとする。使用済み金属燃
料物質３は、溶融塩電解工程５で電解処理する。
【００９９】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１００】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１３に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１３に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
【０１０１】一方、固体の電極２２による固体陰極析出
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
【０１０２】また、被覆管溶融分離工程２で使用済み金
属燃料成分から分離された被覆管成分インゴット４１が
燃料物質が付着したものであった場合、蒸発分離工程４
２において、常圧もしくは減圧状態で加熱（例えば、被
覆管がマグネシウム合金の場合は、常圧で９００〜１２
００℃程度、１ｋＰａ程度の減圧状態で６００〜８００
℃程度）することにより被覆管成分を蒸発させて分離
し、被覆管成分インゴット（燃料物質付着）４１から、
使用済み金属燃料成分４３を回収する。また、分離した
被覆管成分は、被覆管成分インゴット４４として回収す
る。
属燃料成分から分離された被覆管成分インゴット４１が
燃料物質が付着したものであった場合、蒸発分離工程４
２において、常圧もしくは減圧状態で加熱（例えば、被
覆管がマグネシウム合金の場合は、常圧で９００〜１２
００℃程度、１ｋＰａ程度の減圧状態で６００〜８００
℃程度）することにより被覆管成分を蒸発させて分離
し、被覆管成分インゴット（燃料物質付着）４１から、
使用済み金属燃料成分４３を回収する。また、分離した
被覆管成分は、被覆管成分インゴット４４として回収す
る。
【０１０３】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【０１０４】第１２実施形態（図１４，図２，図３） 図１４は本実施形態による使用済み原子炉燃料の処理方
法を示すフローチャートである。
法を示すフローチャートである。
【０１０５】本実施形態の処理対象は、金属核燃料物質
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
（例：ウラン）の一部または全部が酸化した使用済み原
子炉燃料である。
【０１０６】本実施形態では、図１４に示すように、酸
化した使用済み原子炉燃料１を、まず酸化物還元工程７
０において処理する。この酸化物還元工程７０では、図
２または図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納
容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金
属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶
融状態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸
化した使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この浸漬に
より、溶融状態の塩２１に含まれているアルカリ金属
（例：リチウム）またはアルカリ土類金属（例：マグネ
シウム）との反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属
に還元される。酸化物還元工程７０において得られる金
属核燃料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質より
も融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム合
金）が被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸化
物還元工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被覆
管溶融分離工程２において、合金製被覆管の融点以上か
つ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料に
マグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例え
ば６５０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合金
被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属燃
料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合金
成分インゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、溶
融塩電解工程５で電解処理する。
化した使用済み原子炉燃料１を、まず酸化物還元工程７
０において処理する。この酸化物還元工程７０では、図
２または図３に示した塩２１を使用する。つまり、収納
容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金
属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶
融状態にした塩２１を収容しておき、この塩２１に、酸
化した使用済み原子炉燃料１ａを浸漬する。この浸漬に
より、溶融状態の塩２１に含まれているアルカリ金属
（例：リチウム）またはアルカリ土類金属（例：マグネ
シウム）との反応が行われ、核燃料物質の酸化物が金属
に還元される。酸化物還元工程７０において得られる金
属核燃料物質（例：ウラン）には、金属核燃料物質より
も融点の低い金属の合金製被覆管（例：マグネシウム合
金）が被覆されている。そこで、本実施形態でも、酸化
物還元工程７０を経て使用済み原子炉燃料１ａを、被覆
管溶融分離工程２において、合金製被覆管の融点以上か
つ金属核燃料物質の融点以下の温度（金属ウラン燃料に
マグネシウム合金被覆管を被覆した燃料の場合は、例え
ば６５０℃〜１０００℃）で加熱することにより、合金
被覆管および端栓を溶融させて分離し、使用済み金属燃
料物質３を得る一方、分離した合金被覆管成分４は合金
成分インゴットとする。使用済み金属燃料物質３は、溶
融塩電解工程５で電解処理する。
【０１０７】この溶融塩電解工程５では、図２に示すよ
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
うに、収納容器２０に、アルカリ金属塩化物またはアル
カリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物を融点以上に
加熱して溶融状態にした塩２１を収容しておき、この塩
２１に使用済み金属燃料物質３を浸漬して陽極とする。
また、塩２１には固体の電極（例：炭素鋼）２２を浸漬
して陰極とする。これらの電極に電源２５から電流を供
給することにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態
の塩２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固
体陰極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定
の電流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した
固体陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１０８】次に、図３に示すように、新たな陰極とし
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
て、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）か
らなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬し、
電源２５から電流を供給することにより、液体陰極２４
に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８を析
出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３ととも
に液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１０９】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、図１４に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、図１４に示すように、塩蒸発分
離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱することによ
り、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１から分離し、
金属ウラン７を回収する。
【０１１０】また、塩蒸発分離工程６で得られた金属ウ
ラン７をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例え
ば不活性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水
蒸気との混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気と
の混合ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化さ
せ、これにより酸化ウラン３３を得る。
ラン７をウラン酸化工程３１で、酸化性ガス３２（例え
ば不活性ガスと酸素ガスとの混合ガス、不活性ガスと水
蒸気との混合ガス、または空気もしくは空気と水蒸気と
の混合ガス）の雰囲気下で加熱することにより酸化さ
せ、これにより酸化ウラン３３を得る。
【０１１１】一方、固体の電極２２による固体陰極析出
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
物の回収後の収納容器２０に収納されたアルカリ金属塩
化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合
物である使用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属
燃料物質３から溶け出したウランとプルトニウムが存在
しているので、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１
において、溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マ
グネシウム、ナトリウムあるいはウランが溶解している
カドミウム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出し
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
【０１１２】このウラン・プルトニウム・カドミウム合
金５２を、カドミウム蒸留分離工程５３で常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムを蒸発させ
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２から分離
して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
金５２を、カドミウム蒸留分離工程５３で常圧もしくは
減圧状態で加熱することにより、カドミウムを蒸発させ
てウラン・プルトニウム・カドミウム合金５２から分離
して金属ウラン・プルトニウム１０を得る。
【０１１３】この得られた金属ウラン・プルトニウム１
０をウラン・プルトニウム酸化工程３４で、酸化性ガス
３５（例えば不活性ガスと酸素ガスの混合ガスもしくは
不活性ガスと水蒸気の混合ガスもしくは空気もしくは空
気と水蒸気の混合ガス）の雰囲気下で加熱することによ
り、酸化して酸化ウラン・プルトニウム３６を得る。
０をウラン・プルトニウム酸化工程３４で、酸化性ガス
３５（例えば不活性ガスと酸素ガスの混合ガスもしくは
不活性ガスと水蒸気の混合ガスもしくは空気もしくは空
気と水蒸気の混合ガス）の雰囲気下で加熱することによ
り、酸化して酸化ウラン・プルトニウム３６を得る。
【０１１４】第１３実施形態（図１５，図１６，図１） 図１５および図１６は、本実施形態の使用済み原子炉燃
料の処理方法における溶融塩電解工程の概念を示す説明
図である。
料の処理方法における溶融塩電解工程の概念を示す説明
図である。
【０１１５】本実施形態では、前述した第１実施形態で
説明した方法において、溶融塩電解工程５を次のように
行う。すなわち使用済み金属燃料物質３を溶融塩電解工
程５で処理する場合、まず図１５に示すように、収納容
器２０にアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておく。
説明した方法において、溶融塩電解工程５を次のように
行う。すなわち使用済み金属燃料物質３を溶融塩電解工
程５で処理する場合、まず図１５に示すように、収納容
器２０にアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩
化物もしくは両者の混合物を融点以上に加熱して溶融状
態にした塩２１を収容しておく。
【０１１６】そして、陽極用るつぼ５４に収納した溶融
状態の金属（例：カドミウム）に使用済み金属燃料物質
３を浸漬した液体の金属からなる液体陽極５５とする一
方、固体の電極（例えば炭素鋼）２２を陰極として、塩
２１に浸漬する。
状態の金属（例：カドミウム）に使用済み金属燃料物質
３を浸漬した液体の金属からなる液体陽極５５とする一
方、固体の電極（例えば炭素鋼）２２を陰極として、塩
２１に浸漬する。
【０１１７】これらの電極に電源２５から電流を供給す
ることにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態の塩
２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固体陰
極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定の電
流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した固体
陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
ることにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態の塩
２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固体陰
極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定の電
流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した固体
陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１１８】次に、図１６に示すように、新たな陰極と
して、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）
からなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬
し、電源２５から電流を供給することにより、液体陰極
２４に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８
を析出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３と
ともに液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
して、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）
からなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬
し、電源２５から電流を供給することにより、液体陰極
２４に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８
を析出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３と
ともに液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１１９】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、第１実施形態の図１に示したよ
うに、塩蒸発分離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱
することにより、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１
から分離し、金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、第１実施形態の図１に示したよ
うに、塩蒸発分離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱
することにより、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１
から分離し、金属ウラン７を回収する。
【０１２０】一方、液体陰極析出物８には液体陰極２４
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出
物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を回収
する。
の成分である金属（例：カドミウム）が共存した状態で
あり、塩２１の一部も付着するので、塩・Ｃｄ蒸発分離
工程９で常圧もしくは減圧状態で加熱することにより、
塩や液体陰極２４の成分金属を蒸発させて液体陰極析出
物８から分離して金属ウラン・プルトニウム１０を回収
する。
【０１２１】本実施形態によっても、使用済み原子炉燃
料の両端部や被覆管を機械的に除去することなく、燃料
全体に亘って処理を行うので、廃棄物となる被覆管等の
成分への金属核燃料成分の同伴を低減化することがで
き、回収率の向上および廃棄物の低減化が図れる。
料の両端部や被覆管を機械的に除去することなく、燃料
全体に亘って処理を行うので、廃棄物となる被覆管等の
成分への金属核燃料成分の同伴を低減化することがで
き、回収率の向上および廃棄物の低減化が図れる。
【０１２２】第１４実施形態（図１５，図７） 本実施形態では、前述した第６実施形態で説明した方法
において、溶融塩電解工程５を次のように行う。すなわ
ち使用済み金属燃料物質３は溶融塩電解工程５におい
て、図１５に示すように、収納容器２０にアルカリ金属
塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混
合物を融点以上に加熱して溶融状態にした塩２１を収容
しておく。
において、溶融塩電解工程５を次のように行う。すなわ
ち使用済み金属燃料物質３は溶融塩電解工程５におい
て、図１５に示すように、収納容器２０にアルカリ金属
塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混
合物を融点以上に加熱して溶融状態にした塩２１を収容
しておく。
【０１２３】そして、陽極用るつぼ５４に収納した溶融
状態の金属（例：カドミウム）に使用済み金属燃料物質
３を浸漬した液体の金属からなる液体陽極５５とする一
方、固体の電極（例えば炭素鋼）２２を陰極として、塩
２１に浸漬する。
状態の金属（例：カドミウム）に使用済み金属燃料物質
３を浸漬した液体の金属からなる液体陽極５５とする一
方、固体の電極（例えば炭素鋼）２２を陰極として、塩
２１に浸漬する。
【０１２４】これらの電極に電源２５から電流を供給す
ることにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態の塩
２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固体陰
極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定の電
流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した固体
陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
ることにより、使用済み金属燃料物質３を溶融状態の塩
２１内に溶解させるとともに、固体の電極２２に固体陰
極析出物（金属ウラン）１０１を析出させる。所定の電
流を供給した後、固体陰極析出物１０１が析出した固体
陰極２２を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１２５】次に、図１６に示すように、新たな陰極と
して、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）
からなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬
し、電源２５から電流を供給することにより、液体陰極
２４に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８
を析出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３と
ともに液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
して、るつぼ２３に溶融状態の金属（例：カドミウム）
からなる液体陰極２４を収容したものを塩２１に浸漬
し、電源２５から電流を供給することにより、液体陰極
２４に液体陰極析出物（金属ウラン、プルトニウム）８
を析出させる。所定の電流を供給した後、るつぼ２３と
ともに液体陰極２４を溶融状態の塩２１から取出す。
【０１２６】前述した固体陰極析出物１０１には塩２１
の一部が付着するので、第６実施形態の図７に示したよ
うに、塩蒸発分離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱
することにより、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１
から分離し、金属ウラン７を回収する。
の一部が付着するので、第６実施形態の図７に示したよ
うに、塩蒸発分離工程６で常圧もしくは減圧状態で加熱
することにより、塩を蒸発させて固体陰極析出物１０１
から分離し、金属ウラン７を回収する。
【０１２７】一方、固体陰極析出物１０１の回収後の使
用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属燃料物質３
から溶け出したウランとプルトニウムが存在しているの
で、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１において、
溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マグネシウ
ム、ナトリウムあるいはウランが溶解しているカドミウ
ム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出してウラン
・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
用済み塩５０には、陽極とした使用済み金属燃料物質３
から溶け出したウランとプルトニウムが存在しているの
で、ウラン・プルトニウム抽出回収工程５１において、
溶融状態の金属抽出剤（例えばリチウム、マグネシウ
ム、ナトリウムあるいはウランが溶解しているカドミウ
ム）と接触させて、溶融カドミウム中に抽出してウラン
・プルトニウム・カドミウム合金５２を得る。
【０１２８】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【０１２９】第１５実施形態（図１７） 図１７は、本実施形態の使用済み原子炉燃料の処理方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【０１３０】本実施形態は、前述した第４実施形態で説
明した方法で得られた使用済み金属燃料物質４３を、金
属燃料物質酸化工程５６で、酸化性ガス３５（例えば不
活性ガスと酸素ガスの混合ガス、不活性ガスと水蒸気の
混合ガス、もしくは空気もしくは空気と水蒸気の混合ガ
ス）の雰囲気下で加熱することにより、酸化させて燃料
物質酸化物５７を得る。
明した方法で得られた使用済み金属燃料物質４３を、金
属燃料物質酸化工程５６で、酸化性ガス３５（例えば不
活性ガスと酸素ガスの混合ガス、不活性ガスと水蒸気の
混合ガス、もしくは空気もしくは空気と水蒸気の混合ガ
ス）の雰囲気下で加熱することにより、酸化させて燃料
物質酸化物５７を得る。
【０１３１】本実施形態によっても、前記各実施形態と
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
同様に、使用済み原子炉燃料１の両端部や被覆管を機械
的に除去することなく、燃料全体に亘って処理を行うの
で、廃棄物となる被覆管等の成分への金属核燃料成分の
同伴を低減化することができ、回収率の向上および廃棄
物の低減化が図れる。
【０１３２】なお、以上の各実施形態においては、金属
核燃料物質（例えばウラン）に、当該金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例えばマグネシウ
ム合金）を被覆するとともに、両端部に合金製端栓を装
着した原子炉用燃料を原子炉で使用した後の使用済み燃
料を処理する方法について説明したが、使用済み燃料全
体を処理するのではなく、従来の再処理方法において機
械的に除去していた両端部や被覆管に付着した燃料成分
を回収する場合についても同様に適用することができる
ものである。
核燃料物質（例えばウラン）に、当該金属核燃料物質よ
りも融点の低い金属の合金製被覆管（例えばマグネシウ
ム合金）を被覆するとともに、両端部に合金製端栓を装
着した原子炉用燃料を原子炉で使用した後の使用済み燃
料を処理する方法について説明したが、使用済み燃料全
体を処理するのではなく、従来の再処理方法において機
械的に除去していた両端部や被覆管に付着した燃料成分
を回収する場合についても同様に適用することができる
ものである。
【０１３３】また、本発明では、前記各実施形態で示し
た以外の各種超ウラン元素の回収にも適用することが可
能である。
た以外の各種超ウラン元素の回収にも適用することが可
能である。
【０１３４】
【発明の効果】以上の実施形態で詳述したように、本発
明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法によれば、使用
済み燃料の両端部や被覆管を必ずしも機械的に除去する
必要なく、また機械的に除去した場合においては除去さ
れた端栓等を含めて、廃棄物となる被覆管等の成分への
金属核燃料成分の同伴を低減化して、金属核燃料成分の
回収率を向上させることができるとともに、被覆管等の
成分の廃棄物量の低減化も図れる等の優れた効果が奏さ
れる。
明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法によれば、使用
済み燃料の両端部や被覆管を必ずしも機械的に除去する
必要なく、また機械的に除去した場合においては除去さ
れた端栓等を含めて、廃棄物となる被覆管等の成分への
金属核燃料成分の同伴を低減化して、金属核燃料成分の
回収率を向上させることができるとともに、被覆管等の
成分の廃棄物量の低減化も図れる等の優れた効果が奏さ
れる。
【図１】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第１実施形態および第５実施形態を示すフローチャー
ト。
第１実施形態および第５実施形態を示すフローチャー
ト。
【図２】前記実施形態において陰極として固体陰極を用
いる場合の溶融塩電解工程の概念を示す説明図。
いる場合の溶融塩電解工程の概念を示す説明図。
【図３】前記実施形態において、陰極として液体陰極を
用いる場合の溶融塩電解工程の概念を示す説明図。
用いる場合の溶融塩電解工程の概念を示す説明図。
【図４】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第２実施形態を示すフローチャート。
第２実施形態を示すフローチャート。
【図５】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第３実施形態を示すフローチャート。
第３実施形態を示すフローチャート。
【図６】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第４実施形態を示すフローチャート。
第４実施形態を示すフローチャート。
【図７】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第６実施形態を示すフローチャート。
第６実施形態を示すフローチャート。
【図８】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第７実施形態を示すフローチャート。
第７実施形態を示すフローチャート。
【図９】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法の
第８実施形態を示すフローチャート。
第８実施形態を示すフローチャート。
【図１０】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第９実施形態を示すフローチャート。
の第９実施形態を示すフローチャート。
【図１１】前記実施形態において分離管を接続した陽極
と陰極を用いる場合の電気泳動工程の概念を示す説明
図。
と陰極を用いる場合の電気泳動工程の概念を示す説明
図。
【図１２】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１０実施形態を示すフローチャート。
の第１０実施形態を示すフローチャート。
【図１３】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１１実施形態を示すフローチャート。
の第１１実施形態を示すフローチャート。
【図１４】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１２実施形態を示すフローチャート。
の第１２実施形態を示すフローチャート。
【図１５】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１３実施形態および第１４実施形態を示す説明図。
の第１３実施形態および第１４実施形態を示す説明図。
【図１６】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１３実施形態および第１４実施形態を示す説明図。
の第１３実施形態および第１４実施形態を示す説明図。
【図１７】本発明に係る使用済み原子炉燃料の処理方法
の第１５実施形態を示すフローチャート。
の第１５実施形態を示すフローチャート。
１，１ａ 使用済み原子炉燃料 ２ 被覆管溶融分離工程 ３ 使用済み金属燃料物質 ４ 被覆管成分 ５ 溶融塩電解工程 ６ 塩蒸発分離工程 ７ 金属ウラン ８ 液体陰極析出物 ９ 塩・Ｃｄ蒸発分離工程 １０ 金属ウラン・プルトニウム ２０ 収納容器 ２０ａ 収納容器 ２１ 塩 ２２ 固体の電極 ２３ 陰極用るつぼ ２４ 液体陰極 ２５ 電源 ３１ ウラン酸化工程 ３２ 酸化性ガス ３３ 酸化ウラン ３４ ウラン・プルトニウム ３５ 酸化性ガス ３６ 酸化ウラン・プルトニウム ４１ 被覆管成分インゴット（燃料物質付着） ４２ 蒸発分離工程 ４３ 使用済み金属燃料物質 ４４ 被覆管成分インゴット ５０ 使用済み塩 ５１ ウラン・プルトニウム抽出回収工程 ５２ ウラン・プルトニウム・カドミウム合金 ５３ カドミウム蒸留分離工程 ５４ 陽極用るつぼ ５５ 液体陽極 ５６ 金属燃料物質酸化工程 ５７ 燃料物質酸化物 ５８ 電気泳動工程 ５９ 分離管 ６０ 陽極 ６１ 陰極 ６２ ウラン・プルトニウム塩化物 ７０ 酸化物還元工程 １０１ 固体陰極析出物
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 藤江 誠 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株 式会社東芝研究開発センター内
Claims (18)
- 【請求項１】 使用済み原子炉燃料から金属核燃料物質
であるウラン、プルトニウム、超ウラン元素の少なくと
もいずれかを回収する方法であって、その処理対象とな
る前記原子炉燃料が、前記金属核燃料物質を当該金属核
燃料物質よりも融点の低い金属からなる合金製被覆管で
被覆した構成であり、かつその両端部に同じく融点の低
い合金製端栓を装着したものであり、その使用済み燃料
のままで、または前処理工程として前記端栓部分を切断
除去した状態で処理する場合、もしくは燃料成分が付着
している切断後の前記端栓部分を処理する場合におい
て、前記処理対象物をまず前記合金製被覆管の融点以上
かつ前記金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱するこ
とにより前記合金被覆管または端栓を溶融させて金属核
燃料物質から分離させる被覆管等の溶融分離工程と、こ
の溶融分離工程で前記合金被覆管または端栓が除去され
た金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金属塩化物ま
たはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物から
なる塩に浸漬して陽極とするとともに、固体の電極もし
くは溶融金属の電極を陰極とし、これら電極間に電流を
供給することにより前記金属核燃料物質を前記塩中に溶
解させる一方、前記陰極にウラン、ウランとプルトニウ
ム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を析
出させる溶融塩電界工程と、処理対象物を前記塩から取
出して前記陰極への析出元素に付着している塩化物また
はアルカリ土類金属を、常圧もしくは減圧状態で加熱す
ることにより蒸発させて分離することにより、金属状態
のウラン、ウランとプルトニウム、もしくはウランとプ
ルトニウムと超ウラン元素を回収する塩等の蒸発分離工
程とを備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処
理方法。 - 【請求項２】 請求項１記載の使用済み原子炉燃料の処
理方法において、処理対象物の金属核燃料物質の一部が
酸化物である場合、被覆管等の溶融分離工程の前に、前
記処理対象物を溶融状態のアルカリ金属塩化物またはア
ルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物からなる塩
に浸漬し、この状態で、さらにアルカリ金属またはアル
カリ土類金属を加えることによって前記金属核燃料物質
の酸化物を金属に還元する酸化物還元工程を備えること
を特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項３】 請求項１または２記載の使用済み原子炉
燃料の処理方法において、塩等の蒸発分離工程の後に、
回収された金属状態のウラン、ウランとプルトニウム、
もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元素を、酸化
性ガスの雰囲気下で加熱することにより、酸化ウラン、
酸化ウランと酸化プルトニウム、もしくは酸化ウランと
酸化プルトニウムと酸化超ウラン元素を得る酸化工程を
備えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方
法。 - 【請求項４】 請求項１または２記載の使用済み原子炉
燃料の処理方法において、合金製被覆管の融点以上で金
属核燃料物質の融点以下の温度で加熱することにより、
被覆管を溶融させて金属核燃料物質から分離する際に、
分離された被覆管の合金成分に核燃料物質が同伴した場
合、核燃料物質と合金成分の蒸気圧の違いを利用して、
常圧もしくは減圧状態で加熱することにより合金成分を
蒸発させて分離することにより、合金成分に同伴した核
燃料物質を回収する合金成分の蒸発分離工程を備えるこ
とを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項５】 請求項１、２または３記載の使用済み原
子炉燃料の処理方法において、被覆管等の溶融分離工程
で使用され、ウラン、ウランとプルトニウム、もしくは
ウランとプルトニウムと超ウラン元素を析出する陰極の
材料として、ウランを選択的に回収することができる鉄
もしくはモリブデンを用い、または低沸点で蒸留するこ
とにより回収でき、かつプルトニウムと金属間化合物を
作るカドミウム、亜鉛、ビスマス、鉛またはアルミニウ
ムを用いることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理
方法。 - 【請求項６】 使用済み原子炉燃料から金属核燃料物質
であるウラン、プルトニウム、超ウラン元素の少なくと
もいずれかを回収する方法であって、その処理対象とな
る前記原子炉燃料が、前記金属核燃料物質を当該金属核
燃料物質よりも融点の低い金属からなる合金製被覆管で
被覆した構成であり、かつその両端部に同じく融点の低
い合金製端栓を装着したものであり、その使用済み燃料
のままで、または前処理工程として前記端栓部分を切断
除去した状態で処理する場合、もしくは燃料成分が付着
している切断後の前記端栓部分を処理する場合におい
て、前記処理対象物をまず前記合金製被覆管の融点以上
かつ前記金属核燃料物質の融点以下の温度で加熱するこ
とにより前記合金被覆管または端栓を溶融させて金属核
燃料物質から分離させる被覆管等の溶融分離工程と、こ
の溶融分離工程で前記合金被覆管または端栓が除去され
た金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金属塩化物ま
たはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物から
なる塩に浸漬して陽極とするとともに、固体の電極もし
くは溶融金属の電極を陰極とし、これら電極間に電流を
供給することにより前記金属核燃料物質を前記塩中に溶
解させる一方、前記陰極にウランを析出させる溶融塩電
界工程と、処理対象物を前記塩から取出して前記陰極へ
の析出元素に付着している塩化物を、常圧もしくは減圧
状態で加熱することにより蒸発させて分離することによ
りウランを回収する塩蒸発分離工程と、前記溶融塩電解
工程で使用した塩を、リチウムが溶解した溶融状態のカ
ドミウムと接触させることにより、前記陽極の金属核燃
料物質から前記塩に溶解したウランとフル、もしくはウ
ランとプルトニウムと超ウラン元素を、前記塩から溶融
したカドミウム中に抽出してカドミウムとの合金として
回収するウラン・プルトニウム等の抽出回収工程とを備
えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項７】 請求項６記載の使用済み原子炉燃料の処
理方法において、抽出回収工程では、リチウムに代えて
マグネシウムが溶解した溶融状態のカドミウムを使用
し、このマグネシウムが溶解したカドミウムと塩を接触
させることにより、陽極の金属核燃料物質から前記塩に
溶解したウランとプルトニウム、もしくはウランとプル
トニウムと超ウラン元素を、前記塩から溶融したカドミ
ウム中に抽出してカドミウムとの合金として回収するこ
とを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項８】 請求項６記載の使用済み原子炉燃料の処
理方法において、抽出回収工程では、リチウムに代えて
ナトリウムが溶解した溶融状態のカドミウムを使用し、
このナトリウムが溶解したカドミウムと塩を接触させる
ことにより、陽極の金属核燃料物質から前記塩に溶解し
たウランとプルトニウム、もしくはウランとプルトニウ
ムと超ウラン元素を、前記塩から溶融したカドミウム中
に抽出してカドミウムとの合金として回収することを特
徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項９】 請求項６記載の使用済み原子炉燃料の処
理方法において、抽出回収工程では、リチウムに代えて
ウランが溶解した溶融状態のカドミウムを使用し、この
ウランが溶解したカドミウムと塩を接触させることによ
り、陽極の金属核燃料物質から前記塩に溶解したウラン
とプルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウ
ラン元素を、前記塩から溶融したカドミウム中に抽出し
てカドミウムとの合金として回収することを特徴とする
使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１０】 請求項６から９までのいずれかに記載
の使用済み原子炉燃料の処理方法において、処理対象物
の金属核燃料物質の一部が酸化物である場合、被覆管等
の溶融分離工程の前に、前記処理対象物を溶融状態のア
ルカリ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしく
は両者の混合物からなる塩に浸漬し、この状態で、さら
にアルカリ金属またはアルカリ土類金属を加えることに
よって前記金属核燃料物質の酸化物を金属に還元する酸
化物還元工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉
燃料の処理方法。 - 【請求項１１】 請求項１から３までのいずれかに記載
の使用済み原子炉燃料の処理方法において、被覆管等の
溶融分離工程の後に、この工程で被覆管等が除去された
金属核燃料物質を、溶融状態のアルカリ金属塩化物また
はアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の混合物に浸漬
し、この状態でマグネシウム、ナトリウム、もしくはウ
ランが溶解した溶融状態のカドミウムと接触させること
により、前記金属核燃料物質から溶融状態のアルカリ金
属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両者の
混合物に溶解したウランとプルトニウム、もしくはウラ
ンとプルトニウムと超ウラン元素を、溶融状態のアルカ
リ金属塩化物またはアルカリ土類金属塩化物もしくは両
者の混合物から溶融したカドミウム中に抽出させて、カ
ドミウムとの合金として回収するウラン・プルトニウム
抽出回収工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉
燃料の処理方法。 - 【請求項１２】 請求項６記載の使用済み原子炉燃料の
処理方法において、使用済み塩を処理する抽出工程に代
えて、使用済み塩中に、陰極とセラミックス製の粉を詰
めた分離管を接続した陽極を浸漬し、両電極に電流を供
給することにより泳動を起こさせて、ウランとプルトニ
ウムイオン、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン
元素のイオンを陽極に設置した分離管に濃縮させて回収
した後、前記分離管を取出して、その分離管中に酸化性
ガスを吹込むことにより、ウランとプルトニウム、もし
くはウランとプルトニウムと超ウラン元素を酸化物の沈
殿として回収する電気泳動工程およびウラン・プルトニ
ウム酸化工程を備えることを特徴とする使用済み原子炉
燃料の処理方法。 - 【請求項１３】 請求項６から１０までのいずれかに記
載の使用済み原子炉燃料の処理方法において、回収され
たカドミウム合金を、常圧もしくは減圧状態で加熱する
ことにより、カドミウムだけを蒸発させてウランとプル
トニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン元
素から分離除去することにより、金属状態のウランとプ
ルトニウム、もしくはウランとプルトニウムと超ウラン
元素を回収するカドミウム蒸留分離工程を備えることを
特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１４】 請求項６、７、８、９、１０または１
３のいずれかに記載の使用済み原子炉燃料の処理方法に
おいて、合金製被覆管の融点以上かつ金属核燃料物質の
融点以下の温度で加熱することにより、前記合金製被覆
管を溶融させて前記金属核燃料物質から分離する被覆分
離工程の後に、分離された前記合金製被覆管の合金成分
に核燃料物質が同伴した場合、核燃料物質と合金成分の
蒸気圧の違いを利用して、常圧もしくは減圧状態で加熱
して合金成分を蒸発させて分離することにより、合金成
分に同伴した核燃料物質を回収する蒸発分離工程を備え
ることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１５】 請求項１３記載の使用済み原子炉燃料
の処理方法において、カドミウム蒸留分離工程で回収さ
れた金属状態のウランとプルトニウム、もしくはウラン
とプルトニウムと超ウラン元素を、酸化性ガスの雰囲気
下で加熱することにより、酸化ウランと酸化プルトニウ
ム、もしくは酸化ウランと酸化プルトニウムと酸化超ウ
ラン元素を得るウラン・プルトニウム等の酸化工程を備
えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１６】 請求項１、３または４に記載の使用済
み原子炉燃料の処理方法において、被覆管が除去された
金属核燃料物質を溶融状態のカドミウム、ビスマス、
鉛、亜鉛その他の金属に浸漬して、溶融状態のアルカリ
金属塩化物またはアルカリ土類塩化物もしくは両者の混
合物に浸漬した状態で、前記溶融状態の金属を陽極と
し、固体の電極もしくは溶融状態の金属の電極を陰極と
して電流を供給することにより、前記金属核燃料物質を
溶融状態の塩中に溶解させるとともに、陰極にウラン、
ウランとプルトニウム、もしくはウランとプルトニウム
と超ウラン元素を回収することを特徴とする使用済み原
子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１７】 請求項６、７、８、９、１３、１４ま
たは１５に記載の使用済み原子炉燃料の処理方法におい
て、被覆管が除去された金属核燃料物質を溶融状態のカ
ドミウム、ビスマス、鉛、亜鉛その他の金属に浸漬し
て、溶融状態のアルカリ金属塩化物またはアルカリ土類
塩化物もしくは両者の混合物に浸漬した状態で、前記溶
融状態の金属を陽極とし、固体の電極を陰極として電流
を流すことにより、金属核燃料物質の溶融状態の塩中に
溶解させるとともに、陰極にウランを回収することを特
徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。 - 【請求項１８】 請求項４または１４に記載の使用済み
原子炉燃料の処理方法において、蒸発分離工程で回収さ
れた被覆管の合金成分に同伴した使用済み金属核燃料物
質を、酸化性ガスの雰囲気下で加熱することにより、燃
料物質酸化物として回収する金属燃料物質酸化工程を備
えることを特徴とする使用済み原子炉燃料の処理方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP28583697A JPH11118982A (ja) | 1997-10-17 | 1997-10-17 | 使用済み原子炉燃料の処理方法 |
| GB9822662A GB2330448B (en) | 1997-10-17 | 1998-10-16 | Method of processing spent reactor fuel |
| US09/174,591 US6156183A (en) | 1997-10-17 | 1998-10-19 | Method of processing spent reactor fuel with magnesium alloy cladding |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP28583697A JPH11118982A (ja) | 1997-10-17 | 1997-10-17 | 使用済み原子炉燃料の処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11118982A true JPH11118982A (ja) | 1999-04-30 |
Family
ID=17696719
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP28583697A Pending JPH11118982A (ja) | 1997-10-17 | 1997-10-17 | 使用済み原子炉燃料の処理方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6156183A (ja) |
| JP (1) | JPH11118982A (ja) |
| GB (1) | GB2330448B (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002055196A (ja) * | 2000-08-09 | 2002-02-20 | Toshiba Corp | 放射性廃棄物の処理方法 |
| KR101292912B1 (ko) * | 2011-11-10 | 2013-08-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 카드뮴 회수를 위한 고체 및 액체 분리장치 및 그 분리방법 |
| US8889073B2 (en) | 2011-03-25 | 2014-11-18 | Korea Atomic Energy Research Institute | Apparatus for recovering residual salt from the reduced uranium metal |
| JP2015230170A (ja) * | 2014-06-03 | 2015-12-21 | 株式会社東芝 | 複合酸化物分離方法 |
| JP2016090341A (ja) * | 2014-10-31 | 2016-05-23 | 株式会社東芝 | ガラス固化体の分解方法 |
| WO2016136898A1 (ja) * | 2015-02-25 | 2016-09-01 | 株式会社シー・アール・ワイ | 原子炉 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3868635B2 (ja) * | 1998-09-11 | 2007-01-17 | 株式会社東芝 | 核燃料サイクル施設からの廃棄物処理方法及びその処理装置 |
| GB0113749D0 (en) * | 2001-06-06 | 2001-07-25 | British Nuclear Fuels Plc | Actinide production |
| GB0304884D0 (en) * | 2003-03-04 | 2003-04-09 | British Nuclear Fuels Plc | Process for separating metals |
| KR100600378B1 (ko) | 2004-10-21 | 2006-07-18 | 한국원자력연구소 | 1회 산화/환원 공정과 소결촉진제 첨가에 의한 건식재가공핵연료 소결체 제조 방법 |
| KR100880731B1 (ko) * | 2007-06-04 | 2009-02-02 | 한국원자력연구원 | 금속 우라늄의 연속식 전해 정련 장치 |
| US8574523B2 (en) * | 2010-04-09 | 2013-11-05 | Ut-Battelle, Llc | Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel |
| FR2969660B1 (fr) * | 2010-12-28 | 2013-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'une poudre d'un alliage a base d'uranium et de molybdene |
| FR2969661B1 (fr) | 2010-12-28 | 2013-02-08 | Commissariat Energie Atomique | Poudre d'un alliage a base d'uranium et de molybdene utile pour la fabrication de combustibles nucleaires |
| JP6788899B2 (ja) * | 2015-10-05 | 2020-11-25 | 株式会社クリア | 高効率乾式再処理用電解槽および電解法 |
| GB2570700A (en) * | 2018-02-03 | 2019-08-07 | Richard Scott Ian | Continuous processing of spent nuclear fuel |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4297174A (en) * | 1979-03-09 | 1981-10-27 | Agip Nucleare, S.P.A. | Pyroelectrochemical process for reprocessing irradiated nuclear fuels |
| US4596647A (en) * | 1985-01-04 | 1986-06-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Electrolysis cell for reprocessing plutonium reactor fuel |
| US4880506A (en) * | 1987-11-05 | 1989-11-14 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Electrorefining process and apparatus for recovery of uranium and a mixture of uranium and plutonium from spent fuels |
| US5096545A (en) * | 1991-05-21 | 1992-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Plutonium recovery from spent reactor fuel by uranium displacement |
| US5454914A (en) * | 1993-12-23 | 1995-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of removal of heavy metal from molten salt in IFR fuel pyroprocessing |
-
1997
- 1997-10-17 JP JP28583697A patent/JPH11118982A/ja active Pending
-
1998
- 1998-10-16 GB GB9822662A patent/GB2330448B/en not_active Expired - Fee Related
- 1998-10-19 US US09/174,591 patent/US6156183A/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002055196A (ja) * | 2000-08-09 | 2002-02-20 | Toshiba Corp | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JP4533514B2 (ja) * | 2000-08-09 | 2010-09-01 | 株式会社東芝 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| US8889073B2 (en) | 2011-03-25 | 2014-11-18 | Korea Atomic Energy Research Institute | Apparatus for recovering residual salt from the reduced uranium metal |
| KR101292912B1 (ko) * | 2011-11-10 | 2013-08-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 카드뮴 회수를 위한 고체 및 액체 분리장치 및 그 분리방법 |
| JP2015230170A (ja) * | 2014-06-03 | 2015-12-21 | 株式会社東芝 | 複合酸化物分離方法 |
| JP2016090341A (ja) * | 2014-10-31 | 2016-05-23 | 株式会社東芝 | ガラス固化体の分解方法 |
| WO2016136898A1 (ja) * | 2015-02-25 | 2016-09-01 | 株式会社シー・アール・ワイ | 原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB9822662D0 (en) | 1998-12-09 |
| GB2330448B (en) | 2000-07-05 |
| US6156183A (en) | 2000-12-05 |
| GB2330448A (en) | 1999-04-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2641533B2 (ja) | ウランおよびプルトニウムを含む使用済核燃料を精製する方法 | |
| JPH11118982A (ja) | 使用済み原子炉燃料の処理方法 | |
| US20050139474A1 (en) | Electrochemical cell for metal production | |
| JP3051971B2 (ja) | 金属ろう材付着ｉｔｏの処理方法 | |
| JP3342968B2 (ja) | 使用済燃料の再処理方法 | |
| EP1393324B1 (en) | Actinide production | |
| EP1240647B1 (en) | Actinide production | |
| JPH0854493A (ja) | 使用済み燃料の再処理方法 | |
| JP2000284090A (ja) | 使用済み核燃料の再処理方法 | |
| JP2941741B2 (ja) | 使用済核燃料の乾式再処理方法及び乾式再処理装置 | |
| JP2002198104A (ja) | 水素吸蔵合金のリサイクル方法 | |
| US4931153A (en) | Electrolytic treatment of radioactive liquid waste to remove sodium | |
| JP5017069B2 (ja) | 使用済燃料の再処理方法 | |
| JP4025125B2 (ja) | 使用済み燃料の再処理方法 | |
| Niedrach et al. | Uranium purification by electrorefining | |
| JPH09257985A (ja) | 使用済み燃料の再処理方法 | |
| JP2875819B2 (ja) | 溶融塩電解精製装置 | |
| JPH05188186A (ja) | 使用済核燃料からの劣化ウランの分離回収方法 | |
| JP3173566B2 (ja) | ウラン含有のフッ化ナトリウム塩からの金属ウランの回収方法 | |
| KR101597900B1 (ko) | 사용후핵연료 폐 피복관 처리방법 | |
| JP7263213B2 (ja) | 使用済み二次電池のリサイクル方法 | |
| US2521217A (en) | Electrolyzing indium oxide in fused caustic electrolyte | |
| JP2941742B2 (ja) | 使用済核燃料の乾式再処理方法 | |
| JPH1121690A (ja) | 金属ウランの精製方法 | |
| RU2278183C2 (ru) | Способ рафинирования благородных металлов |