JPS6051076B2 - 核燃料物質の回収方法 - Google Patents
核燃料物質の回収方法Info
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- JPS6051076B2 JPS6051076B2 JP53053695A JP5369578A JPS6051076B2 JP S6051076 B2 JPS6051076 B2 JP S6051076B2 JP 53053695 A JP53053695 A JP 53053695A JP 5369578 A JP5369578 A JP 5369578A JP S6051076 B2 JPS6051076 B2 JP S6051076B2
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- fuel material
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- 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
- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C21—METALLURGY OF IRON
- C21D—MODIFYING THE PHYSICAL STRUCTURE OF FERROUS METALS; GENERAL DEVICES FOR HEAT TREATMENT OF FERROUS OR NON-FERROUS METALS OR ALLOYS; MAKING METAL MALLEABLE, e.g. BY DECARBURISATION OR TEMPERING
- C21D1/00—General methods or devices for heat treatment, e.g. annealing, hardening, quenching or tempering
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
- G21C19/38—Chemical means only
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、保護金属鞘の中に核燃料物質を入れた照射
ずみ燃料要素から核燃料物質を回収する方法に関し、特
に、保護金属鞘がオーステイナイト系ステンレス鋼又は
オーステイナイト系ニッケル合金で作られている核燃料
要素から核燃料物質を回収する方法に関する。
ずみ燃料要素から核燃料物質を回収する方法に関し、特
に、保護金属鞘がオーステイナイト系ステンレス鋼又は
オーステイナイト系ニッケル合金で作られている核燃料
要素から核燃料物質を回収する方法に関する。
照射ずみ核燃料を処理して核分裂生成物を核燃料物質
から分離する前に、核燃料物質をその保護金属鞘から分
離するのが望ましい。
から分離する前に、核燃料物質をその保護金属鞘から分
離するのが望ましい。
現在のやり方では、燃料要素を機械的に短かく切断し、
そして燃料物質を優先的に溶解させている。しカルなが
ら、機械的な剪断機が放射性状態にさらされるような状
況では剪断機の保守は困難であり、剪断作業はダストを
引き起し、このダストは剪断機のまわりの領域を汚染し
、コントロールされなければならない。核燃料物質を溶
解させた後、出来た溶液を更に処理して核分裂生成物を
再使用可能な核燃料物質（ウラニウムおよびプルトニウ
ム）から分離し、核燃料物質を回収して原子炉で使用さ
れる燃料要素の製造に使用する。分離処理はこの分野て
は良く知られており、抽出剤として燐酸トリブチルを使
用する溶媒抽出法を含む。本発明によれば、オーステイ
ナイト系ステンレス鋼又はオーステイナイト系ニッケル
合金の保護金属鞘の中に核燃料物質を入れた照射ずみ核
燃料要素から核燃料物質を回収する方法において、鞘を
、テルル又は亜鉛、若しくは二酸化炭素と一酸化炭素と
の混合物から選ばれた脆性剤と接触させて鞘の金属との
反応を行なわせかつ鞘の脆性を生じさせ、脆くなつた鞘
を破壊し、かくして作られた鞘の片から核燃料物質を分
離することを特徴とする。
そして燃料物質を優先的に溶解させている。しカルなが
ら、機械的な剪断機が放射性状態にさらされるような状
況では剪断機の保守は困難であり、剪断作業はダストを
引き起し、このダストは剪断機のまわりの領域を汚染し
、コントロールされなければならない。核燃料物質を溶
解させた後、出来た溶液を更に処理して核分裂生成物を
再使用可能な核燃料物質（ウラニウムおよびプルトニウ
ム）から分離し、核燃料物質を回収して原子炉で使用さ
れる燃料要素の製造に使用する。分離処理はこの分野て
は良く知られており、抽出剤として燐酸トリブチルを使
用する溶媒抽出法を含む。本発明によれば、オーステイ
ナイト系ステンレス鋼又はオーステイナイト系ニッケル
合金の保護金属鞘の中に核燃料物質を入れた照射ずみ核
燃料要素から核燃料物質を回収する方法において、鞘を
、テルル又は亜鉛、若しくは二酸化炭素と一酸化炭素と
の混合物から選ばれた脆性剤と接触させて鞘の金属との
反応を行なわせかつ鞘の脆性を生じさせ、脆くなつた鞘
を破壊し、かくして作られた鞘の片から核燃料物質を分
離することを特徴とする。
本発明の方法を照射ずみ核燃料要素から核燃料物質を回
収する以下の例で単なる例示として示す。照射ずみ核燃
料要素において、燃料要素は、核燃料物質を入れたステ
ンレス鋼のピンであり、各ピンの束はステンレス鋼の被
覆の中に置かれて核燃料集合体を構成する。ピンは核燃
料集合体の中でスペーサグリッドによつて位置決めされ
る。ピンに適したステンレス鋼はタイプ３１６のオース
テイナイト系ステンレス鋼であつて代表的には、Ｃｒｌ
６−１８％，ＮｌｌＯ−１４％，ＭＯ２−３％，ＣＯ．
Ｏ４〜０．０６％，Ｍｎｌ．５〜２％，ＳｌＯ．７５％
までと残りＦｅおよび鋼の製造工程から生ずる不純物か
らなる組成を有する。例１ タイプ３１６のオーステイナイト系ステンレス鋼で作ら
れたピンの中に核燃料物質が入つていて、原子炉から取
り出された照射ずみ核燃料集合体を先す、短命の核分裂
生成物の崩壊を許す冷却期間貯え、次に核燃料集合体の
被覆を除去し、燃料ピンおよびそれらと関連したグリッ
ドを、黒鉛で作られたコンテナの中に入れる。
収する以下の例で単なる例示として示す。照射ずみ核燃
料要素において、燃料要素は、核燃料物質を入れたステ
ンレス鋼のピンであり、各ピンの束はステンレス鋼の被
覆の中に置かれて核燃料集合体を構成する。ピンは核燃
料集合体の中でスペーサグリッドによつて位置決めされ
る。ピンに適したステンレス鋼はタイプ３１６のオース
テイナイト系ステンレス鋼であつて代表的には、Ｃｒｌ
６−１８％，ＮｌｌＯ−１４％，ＭＯ２−３％，ＣＯ．
Ｏ４〜０．０６％，Ｍｎｌ．５〜２％，ＳｌＯ．７５％
までと残りＦｅおよび鋼の製造工程から生ずる不純物か
らなる組成を有する。例１ タイプ３１６のオーステイナイト系ステンレス鋼で作ら
れたピンの中に核燃料物質が入つていて、原子炉から取
り出された照射ずみ核燃料集合体を先す、短命の核分裂
生成物の崩壊を許す冷却期間貯え、次に核燃料集合体の
被覆を除去し、燃料ピンおよびそれらと関連したグリッ
ドを、黒鉛で作られたコンテナの中に入れる。
テルルをコンテナの中に入れてコンテナを密閉する。例
えばアルゴンの不活性雰囲気をコンテナの中に維持する
。照射ずみ燃料が発する熱はコンテナの中の温度を上−
昇させ、かくして脆性を促進する。燃料ピンがテルルを
含む雰囲気の中で８００℃に１８時間保たれると、燃料
ピンはもろくなり機械的に容易に破壊される。燃料ピン
および関連したグリッドは脆性後、燃料ピンおよびグリ
ッドをコンテナから取り出し、それらをローラに通し或
はハンマの下に通すことによつて破壊される。次に破壊
した燃料ピンおよびグリッドを磁気分離器に通し、ここ
で、脆性破壊したステンレス鋼を核燃料物質から分離す
る。次に周知の方法、例えば溶媒抽出法で、核燃料物質
を溶解し、出来た溶液を処理して核分裂生成物から再使
用可能な核燃料物質を分離する。例２被覆が除かれてい
る照射ずみ核燃料集合体を溶融亜鉛の入つた鋳鉄製コン
テナの中へ下げる。
えばアルゴンの不活性雰囲気をコンテナの中に維持する
。照射ずみ燃料が発する熱はコンテナの中の温度を上−
昇させ、かくして脆性を促進する。燃料ピンがテルルを
含む雰囲気の中で８００℃に１８時間保たれると、燃料
ピンはもろくなり機械的に容易に破壊される。燃料ピン
および関連したグリッドは脆性後、燃料ピンおよびグリ
ッドをコンテナから取り出し、それらをローラに通し或
はハンマの下に通すことによつて破壊される。次に破壊
した燃料ピンおよびグリッドを磁気分離器に通し、ここ
で、脆性破壊したステンレス鋼を核燃料物質から分離す
る。次に周知の方法、例えば溶媒抽出法で、核燃料物質
を溶解し、出来た溶液を処理して核分裂生成物から再使
用可能な核燃料物質を分離する。例２被覆が除かれてい
る照射ずみ核燃料集合体を溶融亜鉛の入つた鋳鉄製コン
テナの中へ下げる。
このコンテナの中で、ピンおよびグリッドは亜鉛金属で
メッキされる。次に、ステンレス鋼の脆性が起つたとき
、このメッキされた燃料集合体を溶融亜鉛から取り出し
て炉へ移す。ここで燃料集合体は不活性の雰囲気の中に
７５０℃の温度で貯えられる。次にもろくなつた鋼を機
械的に破壊して核燃料物質から磁気的に分離する。次に
、核燃料物質を酸の溶液で溶解し、出来た溶液を処理し
て核分裂生成物から再使用可能な核燃料物質を分離する
。例３ 被覆が除かれている、核燃料集合体を、二酸化炭素と一
酸化炭素の混合物の入つたニッケル合金製コンテナの中
に入れる。
メッキされる。次に、ステンレス鋼の脆性が起つたとき
、このメッキされた燃料集合体を溶融亜鉛から取り出し
て炉へ移す。ここで燃料集合体は不活性の雰囲気の中に
７５０℃の温度で貯えられる。次にもろくなつた鋼を機
械的に破壊して核燃料物質から磁気的に分離する。次に
、核燃料物質を酸の溶液で溶解し、出来た溶液を処理し
て核分裂生成物から再使用可能な核燃料物質を分離する
。例３ 被覆が除かれている、核燃料集合体を、二酸化炭素と一
酸化炭素の混合物の入つたニッケル合金製コンテナの中
に入れる。
コンテナの中の温度は上昇し、ステンレス鋼のピンおよ
びグリッドの炭化が起り、これはステンレス鋼の脆性を
行なう。而して、このステンレス鋼は機械的に破壊する
ことができそして核燃料物質から分離させることができ
る。以上の例では、保護金属鞘はタイプ３１６のオース
テイナイト系ステンレス鋼であつた。
びグリッドの炭化が起り、これはステンレス鋼の脆性を
行なう。而して、このステンレス鋼は機械的に破壊する
ことができそして核燃料物質から分離させることができ
る。以上の例では、保護金属鞘はタイプ３１６のオース
テイナイト系ステンレス鋼であつた。
本発明の方法は、核燃料物質が、Ｎｉ４２〜４５％，Ｃ
ｒｌ５〜１８％，ＭＯ２．５〜４％，Ｔｉｌ．ｌ〜１．
５％，Ａｌｌ．ｌ〜１．５％，ＣＯ．Ｏ５〜０．１％，
ＢＯ．ＯＯ５〜０．０１％と残り鉄および不純物からな
る組成を有するオーステナイト系ニッケル合金であるナ
イモニツクＰＥｌ６のようなナイモニツク（商標）合金
で作られた鞘の中に入れられているような照射ずみ核燃
料要素から核燃料物質を回収するのにも適用することが
できる。
ｒｌ５〜１８％，ＭＯ２．５〜４％，Ｔｉｌ．ｌ〜１．
５％，Ａｌｌ．ｌ〜１．５％，ＣＯ．Ｏ５〜０．１％，
ＢＯ．ＯＯ５〜０．０１％と残り鉄および不純物からな
る組成を有するオーステナイト系ニッケル合金であるナ
イモニツクＰＥｌ６のようなナイモニツク（商標）合金
で作られた鞘の中に入れられているような照射ずみ核燃
料要素から核燃料物質を回収するのにも適用することが
できる。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ オーステイナイト系ステンレス鋼又はオーステイナ
イト系ニッケル合金の保護金属鞘の中に核燃料物質を入
れた照射ずみ核燃料要素から核燃料物質を回収する方法
いおいて、鞘を、テルル又は亜鉛、若しくは二酸化炭素
と一酸化炭素との混合物から選ばれた脆性剤と接触させ
て鞘の金属との反応を行なわせかつ鞘の脆性を生じさせ
、脆くなつた鞘を破壊し、かくして作られた鞘の片から
核燃料物質を分離することを特徴とする料物質の回収方
法。 ２ 脆性剤が亜鉛であり、保護金属鞘を溶融亜鉛の中に
入れて保護金属鞘を亜鉛金属でメッキし、メッキされた
鞘を不活性雰囲気の中で加熱して鞘の金属の脆性を生じ
させる、特許請求の範囲第１項記載の核燃料物質の回収
方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB1986177 | 1977-05-11 | ||
| GB19861 | 1977-05-11 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS53139097A JPS53139097A (en) | 1978-12-05 |
| JPS6051076B2 true JPS6051076B2 (ja) | 1985-11-12 |
Family
ID=10136425
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53053695A Expired JPS6051076B2 (ja) | 1977-05-11 | 1978-05-04 | 核燃料物質の回収方法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4248836A (ja) |
| JP (1) | JPS6051076B2 (ja) |
| DE (1) | DE2820060A1 (ja) |
| FR (1) | FR2390808B1 (ja) |
| GB (1) | GB2000358B (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3011760A1 (de) * | 1980-03-26 | 1981-10-01 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum zerlegen abgebrannter kernreaktorbrennstaebe |
| FR2485396A1 (fr) * | 1980-06-25 | 1981-12-31 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif pour la denaturation par concassage de pieces metalliques |
| DE3103900C2 (de) * | 1981-02-05 | 1984-02-02 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Anlage zum Aufbereiten graphitischer Brennelemente von Hochtemperatur-Kernreaktoren |
| JPS61194395A (ja) * | 1985-02-25 | 1986-08-28 | 日本核燃料開発株式会社 | 使用済核燃料要素の破壊方法 |
| FR2698715B1 (fr) * | 1992-11-27 | 1995-02-17 | Framatome Sa | Procédé et dispositif de traitement d'éléments activés par irradiation en vue de leur élimination. |
| JP2005043331A (ja) | 2003-07-09 | 2005-02-17 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 使用済核燃料の脱被覆方法及び脱被覆装置 |
| CN109722522A (zh) * | 2019-03-06 | 2019-05-07 | 中国大唐集团科学技术研究院有限公司华中电力试验研究院 | 一种脆化hr3c钢管的恢复性热处理工艺 |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB865742A (en) * | 1958-05-29 | 1961-04-19 | Du Pont | Improvements in the treatment of refractory metals |
| GB922955A (en) * | 1959-07-14 | 1963-04-03 | Hokuriku Kako Kabushiki Kaisha | Prcoess for the manufacture of pulverized iron |
| US3089751A (en) * | 1960-11-25 | 1963-05-14 | Richard J Beaver | Selective separation of uranium from ferritic stainless steels |
| GB900216A (en) * | 1961-04-14 | 1962-07-04 | Titanium Metals Corp | Method of reclaiming scrap metal consisting of titanium or titanium-base alloys |
| US4045356A (en) * | 1963-06-24 | 1977-08-30 | The Boeing Company | Fracturing agent |
| DE1464978A1 (de) * | 1964-11-13 | 1969-06-26 | Kaba Dipl Ing E L | Verfahren zum Wiederaufarbeiten gebrauchten Spaltstoffes von Atomreaktoren |
| BE705939A (ja) * | 1967-10-31 | 1968-04-30 | ||
| BE717446A (ja) * | 1968-07-01 | 1968-12-16 | ||
| US3567648A (en) * | 1969-04-08 | 1971-03-02 | Atomic Energy Commission | Dissolution of stainless steel clad nuclear fuel elements |
| BE746819A (nl) * | 1970-03-04 | 1970-08-17 | Studiecentrum Kernenergi | Werkwijze om een bundel splijtstofelementen voor de opwerking te ontdoen van hun omhulsel (uitv. w. goossens, g. dumont en r. harnie), |
| US3763770A (en) * | 1970-12-15 | 1973-10-09 | Allied Chem | Method for shearing spent nuclear fuel bundles |
| GB1381726A (en) * | 1971-07-29 | 1975-01-29 | British Steel Corp | Scrap treatment |
| US3791881A (en) * | 1972-03-02 | 1974-02-12 | Us Navy | Annealing treatment for controlling warhead fragmentation size distribution |
| US3867510A (en) * | 1973-04-23 | 1975-02-18 | Atomic Energy Commission | Process for recovering uranium and plutonium from irradiated nuclear fuel oxides |
| US4128694A (en) * | 1977-05-09 | 1978-12-05 | Monsanto Company | Laminates comprising a plasticized interlayer |
-
1978
- 1978-05-04 JP JP53053695A patent/JPS6051076B2/ja not_active Expired
- 1978-05-04 US US05/902,719 patent/US4248836A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-05-08 DE DE19782820060 patent/DE2820060A1/de active Granted
- 1978-05-10 FR FR7813896A patent/FR2390808B1/fr not_active Expired
- 1978-06-05 GB GB7826337A patent/GB2000358B/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4248836A (en) | 1981-02-03 |
| FR2390808A1 (fr) | 1978-12-08 |
| GB2000358A (en) | 1979-01-04 |
| DE2820060A1 (de) | 1978-12-07 |
| GB2000358B (en) | 1982-01-27 |
| JPS53139097A (en) | 1978-12-05 |
| DE2820060C2 (ja) | 1988-07-28 |
| FR2390808B1 (fr) | 1985-11-15 |
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