JPS62898A - 使用済核燃料の再処理方法 - Google Patents
使用済核燃料の再処理方法Info
- Publication number
- JPS62898A JPS62898A JP60139065A JP13906585A JPS62898A JP S62898 A JPS62898 A JP S62898A JP 60139065 A JP60139065 A JP 60139065A JP 13906585 A JP13906585 A JP 13906585A JP S62898 A JPS62898 A JP S62898A
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- Japan
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- uranium
- fuel
- reprocessing
- spent nuclear
- nuclear fuel
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は原子力発電所において生ずる使用済核燃料の再
処理方法に関するものである。
処理方法に関するものである。
従来原子力発電所からの放射性廃棄物は第１図゛に示す
系統図のように、中低レベルであって短半減期のもの（
２）は所定期間管理貯蔵（３）シて安全を確認したのち
例えば土中埋設による所謂浅層処理（４）を行うが、使
用済核燃料（５）は現在これを再処理施設（６）に送っ
てその中からウラン（Ｕ ） （？） 、プルトニウム
（Ｐｕ）（８）を分離したのち、これらを燃料加工施設
（９）に送って軽水炉、高速増殖炉などの原子炉（１）
の燃料ａ・として再加工する。そしてウラン、プルトニ
ウムの分離時に生じた高レベルの放射性廃液αＤを、濃
縮処理したのちガラスにより一括固化して深層処理（２
）などにより管理貯蔵することが行われている。しかし
再処理施設からの廃液中には短半減期のセシウム（Ｃｓ
） 、ストロンチウム（Ｓｒ） 、有用金属などと共に
、核変換により生成した長半減期の超ウラン元素（アク
チナイド元素）、例えば次の第１表に示すような半減期
がｌＯ万年（１０’）以上の著しく長い元素が含まれる
ため、管理貯蔵に要する期間は無限とも云えゐ著しく長
い年月となる。
系統図のように、中低レベルであって短半減期のもの（
２）は所定期間管理貯蔵（３）シて安全を確認したのち
例えば土中埋設による所謂浅層処理（４）を行うが、使
用済核燃料（５）は現在これを再処理施設（６）に送っ
てその中からウラン（Ｕ ） （？） 、プルトニウム
（Ｐｕ）（８）を分離したのち、これらを燃料加工施設
（９）に送って軽水炉、高速増殖炉などの原子炉（１）
の燃料ａ・として再加工する。そしてウラン、プルトニ
ウムの分離時に生じた高レベルの放射性廃液αＤを、濃
縮処理したのちガラスにより一括固化して深層処理（２
）などにより管理貯蔵することが行われている。しかし
再処理施設からの廃液中には短半減期のセシウム（Ｃｓ
） 、ストロンチウム（Ｓｒ） 、有用金属などと共に
、核変換により生成した長半減期の超ウラン元素（アク
チナイド元素）、例えば次の第１表に示すような半減期
がｌＯ万年（１０’）以上の著しく長い元素が含まれる
ため、管理貯蔵に要する期間は無限とも云えゐ著しく長
い年月となる。
第 １ 表
従うてこのままでは貯蔵量は年々増大の一途を辿り、特
に発電量に占める原子力発電の割合が世界的に大となる
現状においてその量はぼう大なものとなり、その安全管
理のためには長年月にわたって多大の費用を要するもの
と考えられる。そこで従来からその解決について研究が
行われ、例えば次の方法が提案されている。その一つは
廃液を一括固化することなく、廃液中から長半減期の超
ウラン元素群のみを分離することにより、管理貯蔵量を
少し÷も少なくしようとする方法である。しかしこの方
法は抜本的な解決策とはなりにくい。
に発電量に占める原子力発電の割合が世界的に大となる
現状においてその量はぼう大なものとなり、その安全管
理のためには長年月にわたって多大の費用を要するもの
と考えられる。そこで従来からその解決について研究が
行われ、例えば次の方法が提案されている。その一つは
廃液を一括固化することなく、廃液中から長半減期の超
ウラン元素群のみを分離することにより、管理貯蔵量を
少し÷も少なくしようとする方法である。しかしこの方
法は抜本的な解決策とはなりにくい。
また第２の方法は第２図の系統図のように、再処理施設
（６）からの廃液αＤを分離施設（ロ）に送って長半ｔ
ｓｎの趨ウラン元素群ＴＲＵ（財）と、短半減期のセシ
ウム（Ｃｓ）、ストロンチウム（Ｓｒ）などの核分裂生
成物（Ｆｐ）四の２群に分離する。そして分離された趨
ウラン元素（２）を加工施設四により燃料Ｑ？）に加工
して、これを高速増殖炉、アクチナイド専焼炉。
（６）からの廃液αＤを分離施設（ロ）に送って長半ｔ
ｓｎの趨ウラン元素群ＴＲＵ（財）と、短半減期のセシ
ウム（Ｃｓ）、ストロンチウム（Ｓｒ）などの核分裂生
成物（Ｆｐ）四の２群に分離する。そして分離された趨
ウラン元素（２）を加工施設四により燃料Ｑ？）に加工
して、これを高速増殖炉、アクチナイド専焼炉。
高エネルギ加速器などにおいて燃焼させることにより、
核変換を生じさせて長半減核種の消滅を図る方法である
。
核変換を生じさせて長半減核種の消滅を図る方法である
。
この方法は抜本的な方法と云えるが、再処理で発生した
高レベル廃液から長半減期の超ウラン元素群を更に分離
すると云う群分離工程が加わるため再処理から群分離に
到るまでの工程が長くなる。
高レベル廃液から長半減期の超ウラン元素群を更に分離
すると云う群分離工程が加わるため再処理から群分離に
到るまでの工程が長くなる。
更に高エネルギー加速器、アクチナイド専焼炉で消滅さ
せる場合には、その建設などに対する投資額は巨額なも
のとなり、このため発電コスト上などからその実現には
大きな困難がある。
せる場合には、その建設などに対する投資額は巨額なも
のとなり、このため発電コスト上などからその実現には
大きな困難がある。
本発明は上記のような使用済核燃料問題に鑑みてなされ
たもので、従来の使用済核燃料の再処理工程においてア
クチナイド元素などの超ウラン元素をウラン、プルトニ
ウムと一緒に化学的分離し、これにバージンウランを混
合して原子炉の燃料とすることによって、第２図に示す
ような超ウラン元素群の分離工程を省くと共に、再処理
によって生じた廃棄物の貯蔵管理を容易にすることを目
的とするものである。次に本発明を実施例により更に詳
細に説明する。
たもので、従来の使用済核燃料の再処理工程においてア
クチナイド元素などの超ウラン元素をウラン、プルトニ
ウムと一緒に化学的分離し、これにバージンウランを混
合して原子炉の燃料とすることによって、第２図に示す
ような超ウラン元素群の分離工程を省くと共に、再処理
によって生じた廃棄物の貯蔵管理を容易にすることを目
的とするものである。次に本発明を実施例により更に詳
細に説明する。
第３図は本発明の一実施例系統図である。原子力発電所
（１）からの使用済核燃料（５）を再処理施設（２２）
に送って、ここでウラン（Ｕ ） （７） 、プルトニ
ウム（Ｐｕ）（８）および超ウラン元素群（ＴＲＵ）０
４）の混合物α優と、セシウム（Ｃｓ） 、ストロンチ
ウム（Ｓｒ）およびその他の核分裂生成物（Ｆｐ）Ｑ５
１の２群に分離する。
（１）からの使用済核燃料（５）を再処理施設（２２）
に送って、ここでウラン（Ｕ ） （７） 、プルトニ
ウム（Ｐｕ）（８）および超ウラン元素群（ＴＲＵ）０
４）の混合物α優と、セシウム（Ｃｓ） 、ストロンチ
ウム（Ｓｒ）およびその他の核分裂生成物（Ｆｐ）Ｑ５
１の２群に分離する。
そして分離したウラン、プルトニウム、超ウラン元素群
を燃料加工施設（２３）に送り、ここでバージンウラン
（Ｕ）＠を混合調整して新混合燃料（２１）として原子
炉（１）で燃焼させることにより、長半減核種である超
ウラン元素（Ｔ ＲＵ）の消滅を図る。一方再処理工程
において分離されたセシウム（Ｃｓ） 。
を燃料加工施設（２３）に送り、ここでバージンウラン
（Ｕ）＠を混合調整して新混合燃料（２１）として原子
炉（１）で燃焼させることにより、長半減核種である超
ウラン元素（Ｔ ＲＵ）の消滅を図る。一方再処理工程
において分離されたセシウム（Ｃｓ） 。
ストロンチウム（Ｓｒ） 、核分裂生成物（Ｆｐ）α９
を分離工程（２４）に送り、ここでセシウム、ストロン
チウム、有用金属など（２６）を分離して回収した後、
その他の核分裂生成物（２５）を管理貯蔵（２７）する
が、この中にはウラン、プルトニウムその他超ウラン元
素群は含まれていないので、その貯蔵期間は４年程度と
著しく短縮されるので安全な貯蔵管理が容易となり、こ
のための費用は著しく軽減される。
を分離工程（２４）に送り、ここでセシウム、ストロン
チウム、有用金属など（２６）を分離して回収した後、
その他の核分裂生成物（２５）を管理貯蔵（２７）する
が、この中にはウラン、プルトニウムその他超ウラン元
素群は含まれていないので、その貯蔵期間は４年程度と
著しく短縮されるので安全な貯蔵管理が容易となり、こ
のための費用は著しく軽減される。
一以上の説明から明らかなように、本発明においては従
来方法のようにウラン、プルトニウムの分離と超ウラン
元素の分離とを別々に行うことなく、これらを混合物と
して再処理段階で同時に化学分離するので、処理が従来
に比し簡単になり、さらにそれより発生する廃棄物の管
理も容易となるため、発電コスト中において大きな割合
を占める再処理および廃棄物の貯蔵管理のためのコスト
を著しく低下させることができる。
来方法のようにウラン、プルトニウムの分離と超ウラン
元素の分離とを別々に行うことなく、これらを混合物と
して再処理段階で同時に化学分離するので、処理が従来
に比し簡単になり、さらにそれより発生する廃棄物の管
理も容易となるため、発電コスト中において大きな割合
を占める再処理および廃棄物の貯蔵管理のためのコスト
を著しく低下させることができる。
第１図、第２図は従来の再処理方法の説明図、第３図は
本発明の説明図である。 （１）・・・原子炉、（２）・・・中、低レベル廃棄物
、（３）・・・管理貯蔵、（４）・・・浅層処理、（５
）・・・使用済核燃料、（６）・・・再処理施設、（７
）−・・ウラン、（８）−・・プルトニウム、（９）・
・・燃料加工施設、（至）・・・燃料、ａト・・高レベ
ル放射性廃液、（ロ）・・・管理貯蔵、（至）・・・分
離施設、（財）・・・超ウラン元素、（至）・・・セシ
ウム、ストロンチウムおよびその他の核分裂生成物、（
至）・・・ＴＲＵ燃料加工施設、（７）・・・ＴＲＵ燃
料、Ｑｌ・・・高速増殖炉、（２）・・・ウラン、プル
トニウム、超ウラン元素群の混合物、（至）・・・バー
ジンウラン、（２１）・・・新混合燃料、（２２）・・
・本発明の再処理施設、（２３）・・・新混合燃料加工
施設、（２４）−・・分離工程、（２５）・・・核分裂
生成物、（２６）・・・セシウム、ストロンチウムその
他有用金属、（２７）・・・管理貯蔵。
本発明の説明図である。 （１）・・・原子炉、（２）・・・中、低レベル廃棄物
、（３）・・・管理貯蔵、（４）・・・浅層処理、（５
）・・・使用済核燃料、（６）・・・再処理施設、（７
）−・・ウラン、（８）−・・プルトニウム、（９）・
・・燃料加工施設、（至）・・・燃料、ａト・・高レベ
ル放射性廃液、（ロ）・・・管理貯蔵、（至）・・・分
離施設、（財）・・・超ウラン元素、（至）・・・セシ
ウム、ストロンチウムおよびその他の核分裂生成物、（
至）・・・ＴＲＵ燃料加工施設、（７）・・・ＴＲＵ燃
料、Ｑｌ・・・高速増殖炉、（２）・・・ウラン、プル
トニウム、超ウラン元素群の混合物、（至）・・・バー
ジンウラン、（２１）・・・新混合燃料、（２２）・・
・本発明の再処理施設、（２３）・・・新混合燃料加工
施設、（２４）−・・分離工程、（２５）・・・核分裂
生成物、（２６）・・・セシウム、ストロンチウムその
他有用金属、（２７）・・・管理貯蔵。
Claims (1)
- 原子炉からの使用済核燃料をウラン、プルトニウム、超
ウラン元素群の混合物と、その他の短半減期核分裂生成
物などの２群に分離し、その第１群の、ウラン、プルト
ニウム、超ウラン元素群の混合物にウランを混合してこ
れを原子炉の燃料として使用し、また第２群の短半減期
核分裂生成物等からはセシウム、ストロンチウムその他
の有用金属を分離回収し、その他の核分裂生成物を貯蔵
するようにして、使用済核燃料の再処理工程を簡単にす
ると共にその際生ずる廃棄物の管理貯蔵を容易にするこ
とを特徴とする使用済核燃料の再処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60139065A JPS62898A (ja) | 1985-06-27 | 1985-06-27 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60139065A JPS62898A (ja) | 1985-06-27 | 1985-06-27 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62898A true JPS62898A (ja) | 1987-01-06 |
Family
ID=15236675
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60139065A Pending JPS62898A (ja) | 1985-06-27 | 1985-06-27 | 使用済核燃料の再処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62898A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
-
1985
- 1985-06-27 JP JP60139065A patent/JPS62898A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
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