使用済原子燃料の再処理方法
【課題】簡易に再処理を行う。放射性廃棄物の量を減らす。
【解決手段】使用済原子燃料３６を部分的に溶融し、その溶融部分３７を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離する。使用済原子燃料３６を被覆材９に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させることもできる。
【解決手段】使用済原子燃料３６を部分的に溶融し、その溶融部分３７を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離する。使用済原子燃料３６を被覆材９に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させることもできる。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、使用済原子燃料の再処理方法に関する。さらに詳述すると、本発明は化学薬品や溶液等を使わずに使用済原子燃料中の核分裂生成物を分離する使用済原子燃料の再処理方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
燃焼後の原子燃料中には原子燃料資源が多く残っていため、使用済原子燃料の再処理が行われる。再処理方法には、原子燃料を溶かして溶媒抽出する湿式法と、水を使わない乾式法がある。
【０００３】
湿式再処理方法として、ピューレックス（ＰＵＲＥＸ）法が実用化されている。ピューレックス法では、溶媒に燐酸トリブチル（ＴＢＰ）を使用する。ＴＢＰをドデカン（希釈剤）に溶かした有機溶媒を、使用済原子燃料を溶かした硝酸溶液に混ぜると、ウランとプルトニウムは溶媒側に移り、核分裂生成物の大部分は硝酸溶液に残る。これを利用してウラン及びプルトニウムと核分裂生成物とを分離することができる。
【０００４】
また、乾式再処理方法としては、例えば高温でフッ化物として蒸留する方法、溶融塩として処理する方法等が研究されている。
【０００５】
【非特許文献１】「新版 原子力ハンドブック」オーム社 平成元年３月３０日第１版第１刷発行 ｐ．５６１−５６５
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、上述の各再処理方法は大掛かりな装置や設備類が必要であり、簡易な方法の開発が要請されている。また、上述の湿式再処理方法は溶液を使用しており、放射性廃棄物を多量に発生させてしまう。
【０００７】
本発明は、簡易な方法で使用済原子燃料中の原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができると共に、放射性廃棄物の発生量を減らすことができる使用済原子燃料の再処理方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
かかる目的を達成するために、請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法は、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離するものである。
【０００９】
使用済原子燃料には原子燃料物質であるウランやプルトニウムの他に、セシウム、ストロンチウムなどの核分裂生成物（ＦＰ）が含まれている。核分裂生成物は一般的に化合物の状態で存在しており、金属燃料として存在する原子燃料物質よりも溶融温度が高い。この溶融温度の差を利用して原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。つまり、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させると、溶融温度が低く溶けやすい金属燃料が上に、溶融温度が高く溶けにくい核分裂生成物が下にそれぞれ移動するので、これらを分離することができる。
【００１０】
また、請求項２記載の使用済原子燃料の再処理方法は、使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させるものである。燃料要素の被覆材はその性質上熱伝達に優れているので、被覆材の外側から内側の使用済原子燃料を加熱することができる。外側から加熱された原子燃料は被覆材の中で部分的に溶融し、その溶融部分を移動させることで原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。
【発明の効果】
【００１１】
請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法では、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離するので、簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。原子燃料物質と核分裂生成物との分離に化学薬品や溶液等を使用しないので、安全性が高く、また放射性廃棄物を減らすことができる。また、分離に必要な処理工程を減らすことができると共に、分離に必要な装置・設備類が簡単なものとなる。これらのため、分離に要するコストを抑えることができる。また、例えば原子力施設等の空きスペースなどに再処理ラインを設けることが可能になり、原子力施設の敷地内での再処理が可能になるので、大変合理的であると共に、核輸送の面からも安全である。さらに、原子燃料物質の臨界質量は周りの物質条件によって大きく影響され、水（水素と酸素の化合物）の様な軽い元素からなる物質があると極端に小さくなってしまうが、本発明では分離に水を使用しないので臨界質量の極端な減少を防止することができ、安全性に優れている。また、例えば分離性能をある程度犠牲にしても簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物との分離を行う必要がある場合や、原子燃料物質と核分裂生成物とを大まかに分離できれば良い場合などに、特に有効な方法である。
【００１２】
なお、原子燃料物質と核分裂生成物とを分離した後、核分裂生成物を機械的に除去し、例えば劣化ウラン等の燃料物質を追加することで、燃料要素を継続して利用することができる。このため、燃料資源を有効に活用することができる。
【００１３】
また、請求項２記載の使用済原子燃料の再処理方法では、使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させるので、使用済原子燃料を被覆材の中で原子燃料物質と核分裂生成物とに分離することができ、原子炉から取り出した燃料要素をそのまま処理することができる。このため、少なくとも原子燃料物質と核分裂生成物との分離工程では核分裂性物質や放射性物質を裸のかたちで取り扱わずに済み、安全性に優れている。また、分離した核分裂生成物を除去した後、原子燃料を補充することで燃料要素を再使用することができる。このため経済的であり、しかも放射性廃棄物を減らすことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。
【００１５】
図１から図５に、本発明の使用済原子燃料の再処理方法の実施形態の一例を概念的に示す。この使用済原子燃料の再処理方法（以下、単に再処理方法という）は、使用済原子燃料３６を部分的に溶融し、その溶融部分３７を移動させて原子燃料物質３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離するものである。本実施形態では、使用済原子燃料３６を被覆材９に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させる。即ち、燃料要素３の状態で原子燃料物質３６ａと核分裂生成物３６ｂとの分離が行われる。
【００１６】
使用済原子燃料３６は、例えば溶融状態で被覆材９内に流し込んで固化させた金属燃料２を燃焼させたものである。この金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。使用済原子燃料３６中には燃え残りの原子燃料物質３６ａや新たに生成された原子燃料物質３６ａが金属燃料の形態で多量に含まれている。金属燃料（原子燃料物質）３６ａの溶融温度は比較的低く、例えば１１００℃程度の温度では溶融している。また、使用済原子燃料３６中に含まれる核分裂生成物３６ｂは一般的に化合物となっているので、溶融温度が比較的高く、例えば１５００℃以上である。
【００１７】
燃料要素３の被覆材９としては、例えばステンレス鋼やジルコニウム合金が使用される。ただし、被覆材９の材料はステンレス鋼やジルコニウム合金に限るものではなく、被覆材９としての性質を有し、ヒータ３８に加熱されても溶融しない材料であれば特に限定されない。
【００１８】
燃料要素３の周囲にはヒータ３８が設けられている。ヒータ３８は、例えば高周波誘導加熱用のヒータであり、被覆材９の周囲から加熱を行い使用済原子燃料３６を部分的に溶融させる。ただし、加熱方法としては高周波誘導加熱に限るものではない。ヒータ３８は図示しない駆動装置に支持されており、燃料要素３の一端に対向する位置から他端に対向する位置まで移動できる。本実施形態では、燃料要素３の上端に対向する位置から下端に対向する位置まで移動できる。ヒータ３８が移動すると、使用済原子燃料３６の溶融部分３７も移動する。
【００１９】
ヒータ３８によって使用済原子燃料３６は金属燃料３６ａが溶融し且つ化合物の状態の核分裂生成物（以下、単に核分裂生成物という）３６ｂは溶融しない温度Ｔに加熱される。つまり、溶融部分３７では、金属燃料３６ａは溶融しているが、核分裂生成物３６ｂは溶融していない。ヒータ３８は使用済原子燃料３６を温度Ｔに加熱できる温度で加熱を行う。本実施形態では、更に被覆材９を溶融させない温度でヒータ３８は加熱を行う。なお、温度Ｔは、金属燃料３６ａは溶融し且つ核分裂生成物３６ｂは溶融しない温度であれば特に限定されないが、例えば１４００℃〜１５００℃の範囲の温度であることが好ましい。下限温度を例えば１４００℃としたのは、１４００℃未満では溶融しない金属燃料３６ａが残存する虞があるからである。また、上限温度を１５００℃としたのは、１５００℃を超えると核分裂生成物３６ｂが溶融する虞があるからである。なかでも例えば１５００℃付近の温度が好ましい。ただし、これらの温度は厳密な値ではなく、多少の誤差があっても良い。
【００２０】
ヒータ３８によって使用済原子燃料３６を部分的に溶融させ、ヒータ３８をゆっくり移動させて溶融部分３７を移動させる（領域溶融法）。溶融部分３７では、金属燃料３６ａのみが溶融しており、核分裂生成物３６ｂは溶融していない。溶融部分３７を数回往復させることで、図２に示すように金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離することができる。
【００２１】
分離では金属燃料３６ａは上に、核分裂生成物３６ｂは下に移動するので、例えば燃料要素３の上下を逆にして被覆材９の下蓋部分を切断した後、被覆材９の中から核分裂生成物３６ｂを取り出す（図３）。そして、例えば劣化ウラン等の金属燃料３９を補充し（図４）、新しい下蓋９ａを溶接して密封することで、これから燃焼させる金属燃料２を被覆材４内に収容した燃料要素３を製造することができる（図５）。即ち、燃料要素３を再生し、金属燃料２の反応性能を回復することができる。
【００２２】
なお、核分裂生成物３６ｂは放射性廃棄物であるが、固体の状態であり取り扱いや管理が容易である。核分裂生成物３６ｂを含め発生した放射性廃棄物は、例えば既に実用化されている方法で処分される。
【００２３】
本発明の再処理方法では使用済原子燃料３６を燃料要素３の状態で再処理することができるので、大変合理的である。また、少なくとも分離工程（図１，図２）では原子燃料物質３６ａや放射性物質を裸のかたちで取り扱わずに済み、再処理工程全体としても原子燃料物質３６ａや放射性物質を裸のかたちで取り扱う工程を少なくできるので、安全性に優れている。
【００２４】
また、分離した核分裂生成物３６ｂを除去した後、原子燃料を補充することで燃料要素３を再使用することができるため、経済的であり、しかも放射性廃棄物を減らすことができる。
【００２５】
また、使用済原子燃料３６を部分的に溶融させ、その溶融部分３７を移動させることで金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離しているので、簡易な方法となる。また、金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとの分離に化学薬品や溶液等を使用しないので、安全性が高く、また廃液等の放射性廃棄物の発生を抑えることができる。また、分離に必要な処理工程を減らすことができると共に、分離に必要な装置・設備類が簡単なものとなる。これらのため、分離に要するコストを抑えることができる。
【００２６】
また、大掛かりな装置・設備類を必要としないため、例えば原子力施設等の空きスペースなどに再処理ラインを設けることが可能になり、原子力施設の敷地内での再処理が可能になる。このため、使用済原子燃料３６の輸送を不要にし大変合理的であると共に、核輸送の面（核拡散防止）からもさらに安全である。
【００２７】
原子燃料物質３６ａの臨界質量は周りの物質条件によって大きく影響され、水（水素と酸素の化合物）の様な軽い元素からなる物質があると極端に小さくなってしまうが、本発明の再処理方法では分離に水を使用しないので臨界質量の極端な減少を防止することができ、安全性に優れている。
【００２８】
本発明の再処理方法は簡易な方法である。例えば分離性能をある程度犠牲にしても簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物との分離を行う必要がある場合や、原子燃料物質と核分裂生成物とを大まかに分離できれば良い場合などに、特に有効である。
【００２９】
本発明の再処理方法を適用可能な燃料要素３としては、例えば高速炉で使用される燃料要素や燃料棒等を例示できるが、これらに限るものではなく、金属燃料２を被覆材９で覆うタイプの燃料要素３であれば、サイズや形状、使用する原子炉の種類等とは無関係に適用可能である。
【００３０】
なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。
【００３１】
例えば、上述の説明では、分離後の核分裂生成物３６ｂを被覆材９の下蓋を切断して中から取り出し除去するようにしていたが、必ずしもこの方法に限るものではない。つまり、被覆材９の下蓋のみを切断して核分裂生成物３６ｂを取り出すのではなく、例えば燃料要素３の核分裂生成物３６ｂと金属燃料３６ａとの境界部分を被覆材９ごと切断し、被覆材９の切断と核分裂生成物３６ｂの除去とを同時に行っても良い。
【００３２】
また、上述の説明では、燃料要素３の状態のままで、即ち使用済原子燃料３６を被覆材９の中に入れたままの状態で分離を行っていたが、分離を行う前に使用済原子燃料３６を被覆材９の中から取り出し、例えば坩堝内で分離を行っても良い。即ち、使用済原子燃料３６を被覆材９から取り出して坩堝に移した後、一旦溶融させ、全体を冷却固化させた後、部分的に溶融させてその溶融部分３７を移動させることで金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離するようにしても良い。
【００３３】
さらに上述の説明では、金属燃料２として溶融状態で被覆材９内に流し込んで固化させたものを対象にしていたが、これに限るものではなく、例えば粒子状の金属燃料を被覆材９内に充填したものを対象にすることもできる。
【００３４】
本発明の再処理方法は、例えば図６及び図７に示す高速炉１の燃料要素３の再処理に適用できる。
【００３５】
この高速炉１は、金属燃料２を有する燃料要素３と、燃料要素３を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）４とを収容する原子炉容器５をプール６内に設置したものである。原子炉容器５内には多数の燃料要素３が若干の隙間７をあけて並べられており、炉心２７が構成されている。なお、図６では２つの燃料要素３を記載しているが、実際には多数の燃料要素３が設けられている。燃料要素３の集合体の周囲には円筒体８が設けられている。
【００３６】
燃料要素３の横断面を図７に示す。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器（被覆材）９と、燃料要素容器９内を上下方向に貫通する冷却管１０とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料２は燃料要素容器９の内側面及び冷却管１０の外周面に接触しており、液体金属冷却材４によって燃料要素容器９の外側面と冷却管１０の内周面を冷却している。つまり、高速炉１が運転されて金属燃料２が高温になると金属燃料２は膨張するが、少なくとも膨張したときには金属燃料２は燃料要素容器９と冷却管１０に十分に接触し、金属燃料２で生じた熱を燃料要素容器９と冷却管１０に良好に伝達することができる。
【００３７】
液体金属冷却材４としては、水と激しく反応する液体ナトリウム以外の液体金属、例えば液体の鉛−ビスマスを使用する。ただし、液体金属冷却材４として液体の鉛−ビスマス以外の液体金属、例えば水銀、鉛等を使用しても良い。
【００３８】
燃料要素容器９は、例えばステンレス鋼製のボックスである。また、冷却管１０は、例えばステンレス鋼製の管である。ただし、これらの材料はステンレス鋼に限るものではなく、ステンレス鋼以外の材料を採用しても良い。複数の冷却管１０が燃料要素容器９を上下方向に貫通している。
【００３９】
金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。金属燃料２は、例えば粒子形状を成しており、燃料要素容器９内に充填されている。燃料要素容器９内には金属燃料２が例えば充填率（スミヤー密度）５０〜８０％程度で充填されており、金属燃料２の隙間には例えばＨｅ等の不活性ガスが充填されている。また、金属燃料２の上方空間は、例えばＨｅ等の不活性ガス溜１１となっている。粒子状の金属燃料２を充填しているので、燃料要素容器９内で金属燃料２が動くことができ、運転時の体積膨張を逃がすことができる。また、金属燃料２の核分裂によって発生したクリプトンやキセノン等のガスは不活性ガス溜１１に溜められる。金属燃料２で発生した熱は接触によって燃料要素容器９や冷却管１０に直接伝達されるが、隙間に充填された不活性ガスによっても伝達される。
【００４０】
なお、実際には、例えば図８に示すように、炉心２７の中央２７ａに上述の金属燃料２を充填した燃料要素３を配置し、その周囲２７ｂにブランケット燃料を充填した燃料要素３を配置し、高速中性子の漏れ防止とプルトニウムの増殖が図られている。
【００４１】
燃料要素３は、例えば１０ｍｍの間隔（燃料要素の間隔、ピッチ間隔は１５７ｍｍ）をあけて並べられている。また、燃料要素３の大きさは、横断面のサイズが例えば０．１５２ｍ×０．１５２ｍ、高さが例えば２ｍである。１つの燃料要素３には、例えば１００本（図７では２５本のみ図示）の冷却管１０が設けられている。冷却管１０の内径は、例えば１１ｍｍである。冷却管１０は、例えば１５ｍｍの間隔をあけて並べられている。ただし、これらの数値は一例であり、これらの数値に限るものではない。必要な冷却能力や出力等に応じて適宜設計する。
【００４２】
本実施形態では、液体金属冷却材４を冷却管１０内に強制的に循環させる冷却材駆動機構１２を燃料要素３毎に設けている。冷却材駆動機構１２は、例えば電磁ポンプ（ＥＭＰ）である。冷却材駆動機構１２は燃料要素容器９の下端開口部分に設けられており、燃料要素３の下から液体金属冷却材４を吸い込んで冷却管１０内に向けて吐出する。各冷却材駆動機構１２毎に通電量を変えて吐出量を調節することができる。
【００４３】
原子炉容器５内の上部には、例えばＨｅ、窒素、アルゴン等の不活性ガスが充填された不活性ガス溜１３となっている。液体金属冷却材４の温度変化に伴う体積変動を、不活性ガス溜１３の体積を変化させることで吸収することができる。
【００４４】
原子炉容器５内には蒸気発生器１４が設置されている。蒸気発生器１４は例えば円筒形状をなし、液体金属冷却材４の液面４ａに近い位置に配置され、原子炉容器５の内周面に取り付けられている。蒸気発生器１４には、二次冷却材１５を循環させる流路１６，１７が接続されている。二次冷却材１５は、例えば水／蒸気である。蒸気発生器１４は、一次冷却材としての液体金属冷却材４と二次冷却材１５としての水との間で熱交換を行い、蒸気を発生させる。
【００４５】
原子炉容器５の上面には、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８が設置されている。なお、図６では制御棒と安全棒をまとめて棒１９で示しているが、実際には複数の制御棒と複数の安全棒が設置されており、駆動機構１８によって位置制御される。制御棒や安全棒は、各燃料要素３間の隙間７に挿入される。ただし、冷却管１０と同様の燃料要素容器９を貫通するパイプを設け、このパイプ内に制御棒や安全棒を挿入するようにしても良い。
【００４６】
原子炉容器５はプール６内に設置されている。プール６には、運転停止時にたとえ二次冷却材１５による冷却が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水が蓄えられている。この水には、例えばエチレングリコール等の蒸気爆発防止剤が添加されている。プール６内は蓋２０によって密閉され、加圧されている。例えば、１０気圧〜数十気圧程度に加圧されている。プール６内の水の温度は、例えば常温である。なお、蓋２０は放射性物質を閉じ込める機能も有している。
【００４７】
高速炉１の燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０や冷却材駆動機構１２を取り外しても良いが、冷却管１０は取り外さなくても良い。
【００４８】
また、本発明の再処理方法は、例えば図９及び図１０に示す高速炉１の燃料要素３の再処理にも適用できる。
【００４９】
この高速炉１は、金属燃料２を密封した燃料要素３をプール６内に設置すると共に、燃料要素３内に水蒸気又は水蒸気と水との２相流（水蒸気／水２相流）３４を循環させて炉心２７を冷却するものである。プール６内には多数の燃料要素３が若干の隙間７をあけて並べられており、炉心２７が構成されている。燃料要素３はプール６内に直接設置されている。
【００５０】
なお、図９では２つの燃料要素３を記載しているが、実際には多数の燃料要素３が設けられている。各燃料要素３間の隙間７を流れるプール６内の水又は水と水蒸気の２相流（水／水蒸気２相流）３３は高速中性子を減速させるので、高速炉１では負の反応度を与えることになる。このため、隙間７を流れる水の流量は最大でも炉心２７の核分裂連鎖反応を維持できる程度の流量とし、この流量にあわせて隙間７の広さを決定する。なお、本実施形態では、プール６内に貯める水又は水／水蒸気２相流３３として、水３３を使用する。ただし、水３３に代えて、水と水蒸気とが混在した状態の水／水蒸気２相流３３を使用しても良い。
【００５１】
本実施形態では、炉心冷却材３４として水（冷却材）を使用し、これを炉心２７では水蒸気の状態又は水蒸気／水２相流の状態で使用する。炉心冷却材３４としての水蒸気によって減速される高速中性子の数は少ないので、水蒸気３４で炉心２７を冷却しても高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。また、炉心冷却材３４としての水蒸気／水２相流は、水蒸気と高ボイド率の水とが混在した状態のものであり、減速材となる水の存在割合が小さく減速される高速中性子の数は少ないので、水蒸気／水２相流３４で炉心２７を冷却しても高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。即ち、水蒸気／水２相流３４としては、高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる程度に高ボイド率の水と水蒸気とが混在したものを使用する。
【００５２】
燃料要素３の横断面を図１０に示す。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器（被覆材）９と、燃料要素３内を循環し水蒸気又は水蒸気／水２相流３４が流れる冷却管１０とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料２は冷却管１０の外周面及び燃料要素容器９の内側面に接触しており、燃料要素３の内と外から冷却を行うようにしている。つまり、高速炉１が運転されて金属燃料２が高温になると金属燃料２は膨張するが、少なくとも膨張したときには金属燃料２は燃料要素容器９と冷却管１０に十分に接触し、金属燃料２で生じた熱を燃料要素容器９と冷却管１０に良好に伝達することができる。燃料要素容器９内の金属燃料２の下には、例えばＳＵＳ等のステンレス鋼製の反射体２９が設けられている。ただし、反射体２９の材料はＳＵＳ以外のステンレス鋼でも良く、またステンレス鋼以外の材料でも良い。
【００５３】
反射体２９は熱交換器としても機能する。つまり、燃料要素３の下方への中性子の漏れを防ぐ反射体２９を熱交換器としても使用している。これにより、燃料要素３の下部に熱交換器が設置され、燃料要素３に炉心冷却材として冷却水３４を供給し、炉心２７冷却後の水蒸気又は水蒸気／水２相流３４によって炉心２７冷却前の液体状態の冷却水３４を加熱して水蒸気又は水蒸気／水２相流３４にする。
【００５４】
燃料要素容器９は、例えばステンレス鋼製のボックスである。また、冷却管１０は、例えばステンレス鋼製の管である。ただし、これらの材料はステンレス鋼に限るものではなく、ステンレス鋼以外の材料、例えばジルコニウム合金やその他の材料を採用しても良い。冷却管１０は、炉心冷却材３４を循環させる流入管３０と流出管３１のいずれか一方より分岐して燃料要素３内に下から進入している。流入管３０より分岐した冷却管（以下、流入側冷却管という）１０と流出管３１より分岐した冷却管（以下、流出側冷却管という）１０とが１本ずつペアとなり、ペア毎に上端を連通させている。つまり、流入側冷却管１０と流出側冷却管１０とでＵ字管を構成している。各冷却管１０の下端、具体的には流入側冷却管１０の下端（上流端）と流出側冷却管１０の下端（下流端）は反射体２９を貫通している。冷却管１０は反射体２９に対して十分に接触しており、熱伝達が行われる。このように、金属燃料２と、金属燃料２を収容し、水又は水／水蒸気２相流３３中に設置された燃料要素容器９と、燃料要素容器９内を循環し、水蒸気又は水蒸気／水２相流３４が流れる冷却管１０とを備える高速炉用燃料要素３が構成される。
【００５５】
金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。金属燃料２は、例えば粒子形状を成しており、燃料要素容器９内に充填されている。燃料要素容器９内には金属燃料２が例えば充填率（スミヤー密度）５０〜８０％程度で充填されており、金属燃料２の隙間には例えばＨｅ等の不活性ガスが充填されている。また、金属燃料２の上方空間は、例えばＨｅ等の不活性ガス溜１１となっている。粒子状の金属燃料２を充填しているので、燃料要素容器９内で金属燃料２が動くことができ、運転時の体積膨張を逃がすことができる。また、金属燃料２の核分裂によって発生したクリプトンやキセノン等のガスは不活性ガス溜１１に溜められる。金属燃料２で発生した熱は接触によって燃料要素容器９や冷却管１０に直接伝達されるが、隙間に充填された不活性ガスによっても伝達される。
【００５６】
燃料要素３は、例えば１．６ｍｍの間隔（ただし燃料要素３の間隔。ピッチ間隔では１００ｍｍ）をあけて並べられている。また、燃料要素３の大きさは、横断面のサイズが例えば０．１ｍ×０．１ｍ、高さが例えば２ｍである。１つの燃料要素３には、例えば６４本（図１０では２４本のみ図示）の冷却管１０が設けられている。冷却管１０の内径は、例えば４ｍｍである。冷却管１０は、例えば１３ｍｍの間隔をあけて並べられている。ただし、これらの数値は一例であり、これらの数値に限るものではない。必要な冷却能力や出力等に応じて適宜設計する。
【００５７】
なお、実際には、例えば図８に示すように、炉心２７の中央２７ａに上述の金属燃料２を充填した燃料要素３を配置し、その周囲２７ｂにブランケット燃料を充填した燃料要素３を配置し、高速中性子の漏れ防止とプルトニウムの増殖が図られている。金属燃料２は、例えば濃縮ウランとして１０％のものを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金（Ｚｒが１０％、Ｕが９０％）、ブランケット燃料は、例えば０．２％の劣化ウランを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金である。
【００５８】
プール６内はプール蓋２０によって密閉されている。プール６内の水３３の水面３３ａの上には、例えばＨｅ、窒素、アルゴン等の不活性ガスが充填された不活性ガス溜１３となっている。水３３の温度変化に伴う体積変動を、不活性ガス溜１３の体積を変化させることで吸収することができる。
【００５９】
プール６には、運転停止時にたとえ炉心冷却材３４による冷却が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水３３が蓄えられている。プール６内の水３３の温度は、例えば常温である。なお、プール蓋２０は放射性物質を閉じ込める機能も有している。
【００６０】
なお、プール６内の水３３を冷却するプール冷却系を設け、高速炉１の通常運転時における水３３の温度上昇や、運転停止時の水３３の温度上昇を防止するようにしても良い。また、プール冷却系に代えて、二次冷却系との間で熱交換を行う熱交換器を設けても良い。
【００６１】
プール蓋２０の上面には、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８が設置されている。なお、図９では制御棒と安全棒をまとめて棒１９で示しているが、実際には複数の制御棒と複数の安全棒が設置されており、駆動機構１８によって位置制御される。制御棒や安全棒は、例えば冷却管１０と並べらて設置された管３２内に挿入される。即ち、制御棒や安全棒は燃料要素３内に挿入される。ただし、各燃料要素３間の隙間７に制御棒や案内棒を挿入するようにしても良い。
【００６２】
高速炉１の燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０や反射体２９を取り外しても良いが、取り外さなくても良い。
【００６３】
また、図９の高速炉１では、燃料要素３をプール６内に設置していたが、水又は水／水蒸気２相流３３中、即ち外側冷却材３３中であれば必ずしもプール６内に設置しなくても良い。例えば図１１に示すように、原子炉容器２５内に燃料要素３を設置すると共に、原子炉容器２５内に水又は水／水蒸気２相流３３を貯めるようにしても良い。なお、図１１の高速炉１では図９の高速炉１と同一の部材については同一の符号を付してあり、それらの説明を省略する。
【００６４】
図１２に燃料要素３の横断面を、図１３に燃料ユニット３５の断面をそれぞれ示す。この例では、金属燃料２として、一旦溶融させたものを型に流し込んで冷却し固化させた燃料ユニット３５を使用している。１つの燃料要素容器９内には、例えば６４個（８列×８列）の燃料ユニット３５が並べられている。各燃料ユニット３５には予め冷却管１０又は制御棒や安全棒を挿入する管３２を設置した後に、溶融金属燃料を流し込んでいる。
【００６５】
原子炉容器２５内には、運転停止時にたとえ外部からの冷却材の供給が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水又は水／水蒸気２相流３３が蓄えられている。原子炉容器２５内には円筒状のシュラウド８が設けられており、このシュラウド８内に燃料要素３は設置されている。本実施形態では、燃料要素３の冷却管１０は燃料要素容器９を上下に貫通している。図示しない制御棒や安全棒は、例えば炉心の下から挿入される。ただし、炉心の上から挿入する構成としても良い。
【００６６】
外側冷却材である水又は水／水蒸気２相流３３は流入管３０から原子炉容器２５内に供給され、原子炉容器２５内の底部から燃料要素３の冷却管１０内に流入し、炉心２７の熱で水蒸気又は水蒸気／水２相流３４（内側冷却材）となって上昇する。また、原子炉容器２５の底部の水又は水／水蒸気２相流３３の一部はそのまま外側冷却材として燃料要素３の間の隙間７に流入し、ここで加熱されて上昇する。そして、水面３３ａの上に到達した水蒸気は流出管３１から流出し、例えば発電等に使用される。また、燃料要素３の内側又は外側を通り抜けた流れの液相部分はシュラウド８を越えて外側冷却材となり、シュラウド８の外側を下降する。このようにして炉心冷却材の流れが形成され、炉心２７が冷却される。
【００６７】
図１１の高速炉１でも、図９の高速炉１と同様に、炉心２７の冷却を主に行う内側冷却材３４は水蒸気又は水蒸気／水２相流であり、また、炉心２７における核分裂連鎖反応を考慮して外側冷却材が流れる隙間７の広さを決定しているので、炉心２７において高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。
【００６８】
この高速炉１でも燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０を取り外しても良いが、取り外さなくても良い。
【図面の簡単な説明】
【００６９】
【図１】本発明の使用済原子燃料の再処理方法を示し、溶融部分を移動させている状態を説明するための概念図である。
【図２】図１に続く状態を示し、金属燃料と核分裂生成物を分離した状態を説明するための概念図である。
【図３】図２に続く状態を示し、核分裂生成物を除去する様子を説明するための概念図である。
【図４】図３に続く状態を示し、金属燃料を補充する様子を説明するための概念図である。
【図５】図４に続く状態を示し、燃料要素を再生した様子を説明するための概念図である。
【図６】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第１の実施形態を示す概略構成図である。
【図７】図６の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図８】図６の高速炉の炉心の概念図である。
【図９】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第２の実施形態を示す概略構成図である。
【図１０】図９の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図１１】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第３の実施形態を示す概略構成図である。
【図１２】図１１の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図１３】図１２の燃料要素を構成する燃料ユニットの断面図である。
【符号の説明】
【００７０】
９ 被覆材
３６ 使用済原子燃料
３６ａ 原子燃料物質（原子燃料）
３６ｂ 核分裂生成物
３７ 使用済原子燃料の溶融部分
【技術分野】
【０００１】
本発明は、使用済原子燃料の再処理方法に関する。さらに詳述すると、本発明は化学薬品や溶液等を使わずに使用済原子燃料中の核分裂生成物を分離する使用済原子燃料の再処理方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
燃焼後の原子燃料中には原子燃料資源が多く残っていため、使用済原子燃料の再処理が行われる。再処理方法には、原子燃料を溶かして溶媒抽出する湿式法と、水を使わない乾式法がある。
【０００３】
湿式再処理方法として、ピューレックス（ＰＵＲＥＸ）法が実用化されている。ピューレックス法では、溶媒に燐酸トリブチル（ＴＢＰ）を使用する。ＴＢＰをドデカン（希釈剤）に溶かした有機溶媒を、使用済原子燃料を溶かした硝酸溶液に混ぜると、ウランとプルトニウムは溶媒側に移り、核分裂生成物の大部分は硝酸溶液に残る。これを利用してウラン及びプルトニウムと核分裂生成物とを分離することができる。
【０００４】
また、乾式再処理方法としては、例えば高温でフッ化物として蒸留する方法、溶融塩として処理する方法等が研究されている。
【０００５】
【非特許文献１】「新版 原子力ハンドブック」オーム社 平成元年３月３０日第１版第１刷発行 ｐ．５６１−５６５
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、上述の各再処理方法は大掛かりな装置や設備類が必要であり、簡易な方法の開発が要請されている。また、上述の湿式再処理方法は溶液を使用しており、放射性廃棄物を多量に発生させてしまう。
【０００７】
本発明は、簡易な方法で使用済原子燃料中の原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができると共に、放射性廃棄物の発生量を減らすことができる使用済原子燃料の再処理方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
かかる目的を達成するために、請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法は、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離するものである。
【０００９】
使用済原子燃料には原子燃料物質であるウランやプルトニウムの他に、セシウム、ストロンチウムなどの核分裂生成物（ＦＰ）が含まれている。核分裂生成物は一般的に化合物の状態で存在しており、金属燃料として存在する原子燃料物質よりも溶融温度が高い。この溶融温度の差を利用して原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。つまり、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させると、溶融温度が低く溶けやすい金属燃料が上に、溶融温度が高く溶けにくい核分裂生成物が下にそれぞれ移動するので、これらを分離することができる。
【００１０】
また、請求項２記載の使用済原子燃料の再処理方法は、使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させるものである。燃料要素の被覆材はその性質上熱伝達に優れているので、被覆材の外側から内側の使用済原子燃料を加熱することができる。外側から加熱された原子燃料は被覆材の中で部分的に溶融し、その溶融部分を移動させることで原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。
【発明の効果】
【００１１】
請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法では、使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離するので、簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することができる。原子燃料物質と核分裂生成物との分離に化学薬品や溶液等を使用しないので、安全性が高く、また放射性廃棄物を減らすことができる。また、分離に必要な処理工程を減らすことができると共に、分離に必要な装置・設備類が簡単なものとなる。これらのため、分離に要するコストを抑えることができる。また、例えば原子力施設等の空きスペースなどに再処理ラインを設けることが可能になり、原子力施設の敷地内での再処理が可能になるので、大変合理的であると共に、核輸送の面からも安全である。さらに、原子燃料物質の臨界質量は周りの物質条件によって大きく影響され、水（水素と酸素の化合物）の様な軽い元素からなる物質があると極端に小さくなってしまうが、本発明では分離に水を使用しないので臨界質量の極端な減少を防止することができ、安全性に優れている。また、例えば分離性能をある程度犠牲にしても簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物との分離を行う必要がある場合や、原子燃料物質と核分裂生成物とを大まかに分離できれば良い場合などに、特に有効な方法である。
【００１２】
なお、原子燃料物質と核分裂生成物とを分離した後、核分裂生成物を機械的に除去し、例えば劣化ウラン等の燃料物質を追加することで、燃料要素を継続して利用することができる。このため、燃料資源を有効に活用することができる。
【００１３】
また、請求項２記載の使用済原子燃料の再処理方法では、使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させるので、使用済原子燃料を被覆材の中で原子燃料物質と核分裂生成物とに分離することができ、原子炉から取り出した燃料要素をそのまま処理することができる。このため、少なくとも原子燃料物質と核分裂生成物との分離工程では核分裂性物質や放射性物質を裸のかたちで取り扱わずに済み、安全性に優れている。また、分離した核分裂生成物を除去した後、原子燃料を補充することで燃料要素を再使用することができる。このため経済的であり、しかも放射性廃棄物を減らすことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。
【００１５】
図１から図５に、本発明の使用済原子燃料の再処理方法の実施形態の一例を概念的に示す。この使用済原子燃料の再処理方法（以下、単に再処理方法という）は、使用済原子燃料３６を部分的に溶融し、その溶融部分３７を移動させて原子燃料物質３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離するものである。本実施形態では、使用済原子燃料３６を被覆材９に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させる。即ち、燃料要素３の状態で原子燃料物質３６ａと核分裂生成物３６ｂとの分離が行われる。
【００１６】
使用済原子燃料３６は、例えば溶融状態で被覆材９内に流し込んで固化させた金属燃料２を燃焼させたものである。この金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。使用済原子燃料３６中には燃え残りの原子燃料物質３６ａや新たに生成された原子燃料物質３６ａが金属燃料の形態で多量に含まれている。金属燃料（原子燃料物質）３６ａの溶融温度は比較的低く、例えば１１００℃程度の温度では溶融している。また、使用済原子燃料３６中に含まれる核分裂生成物３６ｂは一般的に化合物となっているので、溶融温度が比較的高く、例えば１５００℃以上である。
【００１７】
燃料要素３の被覆材９としては、例えばステンレス鋼やジルコニウム合金が使用される。ただし、被覆材９の材料はステンレス鋼やジルコニウム合金に限るものではなく、被覆材９としての性質を有し、ヒータ３８に加熱されても溶融しない材料であれば特に限定されない。
【００１８】
燃料要素３の周囲にはヒータ３８が設けられている。ヒータ３８は、例えば高周波誘導加熱用のヒータであり、被覆材９の周囲から加熱を行い使用済原子燃料３６を部分的に溶融させる。ただし、加熱方法としては高周波誘導加熱に限るものではない。ヒータ３８は図示しない駆動装置に支持されており、燃料要素３の一端に対向する位置から他端に対向する位置まで移動できる。本実施形態では、燃料要素３の上端に対向する位置から下端に対向する位置まで移動できる。ヒータ３８が移動すると、使用済原子燃料３６の溶融部分３７も移動する。
【００１９】
ヒータ３８によって使用済原子燃料３６は金属燃料３６ａが溶融し且つ化合物の状態の核分裂生成物（以下、単に核分裂生成物という）３６ｂは溶融しない温度Ｔに加熱される。つまり、溶融部分３７では、金属燃料３６ａは溶融しているが、核分裂生成物３６ｂは溶融していない。ヒータ３８は使用済原子燃料３６を温度Ｔに加熱できる温度で加熱を行う。本実施形態では、更に被覆材９を溶融させない温度でヒータ３８は加熱を行う。なお、温度Ｔは、金属燃料３６ａは溶融し且つ核分裂生成物３６ｂは溶融しない温度であれば特に限定されないが、例えば１４００℃〜１５００℃の範囲の温度であることが好ましい。下限温度を例えば１４００℃としたのは、１４００℃未満では溶融しない金属燃料３６ａが残存する虞があるからである。また、上限温度を１５００℃としたのは、１５００℃を超えると核分裂生成物３６ｂが溶融する虞があるからである。なかでも例えば１５００℃付近の温度が好ましい。ただし、これらの温度は厳密な値ではなく、多少の誤差があっても良い。
【００２０】
ヒータ３８によって使用済原子燃料３６を部分的に溶融させ、ヒータ３８をゆっくり移動させて溶融部分３７を移動させる（領域溶融法）。溶融部分３７では、金属燃料３６ａのみが溶融しており、核分裂生成物３６ｂは溶融していない。溶融部分３７を数回往復させることで、図２に示すように金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離することができる。
【００２１】
分離では金属燃料３６ａは上に、核分裂生成物３６ｂは下に移動するので、例えば燃料要素３の上下を逆にして被覆材９の下蓋部分を切断した後、被覆材９の中から核分裂生成物３６ｂを取り出す（図３）。そして、例えば劣化ウラン等の金属燃料３９を補充し（図４）、新しい下蓋９ａを溶接して密封することで、これから燃焼させる金属燃料２を被覆材４内に収容した燃料要素３を製造することができる（図５）。即ち、燃料要素３を再生し、金属燃料２の反応性能を回復することができる。
【００２２】
なお、核分裂生成物３６ｂは放射性廃棄物であるが、固体の状態であり取り扱いや管理が容易である。核分裂生成物３６ｂを含め発生した放射性廃棄物は、例えば既に実用化されている方法で処分される。
【００２３】
本発明の再処理方法では使用済原子燃料３６を燃料要素３の状態で再処理することができるので、大変合理的である。また、少なくとも分離工程（図１，図２）では原子燃料物質３６ａや放射性物質を裸のかたちで取り扱わずに済み、再処理工程全体としても原子燃料物質３６ａや放射性物質を裸のかたちで取り扱う工程を少なくできるので、安全性に優れている。
【００２４】
また、分離した核分裂生成物３６ｂを除去した後、原子燃料を補充することで燃料要素３を再使用することができるため、経済的であり、しかも放射性廃棄物を減らすことができる。
【００２５】
また、使用済原子燃料３６を部分的に溶融させ、その溶融部分３７を移動させることで金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離しているので、簡易な方法となる。また、金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとの分離に化学薬品や溶液等を使用しないので、安全性が高く、また廃液等の放射性廃棄物の発生を抑えることができる。また、分離に必要な処理工程を減らすことができると共に、分離に必要な装置・設備類が簡単なものとなる。これらのため、分離に要するコストを抑えることができる。
【００２６】
また、大掛かりな装置・設備類を必要としないため、例えば原子力施設等の空きスペースなどに再処理ラインを設けることが可能になり、原子力施設の敷地内での再処理が可能になる。このため、使用済原子燃料３６の輸送を不要にし大変合理的であると共に、核輸送の面（核拡散防止）からもさらに安全である。
【００２７】
原子燃料物質３６ａの臨界質量は周りの物質条件によって大きく影響され、水（水素と酸素の化合物）の様な軽い元素からなる物質があると極端に小さくなってしまうが、本発明の再処理方法では分離に水を使用しないので臨界質量の極端な減少を防止することができ、安全性に優れている。
【００２８】
本発明の再処理方法は簡易な方法である。例えば分離性能をある程度犠牲にしても簡易な方法で原子燃料物質と核分裂生成物との分離を行う必要がある場合や、原子燃料物質と核分裂生成物とを大まかに分離できれば良い場合などに、特に有効である。
【００２９】
本発明の再処理方法を適用可能な燃料要素３としては、例えば高速炉で使用される燃料要素や燃料棒等を例示できるが、これらに限るものではなく、金属燃料２を被覆材９で覆うタイプの燃料要素３であれば、サイズや形状、使用する原子炉の種類等とは無関係に適用可能である。
【００３０】
なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。
【００３１】
例えば、上述の説明では、分離後の核分裂生成物３６ｂを被覆材９の下蓋を切断して中から取り出し除去するようにしていたが、必ずしもこの方法に限るものではない。つまり、被覆材９の下蓋のみを切断して核分裂生成物３６ｂを取り出すのではなく、例えば燃料要素３の核分裂生成物３６ｂと金属燃料３６ａとの境界部分を被覆材９ごと切断し、被覆材９の切断と核分裂生成物３６ｂの除去とを同時に行っても良い。
【００３２】
また、上述の説明では、燃料要素３の状態のままで、即ち使用済原子燃料３６を被覆材９の中に入れたままの状態で分離を行っていたが、分離を行う前に使用済原子燃料３６を被覆材９の中から取り出し、例えば坩堝内で分離を行っても良い。即ち、使用済原子燃料３６を被覆材９から取り出して坩堝に移した後、一旦溶融させ、全体を冷却固化させた後、部分的に溶融させてその溶融部分３７を移動させることで金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離するようにしても良い。
【００３３】
さらに上述の説明では、金属燃料２として溶融状態で被覆材９内に流し込んで固化させたものを対象にしていたが、これに限るものではなく、例えば粒子状の金属燃料を被覆材９内に充填したものを対象にすることもできる。
【００３４】
本発明の再処理方法は、例えば図６及び図７に示す高速炉１の燃料要素３の再処理に適用できる。
【００３５】
この高速炉１は、金属燃料２を有する燃料要素３と、燃料要素３を冷却する液体金属冷却材（ただし、液体ナトリウムを除く）４とを収容する原子炉容器５をプール６内に設置したものである。原子炉容器５内には多数の燃料要素３が若干の隙間７をあけて並べられており、炉心２７が構成されている。なお、図６では２つの燃料要素３を記載しているが、実際には多数の燃料要素３が設けられている。燃料要素３の集合体の周囲には円筒体８が設けられている。
【００３６】
燃料要素３の横断面を図７に示す。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器（被覆材）９と、燃料要素容器９内を上下方向に貫通する冷却管１０とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料２は燃料要素容器９の内側面及び冷却管１０の外周面に接触しており、液体金属冷却材４によって燃料要素容器９の外側面と冷却管１０の内周面を冷却している。つまり、高速炉１が運転されて金属燃料２が高温になると金属燃料２は膨張するが、少なくとも膨張したときには金属燃料２は燃料要素容器９と冷却管１０に十分に接触し、金属燃料２で生じた熱を燃料要素容器９と冷却管１０に良好に伝達することができる。
【００３７】
液体金属冷却材４としては、水と激しく反応する液体ナトリウム以外の液体金属、例えば液体の鉛−ビスマスを使用する。ただし、液体金属冷却材４として液体の鉛−ビスマス以外の液体金属、例えば水銀、鉛等を使用しても良い。
【００３８】
燃料要素容器９は、例えばステンレス鋼製のボックスである。また、冷却管１０は、例えばステンレス鋼製の管である。ただし、これらの材料はステンレス鋼に限るものではなく、ステンレス鋼以外の材料を採用しても良い。複数の冷却管１０が燃料要素容器９を上下方向に貫通している。
【００３９】
金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。金属燃料２は、例えば粒子形状を成しており、燃料要素容器９内に充填されている。燃料要素容器９内には金属燃料２が例えば充填率（スミヤー密度）５０〜８０％程度で充填されており、金属燃料２の隙間には例えばＨｅ等の不活性ガスが充填されている。また、金属燃料２の上方空間は、例えばＨｅ等の不活性ガス溜１１となっている。粒子状の金属燃料２を充填しているので、燃料要素容器９内で金属燃料２が動くことができ、運転時の体積膨張を逃がすことができる。また、金属燃料２の核分裂によって発生したクリプトンやキセノン等のガスは不活性ガス溜１１に溜められる。金属燃料２で発生した熱は接触によって燃料要素容器９や冷却管１０に直接伝達されるが、隙間に充填された不活性ガスによっても伝達される。
【００４０】
なお、実際には、例えば図８に示すように、炉心２７の中央２７ａに上述の金属燃料２を充填した燃料要素３を配置し、その周囲２７ｂにブランケット燃料を充填した燃料要素３を配置し、高速中性子の漏れ防止とプルトニウムの増殖が図られている。
【００４１】
燃料要素３は、例えば１０ｍｍの間隔（燃料要素の間隔、ピッチ間隔は１５７ｍｍ）をあけて並べられている。また、燃料要素３の大きさは、横断面のサイズが例えば０．１５２ｍ×０．１５２ｍ、高さが例えば２ｍである。１つの燃料要素３には、例えば１００本（図７では２５本のみ図示）の冷却管１０が設けられている。冷却管１０の内径は、例えば１１ｍｍである。冷却管１０は、例えば１５ｍｍの間隔をあけて並べられている。ただし、これらの数値は一例であり、これらの数値に限るものではない。必要な冷却能力や出力等に応じて適宜設計する。
【００４２】
本実施形態では、液体金属冷却材４を冷却管１０内に強制的に循環させる冷却材駆動機構１２を燃料要素３毎に設けている。冷却材駆動機構１２は、例えば電磁ポンプ（ＥＭＰ）である。冷却材駆動機構１２は燃料要素容器９の下端開口部分に設けられており、燃料要素３の下から液体金属冷却材４を吸い込んで冷却管１０内に向けて吐出する。各冷却材駆動機構１２毎に通電量を変えて吐出量を調節することができる。
【００４３】
原子炉容器５内の上部には、例えばＨｅ、窒素、アルゴン等の不活性ガスが充填された不活性ガス溜１３となっている。液体金属冷却材４の温度変化に伴う体積変動を、不活性ガス溜１３の体積を変化させることで吸収することができる。
【００４４】
原子炉容器５内には蒸気発生器１４が設置されている。蒸気発生器１４は例えば円筒形状をなし、液体金属冷却材４の液面４ａに近い位置に配置され、原子炉容器５の内周面に取り付けられている。蒸気発生器１４には、二次冷却材１５を循環させる流路１６，１７が接続されている。二次冷却材１５は、例えば水／蒸気である。蒸気発生器１４は、一次冷却材としての液体金属冷却材４と二次冷却材１５としての水との間で熱交換を行い、蒸気を発生させる。
【００４５】
原子炉容器５の上面には、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８が設置されている。なお、図６では制御棒と安全棒をまとめて棒１９で示しているが、実際には複数の制御棒と複数の安全棒が設置されており、駆動機構１８によって位置制御される。制御棒や安全棒は、各燃料要素３間の隙間７に挿入される。ただし、冷却管１０と同様の燃料要素容器９を貫通するパイプを設け、このパイプ内に制御棒や安全棒を挿入するようにしても良い。
【００４６】
原子炉容器５はプール６内に設置されている。プール６には、運転停止時にたとえ二次冷却材１５による冷却が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水が蓄えられている。この水には、例えばエチレングリコール等の蒸気爆発防止剤が添加されている。プール６内は蓋２０によって密閉され、加圧されている。例えば、１０気圧〜数十気圧程度に加圧されている。プール６内の水の温度は、例えば常温である。なお、蓋２０は放射性物質を閉じ込める機能も有している。
【００４７】
高速炉１の燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０や冷却材駆動機構１２を取り外しても良いが、冷却管１０は取り外さなくても良い。
【００４８】
また、本発明の再処理方法は、例えば図９及び図１０に示す高速炉１の燃料要素３の再処理にも適用できる。
【００４９】
この高速炉１は、金属燃料２を密封した燃料要素３をプール６内に設置すると共に、燃料要素３内に水蒸気又は水蒸気と水との２相流（水蒸気／水２相流）３４を循環させて炉心２７を冷却するものである。プール６内には多数の燃料要素３が若干の隙間７をあけて並べられており、炉心２７が構成されている。燃料要素３はプール６内に直接設置されている。
【００５０】
なお、図９では２つの燃料要素３を記載しているが、実際には多数の燃料要素３が設けられている。各燃料要素３間の隙間７を流れるプール６内の水又は水と水蒸気の２相流（水／水蒸気２相流）３３は高速中性子を減速させるので、高速炉１では負の反応度を与えることになる。このため、隙間７を流れる水の流量は最大でも炉心２７の核分裂連鎖反応を維持できる程度の流量とし、この流量にあわせて隙間７の広さを決定する。なお、本実施形態では、プール６内に貯める水又は水／水蒸気２相流３３として、水３３を使用する。ただし、水３３に代えて、水と水蒸気とが混在した状態の水／水蒸気２相流３３を使用しても良い。
【００５１】
本実施形態では、炉心冷却材３４として水（冷却材）を使用し、これを炉心２７では水蒸気の状態又は水蒸気／水２相流の状態で使用する。炉心冷却材３４としての水蒸気によって減速される高速中性子の数は少ないので、水蒸気３４で炉心２７を冷却しても高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。また、炉心冷却材３４としての水蒸気／水２相流は、水蒸気と高ボイド率の水とが混在した状態のものであり、減速材となる水の存在割合が小さく減速される高速中性子の数は少ないので、水蒸気／水２相流３４で炉心２７を冷却しても高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。即ち、水蒸気／水２相流３４としては、高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる程度に高ボイド率の水と水蒸気とが混在したものを使用する。
【００５２】
燃料要素３の横断面を図１０に示す。燃料要素３は、内部が密閉された燃料要素容器（被覆材）９と、燃料要素３内を循環し水蒸気又は水蒸気／水２相流３４が流れる冷却管１０とを備えると共に、少なくとも運転時には金属燃料２は冷却管１０の外周面及び燃料要素容器９の内側面に接触しており、燃料要素３の内と外から冷却を行うようにしている。つまり、高速炉１が運転されて金属燃料２が高温になると金属燃料２は膨張するが、少なくとも膨張したときには金属燃料２は燃料要素容器９と冷却管１０に十分に接触し、金属燃料２で生じた熱を燃料要素容器９と冷却管１０に良好に伝達することができる。燃料要素容器９内の金属燃料２の下には、例えばＳＵＳ等のステンレス鋼製の反射体２９が設けられている。ただし、反射体２９の材料はＳＵＳ以外のステンレス鋼でも良く、またステンレス鋼以外の材料でも良い。
【００５３】
反射体２９は熱交換器としても機能する。つまり、燃料要素３の下方への中性子の漏れを防ぐ反射体２９を熱交換器としても使用している。これにより、燃料要素３の下部に熱交換器が設置され、燃料要素３に炉心冷却材として冷却水３４を供給し、炉心２７冷却後の水蒸気又は水蒸気／水２相流３４によって炉心２７冷却前の液体状態の冷却水３４を加熱して水蒸気又は水蒸気／水２相流３４にする。
【００５４】
燃料要素容器９は、例えばステンレス鋼製のボックスである。また、冷却管１０は、例えばステンレス鋼製の管である。ただし、これらの材料はステンレス鋼に限るものではなく、ステンレス鋼以外の材料、例えばジルコニウム合金やその他の材料を採用しても良い。冷却管１０は、炉心冷却材３４を循環させる流入管３０と流出管３１のいずれか一方より分岐して燃料要素３内に下から進入している。流入管３０より分岐した冷却管（以下、流入側冷却管という）１０と流出管３１より分岐した冷却管（以下、流出側冷却管という）１０とが１本ずつペアとなり、ペア毎に上端を連通させている。つまり、流入側冷却管１０と流出側冷却管１０とでＵ字管を構成している。各冷却管１０の下端、具体的には流入側冷却管１０の下端（上流端）と流出側冷却管１０の下端（下流端）は反射体２９を貫通している。冷却管１０は反射体２９に対して十分に接触しており、熱伝達が行われる。このように、金属燃料２と、金属燃料２を収容し、水又は水／水蒸気２相流３３中に設置された燃料要素容器９と、燃料要素容器９内を循環し、水蒸気又は水蒸気／水２相流３４が流れる冷却管１０とを備える高速炉用燃料要素３が構成される。
【００５５】
金属燃料２は、例えばＵ−Ｚｒ等の金属燃料である。ただし、Ｕ−Ｚｒに限るものではなく、その他のウラン合金、プルトニウム合金等でも良く、金属ウラン、金属プルトニウム等でも良い。金属燃料２は、例えば粒子形状を成しており、燃料要素容器９内に充填されている。燃料要素容器９内には金属燃料２が例えば充填率（スミヤー密度）５０〜８０％程度で充填されており、金属燃料２の隙間には例えばＨｅ等の不活性ガスが充填されている。また、金属燃料２の上方空間は、例えばＨｅ等の不活性ガス溜１１となっている。粒子状の金属燃料２を充填しているので、燃料要素容器９内で金属燃料２が動くことができ、運転時の体積膨張を逃がすことができる。また、金属燃料２の核分裂によって発生したクリプトンやキセノン等のガスは不活性ガス溜１１に溜められる。金属燃料２で発生した熱は接触によって燃料要素容器９や冷却管１０に直接伝達されるが、隙間に充填された不活性ガスによっても伝達される。
【００５６】
燃料要素３は、例えば１．６ｍｍの間隔（ただし燃料要素３の間隔。ピッチ間隔では１００ｍｍ）をあけて並べられている。また、燃料要素３の大きさは、横断面のサイズが例えば０．１ｍ×０．１ｍ、高さが例えば２ｍである。１つの燃料要素３には、例えば６４本（図１０では２４本のみ図示）の冷却管１０が設けられている。冷却管１０の内径は、例えば４ｍｍである。冷却管１０は、例えば１３ｍｍの間隔をあけて並べられている。ただし、これらの数値は一例であり、これらの数値に限るものではない。必要な冷却能力や出力等に応じて適宜設計する。
【００５７】
なお、実際には、例えば図８に示すように、炉心２７の中央２７ａに上述の金属燃料２を充填した燃料要素３を配置し、その周囲２７ｂにブランケット燃料を充填した燃料要素３を配置し、高速中性子の漏れ防止とプルトニウムの増殖が図られている。金属燃料２は、例えば濃縮ウランとして１０％のものを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金（Ｚｒが１０％、Ｕが９０％）、ブランケット燃料は、例えば０．２％の劣化ウランを使用したＵ−１０％Ｚｒ合金である。
【００５８】
プール６内はプール蓋２０によって密閉されている。プール６内の水３３の水面３３ａの上には、例えばＨｅ、窒素、アルゴン等の不活性ガスが充填された不活性ガス溜１３となっている。水３３の温度変化に伴う体積変動を、不活性ガス溜１３の体積を変化させることで吸収することができる。
【００５９】
プール６には、運転停止時にたとえ炉心冷却材３４による冷却が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水３３が蓄えられている。プール６内の水３３の温度は、例えば常温である。なお、プール蓋２０は放射性物質を閉じ込める機能も有している。
【００６０】
なお、プール６内の水３３を冷却するプール冷却系を設け、高速炉１の通常運転時における水３３の温度上昇や、運転停止時の水３３の温度上昇を防止するようにしても良い。また、プール冷却系に代えて、二次冷却系との間で熱交換を行う熱交換器を設けても良い。
【００６１】
プール蓋２０の上面には、制御棒や安全棒を駆動する駆動機構１８が設置されている。なお、図９では制御棒と安全棒をまとめて棒１９で示しているが、実際には複数の制御棒と複数の安全棒が設置されており、駆動機構１８によって位置制御される。制御棒や安全棒は、例えば冷却管１０と並べらて設置された管３２内に挿入される。即ち、制御棒や安全棒は燃料要素３内に挿入される。ただし、各燃料要素３間の隙間７に制御棒や案内棒を挿入するようにしても良い。
【００６２】
高速炉１の燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０や反射体２９を取り外しても良いが、取り外さなくても良い。
【００６３】
また、図９の高速炉１では、燃料要素３をプール６内に設置していたが、水又は水／水蒸気２相流３３中、即ち外側冷却材３３中であれば必ずしもプール６内に設置しなくても良い。例えば図１１に示すように、原子炉容器２５内に燃料要素３を設置すると共に、原子炉容器２５内に水又は水／水蒸気２相流３３を貯めるようにしても良い。なお、図１１の高速炉１では図９の高速炉１と同一の部材については同一の符号を付してあり、それらの説明を省略する。
【００６４】
図１２に燃料要素３の横断面を、図１３に燃料ユニット３５の断面をそれぞれ示す。この例では、金属燃料２として、一旦溶融させたものを型に流し込んで冷却し固化させた燃料ユニット３５を使用している。１つの燃料要素容器９内には、例えば６４個（８列×８列）の燃料ユニット３５が並べられている。各燃料ユニット３５には予め冷却管１０又は制御棒や安全棒を挿入する管３２を設置した後に、溶融金属燃料を流し込んでいる。
【００６５】
原子炉容器２５内には、運転停止時にたとえ外部からの冷却材の供給が不能になったとしても、炉心２７の崩壊熱を除去し炉心２７の健全性を維持することができる程度に十分な量の水又は水／水蒸気２相流３３が蓄えられている。原子炉容器２５内には円筒状のシュラウド８が設けられており、このシュラウド８内に燃料要素３は設置されている。本実施形態では、燃料要素３の冷却管１０は燃料要素容器９を上下に貫通している。図示しない制御棒や安全棒は、例えば炉心の下から挿入される。ただし、炉心の上から挿入する構成としても良い。
【００６６】
外側冷却材である水又は水／水蒸気２相流３３は流入管３０から原子炉容器２５内に供給され、原子炉容器２５内の底部から燃料要素３の冷却管１０内に流入し、炉心２７の熱で水蒸気又は水蒸気／水２相流３４（内側冷却材）となって上昇する。また、原子炉容器２５の底部の水又は水／水蒸気２相流３３の一部はそのまま外側冷却材として燃料要素３の間の隙間７に流入し、ここで加熱されて上昇する。そして、水面３３ａの上に到達した水蒸気は流出管３１から流出し、例えば発電等に使用される。また、燃料要素３の内側又は外側を通り抜けた流れの液相部分はシュラウド８を越えて外側冷却材となり、シュラウド８の外側を下降する。このようにして炉心冷却材の流れが形成され、炉心２７が冷却される。
【００６７】
図１１の高速炉１でも、図９の高速炉１と同様に、炉心２７の冷却を主に行う内側冷却材３４は水蒸気又は水蒸気／水２相流であり、また、炉心２７における核分裂連鎖反応を考慮して外側冷却材が流れる隙間７の広さを決定しているので、炉心２７において高速中性子による核分裂連鎖反応を維持できる。
【００６８】
この高速炉１でも燃料要素３を再処理する場合には、例えば次のようにする。つまり、燃料要素３を高速炉１から取り出した後、図示しないプール内で一定期間冷却する。その後、燃料要素３をプールから取り出し、燃料要素容器９の蓋を外して使用済原子燃料３６を坩堝内に移し、上述の方法で金属燃料３６ａと核分裂生成物３６ｂとを分離する。ただし、使用済原子燃料３６を燃料要素３のままの状態で分離するようにしても良い。また、この場合には、冷却管１０を取り外しても良いが、取り外さなくても良い。
【図面の簡単な説明】
【００６９】
【図１】本発明の使用済原子燃料の再処理方法を示し、溶融部分を移動させている状態を説明するための概念図である。
【図２】図１に続く状態を示し、金属燃料と核分裂生成物を分離した状態を説明するための概念図である。
【図３】図２に続く状態を示し、核分裂生成物を除去する様子を説明するための概念図である。
【図４】図３に続く状態を示し、金属燃料を補充する様子を説明するための概念図である。
【図５】図４に続く状態を示し、燃料要素を再生した様子を説明するための概念図である。
【図６】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第１の実施形態を示す概略構成図である。
【図７】図６の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図８】図６の高速炉の炉心の概念図である。
【図９】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第２の実施形態を示す概略構成図である。
【図１０】図９の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図１１】本発明が適用できる燃料要素を備える高速炉の第３の実施形態を示す概略構成図である。
【図１２】図１１の高速炉の燃料要素の断面図である。
【図１３】図１２の燃料要素を構成する燃料ユニットの断面図である。
【符号の説明】
【００７０】
９ 被覆材
３６ 使用済原子燃料
３６ａ 原子燃料物質（原子燃料）
３６ｂ 核分裂生成物
３７ 使用済原子燃料の溶融部分
【特許請求の範囲】
【請求項１】
使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することを特徴とする使用済原子燃料の再処理方法。
【請求項２】
前記使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させることを特徴とする請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法。
【請求項１】
使用済原子燃料を部分的に溶融し、その溶融部分を移動させて原子燃料物質と核分裂生成物とを分離することを特徴とする使用済原子燃料の再処理方法。
【請求項２】
前記使用済原子燃料を被覆材に入れたままの状態で外から加熱して部分的に溶融させることを特徴とする請求項１記載の使用済原子燃料の再処理方法。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１２】
【図１３】
【図１１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１２】
【図１３】
【図１１】
【公開番号】特開２００６−３２２８１６（Ｐ２００６−３２２８１６Ａ）
【公開日】平成１８年１１月３０日（２００６．１１．３０）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００５−１４６５１８（Ｐ２００５−１４６５１８）
【出願日】平成１７年５月１９日（２００５．５．１９）
【出願人】（０００１７３８０９）財団法人電力中央研究所 (1,040)
【公開日】平成１８年１１月３０日（２００６．１１．３０）
【国際特許分類】
【出願日】平成１７年５月１９日（２００５．５．１９）
【出願人】（０００１７３８０９）財団法人電力中央研究所 (1,040)
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