(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合し、再生可能な形態で冷却貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項２】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合し、顆粒体として電源を用いない冷却方法により貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項３】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合し、顆粒焼結体として電源を用いない冷却方法により貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項４】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料をPUREX法により処理をして、プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合して再生可能な形態で冷却貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項５】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合し、ロータリーキルン法又は凍結真空乾燥法により生成して再生可能な形態として冷却貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項６】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合して再生可能な形態で自然循環空気冷却方式の設備で冷却貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項７】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合して再生可能な形態で空気又はヘリウムガスと共にキャニスタに充填して冷却貯蔵する
ことを特徴とする使用済燃料の処理方法。
【請求項８】
熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理システムであって、
プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部を溶液状態で混合し、これを乾燥／脱硝して顆粒体からなる廃棄体を生成する顆粒化施設と、前記顆粒化施設からの廃棄体を一時貯蔵する廃棄体貯蔵施設とを備えた
ことを特徴とする使用済燃料の処理システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所が主に熱中性子炉発電、例えば軽水炉発電で行われている時期において、熱中性子炉の使用済燃料の冷却貯蔵における負担を軽減する使用済燃料の処理方法及び処理システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の熱中性子炉発電の燃料サイクルシステムでは、熱中性子炉用再処理施設において、熱中性子炉発電所から発生する使用済燃料を再処理する仕組みとなっている。具体的には、使用済燃料からウランとプルトニウムの分離回収をして熱中性子炉用燃料製造を行うと共に、同時に発生する核分裂生成物の高レベル放射性廃棄物をガラス固化して冷却貯蔵している（例えば、非特許文献１及び特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【非特許文献１】「原子力のすべて」編集委員会著，「原子力のすべて」，国立印刷局
【特許文献１】特開２００６−２７５６３８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
熱中性子炉による原子力発電の時期における、標準的軽水炉サイクルシステムにあって、熱中性子炉の使用済燃料を再処理して得られるプルトニウムは、ＭＯＸ燃料に加工される。その後、このＭＯＸ燃料を熱中性子炉で発電利用する、所謂プルサーマル利用することで、プルトニウムは燃焼消費される。
【０００５】
しかし、このプルサーマル利用の実行が計画通りに行われない可能性がある。この場合、利用目的のない余剰のプルトニウムであるＭＯＸ燃料を保管できないため、再処理施設の運転を一部停止する必要が生じてしまう。  
また、プルサーマル利用の実行が計画通りに行われても、例えば、ガラス固化設備に不具合等が起った場合には、再処理施設の運転を行うことができなくなる。
【０００６】
このように軽水炉使用済燃料の再処理が行えない、または、その運転稼働率が低下すると熱中性子炉から発生し続ける使用済燃料の貯蔵量が増加し続けるという問題が生じる。このため、使用済燃料の貯蔵に対して、その負担軽減や安全な冷却貯蔵に関する方策が要望されている。
【０００７】
例えば、従来の使用済燃料の冷却貯蔵には、電源を用いた冷却水の強制循環方式が採用されている。この使用済燃料の冷却貯蔵の方式の場合、地震や津波などの発生により全電源が喪失すると冷却機能を喪失する。このことにより、使用済燃料から出る熱が、使用済燃料の被覆管ジルコニウム合金を加熱昇温する。したがって、この様な状態が長時間継続すると、高温での被覆管ジルコニウム合金と水との反応で水素が発生して、ついには水素爆発に至る危険も生じてくる。
【０００８】
このように、軽水炉使用済燃料の貯蔵に対しては、負担の軽減と共に、安全性の確保が緊急かつ重要な課題である。
【０００９】
本発明は、上述の事柄に基づいてなされたもので、その目的は、熱中性子炉の使用済燃料の貯蔵の負担を軽減するとともに安全な冷却貯蔵を達成可能とする使用済燃料の処理方法及び処理システムを提供するものである。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。本願は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、熱中性子炉発電所から排出される使用済燃料の処理方法において、プルサーマルが行われる場合は、分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合し、再生可能な形態で冷却貯蔵することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、使用済燃料から分離された高レベル放射性廃棄物と、抽出されたプルトニウム及び一部のウランを混合／貯蔵することにより使用済燃料を減容して大幅に物量を低減できるので、貯蔵管理の負担を軽減することができる。また、自然循環空気冷却法により冷却貯蔵するので、冷却安全に関わる事故ポテンシャルを低減させ、高い安全性を確保できる。
【００１２】
また、プルサーマル利用の実行が計画通りに行われる場合において、ガラス固化設備に不具合等が生じた場合であっても、本発明によれば、使用済燃料から分離された高レベル放射性廃棄物を単独で、又は抽出されたウランの一部と混合して貯蔵することにより再処理設備の運転稼働率を維持し、使用済燃料の貯蔵管理の負担を軽減することができ、また高い安全性を確保できる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を適用する熱中性子炉サイクルシステムの処理工程を示すフロー図である。
【図２】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態と比較する例としての高速中性子炉サイクルシステムの処理工程を示すフロー図である。
【図３】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体の貯蔵設備の一例を示す一部縦断面図である。
【図４】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体を貯蔵するキャニスタを示す斜視図である。
【図５】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体の貯蔵態様を示す縦断面図である。
【図６】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態をプルサーマル利用が行われない場合について、既存の軽水炉再処理設備に適用する態様を示すフロー図である。
【図７】本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態における減容燃料体の製造プロセスを示す概念図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、本発明の実施の形態を図面を用いて説明する。なお、本発明は、これらの実施の形態に限定されるものではない。
【実施例１】
【００１５】
図１は、本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を適用する熱中性子炉サイクルシステムの処理工程を示すフロー図である。  
図１において、燃料サイクルシステムは、熱中性子炉１、熱中性子炉再処理施設３、回収ウラン貯蔵施設４、ＭＯＸ燃料加工施設５、プルサーマル実施の熱中性子炉６、ガラス固化施設７、ガラス固化体貯蔵施設９、放射性廃棄物処分場１０、顆粒化施設２０、減容燃料体又は廃棄体２１、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２からなる。なお、従来の標準的軽水炉の燃料サイクルシステムとの相違点は、顆粒化施設２０、減容燃料体又は廃棄体２１、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２を新たに備えたことにある。また、図上ａ矢示はウランの移動を、ｂ矢示は高レベル放射性廃棄物である核分裂生成物（Fission Product 、以下ＦＰという）及びマイナーアクチノイドＭＡの移動を、ｃ矢示はプルトニウム、ウランの移動を、ｄ矢示はプルトニウム、ウラン、高レベル放射性廃棄物の移動を、それぞれ表している。なお、プルサーマル利用の実行が行われる場合には、ｄ矢示は高レベル放射性廃棄物の単独、又は抽出されたウランの一部と混合した物の移動を表し、２１は廃棄体、２２は廃棄体貯蔵施設となる。
【００１６】
本発明の第１の実施の形態における特徴は、熱中性子炉再処理施設３からＭＯＸ燃料加工施設５へのサイクルが、実行できない場合であっても、顆粒化施設２０、減容燃料体又は廃棄体２１、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２へのサイクルを実行することで、熱中性子炉の使用済燃料の貯蔵の負担を軽減するとともに安全な冷却貯蔵を達成するものである。換言すると、熱中性子炉再処理施設３から、ＭＯＸ燃料加工施設５、または、顆粒化施設２０へ、選択的に、熱中性子炉使用済燃料２から得られるプルトニウム、高レベル放射性廃棄物、及び回収ウランの一部を払い出しすることが可能な燃料サイクルシステムを構成している。
【００１７】
また、熱中性子炉再処理施設３からＭＯＸ燃料加工施設５へのサイクルが、実行できる場合であって、ガラス固化設備に不具合等が生じた場合であっても、顆粒化施設２０、減容燃料体又は廃棄体２１、減容燃料又は廃棄体の貯蔵施設２２へのサイクルを実行することができる。
【００１８】
熱中性子炉１から払い出された熱中性子炉使用済燃料２は、熱中性子炉再処理施設３及び顆粒化施設２０を経ることによりウランの大部分が分離されて減容される。この分離されたウランは、回収されて、回収ウラン貯蔵施設４に貯蔵される。
【００１９】
熱中性子炉再処理施設３においては、熱中性子炉使用済燃料２から得られるプルトニウム、及び回収ウランの一部が、ＭＯＸ燃料加工施設５へ送られる。
【００２０】
プルサーマル用ＭＯＸ燃料は、熱中性子炉使用済燃料２に比べてプルトニウムの比率が高い。しかし、熱中性子炉使用済燃料２のプルトニウムの含有率は、燃焼条件や初期条件などにより燃料仕様毎に異なる。また、プルサーマル用ＭＯＸ燃料のプルトニウム含有率は、燃料の燃焼条件等の仕様により異なる。そこで、熱中性子炉再処理施設３においては、熱中性子炉使用済燃料２から得られたプルトニウムに回収ウランを任意の量だけ添加して、ＭＯＸ燃料加工施設５へ送る。この結果、プルサーマル実施の熱中性子炉６で必要とするプルトニウム富化度の燃料を得ることができる。
【００２１】
ガラス固化施設７は、熱中性子炉再処理施設３で得られた高レベル放射性廃棄物である核分裂生成物ＦＰ及びマイナーアクチノイドＭＡを溶けたガラスと混ぜ合わせて固定化させ、ガラス固化体８を生成する。ガラス固化体８は、ガラス固化体貯蔵施設９で、例えば５０年くらい中間貯蔵し、放射性物質が減って温度が下がるのを待ってから、放射性廃棄物処分場１０で最終処分される。
【００２２】
顆粒化施設２０は、熱中性子炉再処理施設３で得られるプルトニウム、高レベル放射性廃棄物、及び回収ウランの一部を溶液状態で混合し、乾燥等を行って顆粒体からなる減容燃料体又は廃棄体２１を生成するための施設である。減容燃料体又は廃棄体２１は、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２で、例えば５０年くらい中間貯蔵される。
【００２３】
減容燃料体又は廃棄体２１における、プルトニウム、ウラン、高レベル放射性廃棄物の構成割合は以下のようにして決められる。  
まず、プルサーマル利用が行われない場合は、熱中性子炉再処理施設３により得られる高レベル廃棄物及びプルトニウムは全て顆粒化施設２０に送られる。また、熱中性子炉再処理施設３において、ウランの一部が取り出され、減容燃料体２１の構成物質となるように顆粒化施設２０に送られる。熱中性子炉再処理施設３における残りのウランは、回収ウランとして精製され回収／利用される。ここで減容燃料体２１に含まれるウランの割合は臨界安全を考慮して３０％以上とする。次に、プルサーマル利用が行われる場合は、高レベル放射性廃棄物及びウランの一部が顆粒化施設２０に送られる。
【００２４】
この減容燃料体又は廃棄体２１は、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２に送られ一時貯蔵される。貯蔵期間は約５０年間であり、貯蔵後は、高速中性子炉用の燃料に加工されるか又はガラス固化等の処理をして地層処分される。したがって、減容燃料体２１は高速中性子炉燃料の再処理施設で、高速中性子炉の使用済燃料と同じ工程で処理できる形態であることが望ましい。
【００２５】
なお、この減容した使用済燃料はプルトニウムとウラン以外に高速中性子炉の使用済燃料に含まれている核分裂生成物や、ネプツニウムNp，アメリシウムAm，キュリウムCmなどのプルトニウム以外の超ウラン元素を含んでいても良い。
【００２６】
このような熱中性子炉使用済燃料２からウランの大部分を取り除き、減容後の使用済燃料を冷却貯蔵する処理法として、例えば特許文献１に記載されている方法がある。図２は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態と比較する例としての高速中性子炉移行サイクルシステムの処理工程を示すフロー図である。図２において、図１に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００２７】
図２における高速中性子炉移行サイクルシステムは、熱中性子炉から高速中性子炉への移行期を対象にしたものであり、熱中性子炉１、減容処理施設２５、回収ウラン貯蔵施設４、高速中性子炉燃料用の再処理施設２６、高速中性子炉用ＭＯＸ燃料加工施設２７、高速中性子炉２８、ガラス固化施設７、ガラス固化体８、ガラス固化体貯蔵施設９、放射性廃棄物処分場１０からなる。
【００２８】
熱中性子炉１から払い出された熱中性子炉使用済燃料２は、減容処理施設２５においてウランの大部分を分離されて減容される。この減容された使用済燃料は、一時貯蔵される。一時貯蔵された減容使用済燃料は、高速中性子炉２８の状況に応じて高速中性子炉燃料用の再処理施設２６で処理され、高速中性子炉用ＭＯＸ燃料加工施設２７を経て高速中性子炉２８に供給され、リサイクルされる。
【００２９】
本発明の課題の解決に対して、上述した高速中性子炉移行サイクルシステムの高速中性子炉２８に代えてプルサーマル実施の熱中性子炉６を配置することで使用済燃料のサイクルシステムを構成することは、有効な手段のように思われる。
【００３０】
しかしながら、高速中性子炉燃料用の再処理施設２６は、高速中性子炉２８の使用済燃料と同程度以上にプルトニウムや高レベル放射性廃棄物の濃度を有する物質を処理する。このような高富化度プルトニウムや高濃度放射性廃棄物を含有した燃料の再処理技術については多くの技術的課題がある。また臨界安全管理や遮蔽など解決すべき課題が多く、これらの観点から設備の製造コストの増大が懸念されている。
【００３１】
したがって、特許文献１に記載の方法を熱中性子炉サイクルの再処理方法として適用することは、課題の困難性があり、経済性の観点からも不利である。
【００３２】
次に、本実施の形態における顆粒化施設２０と減容燃料体又は廃棄体２１とについて説明する。  
上述したように、減容燃料体又は廃棄体２１は、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２での一時貯蔵後に、再び高速中性子炉燃料の再処理施設で再処理可能とする必要がある。このため、減容燃料体又は廃棄体２１は、再生可能な形態で貯蔵する必要がある。再生可能な貯蔵形態としては、溶液形態又は顆粒体の形態があるが、貯蔵期間が約５０年間になるため、溶液形態は適切ではない。また、ガラス固化体として貯蔵することは、再生が極めて困難になることから不適切である。このため、本実施の形態においては、減容燃料体又は廃棄体２１を顆粒体の形態としている。  
なお、顆粒体は熱処理を加えて顆粒焼結体とすることができる（顆粒焼結化）。この場合、処理工程は増えるが、熱伝導度の向上等の利点が得られる。
【００３３】
また、本実施の形態における燃料サイクルシステムにおいて、熱中性子炉使用済燃料２のプルサーマル利用が行われる場合には、高レベル放射性廃棄物の処理として、次の３つの処理が選択可能となる。  
（１）ガラス固化
（２）単独顆粒化、又は顆粒焼結化
（３）抽出された一部のウランと共に顆粒化、又は顆粒焼結化
将来、ガラス固化技術が確立していて、適用可能な場合には、（１）ガラス固化の選択が可能である。図１に示すように、ガラス固化体８は、ガラス固化体貯蔵施設９で、例えば５０年くらい中間貯蔵し、その後、放射性廃棄物処分場１０で最終処分される。この５０年間の技術的進展を考慮すると、ガラス固化が可能であったとしても、再生可能な（２）単独顆粒化、又は顆粒焼結化、乃至は（３）抽出された一部のウランと共に顆粒化、又は顆粒焼結化を選択することが望ましい。
【００３４】
再生可能な（２）単独顆粒化、又は顆粒焼結化、乃至は（３）抽出された一部のウランと共に顆粒化、又は顆粒焼結化して、廃棄体として貯蔵し、５０年後の最終処分の前に５０年後に開発されている最新のガラス固化技術を反映して、より合理的な処分を行うことが可能となるからである。例えば、高減容ガラス固化体を採用することにより、廃棄物量を低減可能になることが予測される。また、有害度の高いマイナーアクチノイドの分離変換技術を採用することにより環境負荷低減を図ることが予測される。
【００３５】
このように、高レベル放射性廃棄物を顆粒化して、例えば、５０年間安全に少ない負担で保管貯蔵可能とすることで、５０年後に開発されている最新のガラス固化技術や廃棄物処理処分技術を適用しての最終処分が可能となる。
【００３６】
ところで、顆粒体を製造する技術としては既にフランス等で実用化されているロータリーキルン法がある。また、他の顆粒体製造法として凍結真空乾燥法がある。後者は原子力の分野では実績等はないが広く産業界では使用されている技術であり、また高レベル放射性廃棄物の飛散の軽減や顆粒体の粒径の制御管理に優れている特長がある。
【００３７】
次に、本実施の形態における減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２について、図面を用いて説明する。図３は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体の貯蔵設備の一例を示す一部縦断面図、図４は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体を貯蔵するキャニスタを示す斜視図、図５は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態を構成する減容燃料体又は廃棄体の貯蔵態様を示す縦断面図である。図３乃至図５において、図１及び図２に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００３８】
図３において、減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設２２は、例えば、半地下式のコンクリート構造物からなり、大略、冷却空気導入部４１と、減容燃料体又は廃棄体２１を収容したキャニスタ３０が積層収納された収納管３１を貯蔵する貯蔵区域４２と、冷却空気排出部４３とを備えている。
【００３９】
冷却空気導入部４１は、大気から冷却空気Ａを取り入れる吸気口４１Ａと、通風部４１Ｂとを備えている。吸気口４１Ａから取り入れられた冷却空気Ａは、地下方向に設けられた通風部４１Ｂを通って、貯蔵区域４２の下部に導入される。
【００４０】
貯蔵区域４２は、内側に空間部を有する略箱型形状に形成されていて、底部を下部支持機構４２Ａで、上部を天井スラブ４２Ｂで形成し、下部支持機構４２Ａと天井スラブ４２Ｂとの間に支持機構４２Ｃを設けている。冷却空気Ａは、下部支持機構４２Ａから導入され、減容燃料体又は廃棄体２１を冷却しながら上方に移動し、冷却空気排出部４３から排出される。
【００４１】
冷却空気排出部４３は、貯蔵区域４２から排出された冷却空気Ａを上方へ導く通風部４３Ｂと、冷却空気Ａを外気へ排出する排出口４３Ａとを備えている。
【００４２】
減容燃料体又は廃棄体２１は、図４に示すように、空気またはヘリウムガスと共に、ステンレス等の水素を発生しない材料からなる直円筒形状の管体のキャニスタ３０に収納される。
【００４３】
キャニスタ３０は、図５に示すように、収納管３１の中に積層収納されている。収納管３１の外周部には、収納管３１より径大の通風管３２が設けられている。冷却空気Ａは、この収納管３１と通風管３２との間隙を通りぬけて、収納管３１内の減容燃料体又は廃棄体２１を自然循環冷却する。収納管３１は、その底部を下部支持機構４２Ａに支持され、その上部を天井スラブ４２Ｃで支持されている。また、通風管３２の下部は、下部支持機構４２Ａに支持され、通風管３２の略中間部は、支持機構４２Ｂに支持されている。
【００４４】
上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態によれば、熱中性子炉使用済燃料２から分離された高レベル放射性廃棄物と、抽出されたプルトニウム及び一部のウランを混合／貯蔵することにより熱中性子炉使用済燃料２を減容して大幅に物量を低減できるので、貯蔵管理の負担を軽減することができる。また、自然循環空気冷却法により冷却貯蔵するので、冷却安全に関わる事故ポテンシャルを低減させ、高い安全性を確保できる。
【００４５】
また、上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態によれば、熱中性子炉使用済燃料２の熱中性子炉再処理施設３はプルサーマルの実施規模や時期によらずに運転稼動が可能であり、再処理技術の運転経験や実績を積むことができる。これにより再処理技術に関する信頼性を高めることができる。持続可能な原子力利用の実現には、使用済燃料の再処理技術の確立と高速中性子炉によるプルトニウム含有燃料のリサイクルが必要であるが再処理技術及び高速中性子炉技術は共に開発課題が多くあり、これを同時期に導入開始することは大きなリスクを伴うと懸念されている。本実施の形態により、まず再処理技術の信頼性を確立することができるので高速中性子炉による持続可能な原子力利用の信頼性を大幅に向上することができる。これにより社会的安心感の醸成に寄与し、その実現性を高めることができる。
【００４６】
さらに、上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態によれば、減容した使用済燃料を顆粒体としたので、この減容燃料体２１を再生することができる。冷却貯蔵後においては、高速中性子炉の燃料物質として再使用が可能である。
【００４７】
また、上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態によれば、プルサーマル利用が行われる場合には高減容ガラス固化体を採用して廃棄物量を低減し、またマイナーアクチノイドの分離変換技術を採用することにより有害度の低減を図り、廃棄物処分における環境負荷低減を図ることが可能である。
【００４８】
さらに、上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第１の実施の形態によれば、熱中性子炉使用済燃料２から分離された高レベル放射性廃棄物のみを顆粒化して冷却貯蔵することもできるので、プルトニウム及びウランを抽出してＭＯＸ燃料加工することにより熱中性子炉再処理施設３の運転稼働率を下げることなく、プルサーマル利用と熱中性子炉使用済燃料２の負担軽減及び高い安全性を達成することができる。
【実施例２】
【００４９】
以下、本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態を図面を用いて説明する。図６は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態をプルサーマル利用が行われない場合について、既存の軽水炉再処理設備に適用する態様を示すフロー図、図７は本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態における減容燃料体の製造プロセスを示す概念図である。図６及び図７において、図１乃至図５に示す符号と同符号のものは同一部分であるので、その詳細な説明は省略する。
【００５０】
図６は、図１における熱中性子炉再処理施設３において、ＰＵＲＥＸ法再処理技術を採用した場合の処理フローに本発明をバックフィットする態様を示している。  
まず、ＰＵＲＥＸ法再処理技術の概略を説明する。図６において、熱中性子炉１から払い出された熱中性子炉使用済燃料２は、剪断機５０Ａにより、例えば数センチ長さに切断する。切断された熱中性子炉使用済燃料２の剪断片は、溶解槽５０Ｂにて溶解され、溶解されたプルトニウム、ウラン、高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）を含む溶解液が、次の高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）分離工程５１へ進む。溶解槽５０Ｂで溶解されなかった残渣は、貯蔵庫５０Ｃ等に貯蔵される。
【００５１】
高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）分離工程５１においては、高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）を含む溶解液からウランとプルトニウムを含む溶液とＦＰ／ＭＡを含む溶液との分離が行われる。抽出されたウランとプルトニウムを含む溶液は、ウラン／プルトニウム分離工程５２に送られ、ＦＰ／ＭＡを含む溶液はガラス固化施設７へ送られる。
【００５２】
ウラン／プルトニウム分離工程５２においては、ウランとプルトニウムの相互分離が行われる。分離されたウランを含む溶液は、ウラン精製工程５３へ送られ、分離されたプルトニウムを含む溶液は、プルトニウム精製工程５４へ送られる。
【００５３】
ウラン精製工程５３及びプルトニウム精製工程５４においては、ウラン及びプルトニウムがそれぞれ精製される。分離工程５１，５２及び精製工程５３，５４においては、硝酸水溶液が得られるため、ウラン脱硝工程５５及び混合（プルトニウム＋ウラン）脱硝工程５６を経て、例えば酸化物（ＵＯ２及びＰｕＯ２＋ＵＯ２）を生成し、これらの製品をそれぞれの貯蔵庫５７，５８で貯蔵している。
【００５４】
本発明の第２の実施の形態は、上述したＰＵＲＥＸ法再処理技術の熱中性子炉再処理施設３において、以下の改造および追設を行うものである。追設としては、図６に示すように、高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）分離工程５１で分離された高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）を含む溶液を顆粒化施設２０へ送る配管＜３＞と、ウラン／プルトニウム分離工程５２で分離されたウランを含む溶液を顆粒化施設２０へ送る配管＜２＞と、ウラン／プルトニウム分離工程５２で分離されたプルトニウムを含む溶液を顆粒化施設２０へ送る配管＜１＞とを追設する。また顆粒化施設２０を追設する。改造としては、ガラス固化体貯蔵施設９を改造することで、顆粒化施設２０からの減容燃料体２１を貯蔵することができる。
【００５５】
このように、本実施の形態は、既存の軽水炉サイクルシステムに対して分離された高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）を含む溶液、分離され精製前のプルトニウムを含む溶液、及び分離され精製前のウランを含む溶液を乾燥／脱硝して顆粒体を製造し、それをキャニスタ３０に充填して減容燃料体の貯蔵施設２２にて冷却保管するものである。
【００５６】
熱中性子炉使用済燃料２の全てのＦＰとプルトニウム及び一部のウランを混合した溶液から得られる顆粒体はウランの大部分を分離／回収された減容燃料となる。
【００５７】
なお、図６において、既存の軽水炉サイクルシステムに対して分離された高レベル放射性廃棄物（ＦＰ／ＭＡ）を含む溶液に混合する分離されたプトニウムを含む溶液及び分離されたウランを含む溶液は、上述の精製前の溶液の代わりに精製後の溶液とすることも可能であり、実際の設備の追加や改造の容易さ等を考慮して決めることができる。
【００５８】
顆粒体を製造する技術としてロータリーキルン法を用いた場合の減容燃料体の製造プロセス概念図を図７に示す。
【００５９】
顆粒化した減容燃料体２１のキャニスタ３０での貯蔵設備は自然循環空気冷却法により高い安全性を確保して冷却貯蔵が可能であるが、既存のガラス固化体貯蔵施設９を共用することもできる。
【００６０】
ガラス固化施設７は、更新が必要であるので、プルサーマルの実施状況等に応じて、顆粒化施設２０をガラス固化体製造設備に置き換えて設置することができる。また、ガラス固化体貯蔵施設９はガラス固化体８の生成量に応じて設備が増設される。したがって、減容燃料体２１の顆粒体貯蔵を採用してもガラス固化体８の貯蔵に必要な設備とほぼ同程度の設置場所や設備費で、減容燃料体の貯蔵施設２２を設けることができる。
【００６１】
上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態によれば、上述した第１の実施の形態と同様な効果を得ることができる。
【００６２】
また、上述した本発明の使用済燃料の処理方法及び処理システムの第２の実施の形態によれば、既存の軽水炉再処理施設に顆粒化施設２０を設ければ、顆粒化施設２０で生成した減容燃料体２１を既存のガラス固化体貯蔵施設９を改造することで、貯蔵できるので、使用済燃料の貯蔵の負担を軽減するための設備を低コストで設置することができる。
【符号の説明】
【００６３】
１        熱中性子炉
２        熱中性子炉使用済燃料
３        熱中性子炉再処理施設
４        回収ウラン貯蔵施設
５        ＭＯＸ燃料加工施設
６        プルサーマル実施の熱中性子炉
７        ガラス固化施設
８        ガラス固化体
９        ガラス固化体貯蔵施設
１０      放射性廃棄物処分場
２０      顆粒化施設
２１      減容燃料体又は廃棄体
２２      減容燃料体又は廃棄体の貯蔵施設
２５      減容処理施設
２６      高速中性子炉燃料用の再処理施設
２７      高速中性子炉用ＭＯＸ燃料加工施設
２８      高速中性子炉
３０      キャニスタ
３１      収納管
３２      通風管
【図１】
0006037168.tif 000002
【図２】
0006037168.tif 000003
【図３】
0006037168.tif 000004
【図４】
0006037168.tif 000005
【図５】
0006037168.tif 000006
【図６】
0006037168.tif 000007
【図７】
0006037168.tif 000008