(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設において再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理方法であって、
前記核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となり、且つ、新たな前記核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる前記核燃料物質の富化度が、上限富化度以下となるように、前記フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、前記フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合工程を備え、
前記混合工程において使用される混合装置は、
異なる前記フィッサイル率となる複数種の前記使用済核燃料をそれぞれ溜める１つ以上のバッファ部と、
前記各バッファ部から供給される前記使用済核燃料を混合する混合部と、を有し、
前記混合工程では、前記１つ以上のバッファ部に溜められる複数種の前記使用済核燃料が、前記混合部へ向けて、前記フィッサイル率の高い前記使用済核燃料から順に、一種ずつ供給されることを特徴とする使用済核燃料の再処理方法。
【請求項２】
前記核分裂性の放射性同位体は、プルトニウム２３９およびプルトニウム２４１の少なくともいずれか一方を含んでいることを特徴とする請求項１に記載の使用済核燃料の再処理方法。
【請求項３】
前記核燃料物質は、プルトニウムであり、
前記上限富化度は、３０％であることを特徴とする請求項１または２に記載の使用済核燃料の再処理方法。
【請求項４】
使用済みの燃料集合体に内包する前記使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程と、
硝酸を用いて、機械的処理後の前記使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解工程と、
前記燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄工程と、
前記不溶解残渣が除去された前記燃料溶解液を計量する計量工程と、
計量後の前記燃料溶解液から前記核燃料物質を含む溶液を分離する分離工程と、
分離後の前記溶液を精製する精製工程と、
精製後の前記溶液を濃縮し、前記溶液中の前記核燃料物質の富化度を調整する富化度調整工程と、
富化度調整後の前記燃料溶解液を脱硝して、前記核燃料物質を含む新たな前記核燃料を生成する脱硝工程と、
脱硝後の前記核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造工程と、をさらに備え、
前記混合工程は、前記機械的処理工程と前記溶解工程との間、前記溶解工程と前記清澄工程との間、前記清澄工程と前記計量工程との間、前記計量工程と前記分離工程との間、前記分離工程と前記精製工程との間、前記精製工程と前記富化度調整工程との間、前記富化度調整工程と前記脱硝工程との間、および前記脱硝工程と前記燃料製造工程との間のうち、いずれかの間で行われていることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか１項に記載の使用済核燃料の再処理方法。
【請求項５】
複数種の異なる使用済核燃料を再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理施設であって、
前記核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となり、且つ、新たな前記核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる前記核燃料物質の富化度が、上限富化度以下となるように、前記フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、前記フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合装置を備え、
前記混合装置は、
異なる前記フィッサイル率となる複数種の前記使用済核燃料をそれぞれ溜める１つ以上のバッファ部と、
前記各バッファ部から供給される前記使用済核燃料を混合する混合部と、を有し、
前記１つ以上のバッファ部に溜められる複数種の前記使用済核燃料は、前記混合部へ向けて、前記フィッサイル率の高い前記使用済核燃料から順に、一種ずつ供給されることを特徴とする使用済核燃料の再処理施設。
【請求項６】
使用済みの燃料集合体に内包する前記使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理装置と、
硝酸を用いて、機械的処理後の前記使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解装置と、
前記燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄装置と、
前記不溶解残渣が除去された前記燃料溶解液を計量する計量装置と、
計量後の前記燃料溶解液から前記核燃料物質を含む溶液を分離する分離装置と、
分離後の前記溶液を精製する精製装置と、
精製後の前記溶液を濃縮し、前記溶液中の前記核燃料物質の富化度を調整する富化度調整装置と、
富化度調整後の前記溶液を脱硝して、前記核燃料物質を含む新たな前記核燃料を生成する脱硝装置と、
脱硝後の前記核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造装置と、をさらに備え、
前記混合装置は、前記機械的処理装置、前記溶解装置、前記清澄装置、前記計量装置、前記分離装置、前記精製装置、前記富化度調整装置、前記脱硝装置、前記燃料製造装置のうち、いずれかの装置に設けられていることを特徴とする請求項５に記載の使用済核燃料の再処理施設。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉内で使用された使用済核燃料を再処理する使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、軽水炉（ＬＷＲ：Light Water Reactor）で使用された使用済核燃料（以下、ＬＷＲ使用済核燃料という）を再処理する場合は、ＬＷＲ用の再処理施設で行われる。一方で、高速増殖炉（ＦＢＲ：Fast Breeder Reactor）で使用された使用済核燃料（以下、ＦＢＲ使用済核燃料という）を再処理する場合は、ＦＢＲ用の再処理施設で行われる。
【０００３】
このような再処理施設を用いた再処理方法として、ＦＢＲ使用済核燃料を再処理するＦＢＲ用の再処理施設と、ＦＢＲ用の再処理施設で排出される回収残液とＬＷＲ使用済核燃料とを再処理するＬＷＲ用の再処理施設とを用いた方法が知られている（例えば、特許文献１参照）。この再処理方法では、ＦＢＲ用の再処理施設で排出される回収残液を、ＬＷＲ用の再処理施設で再処理できる分、ＦＢＲ用の再処理施設を経済的に負荷の小さいものとすることができる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開平１１−２８７８９０号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
ところで、使用済核燃料の再処理施設の用地取得や建設費用の観点から、ＬＷＲ使用済核燃料およびＦＢＲ使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理することが望まれている。使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理する場合、再処理施設には、複数種の異なる使用済核燃料が投入される。このとき、使用済核燃料に含まれる核燃料物質（プルトニウム等）の核分裂性の放射性同位体（プルトニウム２３９やプルトニウム２４１等）のフィッサイル率は、使用済核燃料の種類によって異なるフィッサイル率となっている。なお、フィッサイル率とは、核燃料物質中における核分裂性の放射性同位体の割合であり、特に、全プルトニウム中におけるプルトニウム２３９およびプルトニウム２４１の割合を、Ｐｕフィッサイル率という。
【０００６】
再処理後に生成される新たな核燃料を用いて製造される装荷用燃料（例えば、ＭＯＸ燃料）は、原子力発電施設側からの要求によって、Ｐｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とする必要があるため、再処理後に生成される新たな核燃料も、目標Ｐｕフィッサイル率とする必要がある。しかしながら、再処理施設には、異なるＰｕフィッサイル率の使用済核燃料が投入されることから、再処理施設に投入される使用済核燃料の種類によっては、新たな核燃料のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率とすることが困難な場合がある。
【０００７】
そこで、本発明は、複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設で再処理するにあたり、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を、目標フィッサイル率とすることができる使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
本発明の使用済核燃料の再処理方法は、複数種の異なる使用済核燃料を単一の再処理施設において再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理方法であって、核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合工程を備えたことを特徴とする。
【０００９】
この構成によれば、混合工程では、高フィッサイル核燃料と、低フィッサイル核燃料とを混合させることができるため、再処理後の新たな核燃料に含まれる放射性物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができる。これにより、再処理後の新たな核燃料を用いることで、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。なお、核燃料物質としては、ウランおよびプルトニウム等であり、核分裂性の放射性同位体としては、ウラン２３３、ウラン２３５、プルトニウム２３９、プルトニウム２４１およびアメリシウム２４１等である。
【００１０】
この場合、核分裂性の放射性同位体は、プルトニウム２３９およびプルトニウム２４１の少なくともいずれか一方を含んでいることが好ましい。
【００１１】
この構成によれば、新たな核燃料を用いて、軽水炉で使用されるＭＯＸ燃料や、高速増殖炉で使用されるＭＯＸ燃料等の装荷用燃料を製造する場合において、ＭＯＸ燃料に混合されるプルトニウムの核分裂性の放射性同位体であるプルトニウム２３９およびプルトニウム２４１のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。これにより、使用済核燃料を再処理して得られる新たなＭＯＸ燃料を好適に製造することができる。
【００１２】
この場合、新たな前記核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる核燃料物質の富化度を、上限富化度以下にすることが好ましい。
【００１３】
この構成によれば、新たに生成された核燃料を用いて製造される装荷用燃料に含まれる核燃料物質の富化度を上限富化度以下とすることができるため、装荷用燃料の再処理を容易なものとすることができる。
【００１４】
この場合、核燃料物質は、プルトニウムであり、上限富化度は、３０％であることが好ましい。
【００１５】
この構成によれば、装荷用燃料におけるプルトニウムの富化度（以下、Ｐｕ富化度という）を、目標フィッサイル率とした上で、３０％以下にすることができる。これにより、例えば、硝酸を用いて、装荷用燃料を溶解させる場合、Ｐｕ富化度が３０％以下であるため、装荷用燃料に含まれるプルトニウムの全量を好適に溶解させることができる。なお、Ｐｕ富化度とは、核燃料に含まれる全てのウランおよびプルトニウムに対するプルトニウムの割合である。
【００１６】
この場合、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程と、硝酸を用いて、機械的処理後の使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解工程と、燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄工程と、不溶解残渣が除去された燃料溶解液を計量する計量工程と、計量後の燃料溶解液から核燃料物質を含む溶液を分離する分離工程と、分離後の溶液を精製する精製工程と、精製後の溶液を濃縮し、溶液中の核燃料物質の富化度を調整する富化度調整工程と、富化度調整後の燃料溶解液を脱硝して、核燃料物質を含む新たな核燃料を生成する脱硝工程と、脱硝後の核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造工程と、をさらに備え、混合工程は、機械的処理工程と溶解工程との間、溶解工程と清澄工程との間、清澄工程と計量工程との間、計量工程と分離工程との間、分離工程と精製工程との間、精製工程と富化度調整工程との間、富化度調整工程と脱硝工程との間、および脱硝工程と燃料製造工程との間のうち、いずれかの間で行われていることが好ましい。
【００１７】
この構成によれば、混合工程を、いずれかの工程間で行うことができるため、再処理方法の汎用性を高めることが可能となる。
【００１８】
本発明の使用済核燃料の再処理施設は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理して、新たな核燃料を生成する使用済核燃料の再処理施設であって、核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率が目標フィッサイル率となるように、フィッサイル率の高い高フィッサイル核燃料と、フィッサイル率の低い低フィッサイル核燃料とを混合させる混合装置を備えたことを特徴とする。
【００１９】
この構成によれば、混合装置は、高フィッサイル核燃料と、低フィッサイル核燃料とを混合させることができるため、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができる。これにより、再処理後の新たな核燃料を用いることで、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。
【００２０】
この場合、混合装置は、異なるフィッサイル率となる複数種の使用済核燃料をそれぞれ溜める１つ以上のバッファ部と、各バッファ部から供給される使用済核燃料を混合する混合部と、を有することが好ましい。
【００２１】
この構成によれば、複数種の使用済核燃料を１つ以上のバッファ部にそれぞれ溜め、各バッファ部から混合部へ向けて供給される使用済核燃料の供給量を調整することで、混合後の使用済核燃料のフィッサイル率を、目標フィッサイル率に精度よく調整することができる。
【００２２】
この場合、１つ以上のバッファ部に溜められる複数種の使用済核燃料は、混合部へ向けて、一種ずつ順に供給されることが好ましい。
【００２３】
この構成によれば、複数種の使用済核燃料を混合部へ向けて一種ずつ順に供給することができるため、混合後の使用済核燃料のフィッサイル率を目標フィッサイル率に調整し易いものとすることができる。なお、複数種の使用済核燃料のうち、高フィッサイル核燃料から順に供給することが好ましい。
【００２４】
この場合、混合装置は、異なるフィッサイル率となる複数種の使用済核燃料を混合して溜めるバッファ混合部を有することが好ましい。
【００２５】
この構成によれば、バッファ部と混合部とを個別に設けることなく、簡易な装置構成で、高フィッサイル核燃料と低フィッサイル核燃料とを混合することができる。
【００２６】
この場合、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理装置と、硝酸を用いて、機械的処理後の使用済核燃料を溶解し、燃料溶解液とする溶解装置と、燃料溶解液中の不溶解残渣を除去する清澄装置と、不溶解残渣が除去された燃料溶解液を計量する計量装置と、計量後の燃料溶解液から核燃料物質を含む溶液を分離する分離装置と、分離後の溶液を精製する精製装置と、精製後の溶液を濃縮し、溶液中の核燃料物質の富化度を調整する富化度調整装置と、富化度調整後の溶液を脱硝して、核燃料物質を含む新たな核燃料を生成する脱硝装置と、脱硝後の核燃料から装荷用燃料を製造する燃料製造装置と、をさらに備え、混合装置は、機械的処理装置、溶解装置、清澄装置、計量装置、分離装置、精製装置、富化度調整装置、脱硝装置、燃料製造装置のうち、いずれかの装置に設けられていることが好ましい。
【００２７】
この構成によれば、混合装置を、いずれかの装置に設けることができるため、再処理施設の汎用性を高めることができる。
【発明の効果】
【００２８】
本発明の使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設によれば、単一の再処理施設において、複数種の異なる使用済核燃料を再処理する場合、再処理後の新たな核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率を目標フィッサイル率とすることができるため、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２９】
【図１】図１は、実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設の概略構成図である。
【図２】図２は、実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設における計量装置周りの概略構成図である。
【図３】図３は、使用済核燃料の再処理方法に関するフローチャートである。
【図４】図４は、変形例１に係る使用済核燃料の再処理施設における計量装置周りの概略構成図である。
【図５】図５は、実施例２に係る使用済核燃料の再処理施設における分離装置周りの概略構成図である。
【図６】図６は、実施例３に係る使用済核燃料の再処理施設における富化度調整装置周りの概略構成図である。
【図７】図７は、実施例４に係る使用済核燃料の再処理施設における燃料製造装置周りの概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００３０】
以下、添付した図面を参照して、本発明の使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料の再処理施設について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。
【実施例１】
【００３１】
本実施例に係る使用済核燃料の再処理施設は、複数種の異なる使用済核燃料に含まれるウラン（Ｕ）およびプルトニウム（Ｐｕ）等の核燃料物質を抽出して再処理することにより、新たな核燃料としてのＵ製品やＵ／Ｐｕ製品を生成するものである。
【００３２】
図１は、実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設の概略構成図である。再処理施設１は、複数種の異なる使用済核燃料を再処理可能な単一の施設となっている。複数種の異なる使用済核燃料としては、ウラン燃料を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）で使用したＢＷＲ使用済核燃料、ウラン燃料を加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）で使用したＰＷＲ使用済核燃料、ＭＯＸ燃料を沸騰水型原子炉で使用したＢ−ＭＯＸ使用済核燃料、ＭＯＸ燃料を加圧水型原子炉で使用したＰ−ＭＯＸ使用済核燃料、ウラン燃料またはＭＯＸ燃料を高速増殖炉で使用したＦＢＲ使用済核燃料等がある。
【００３３】
複数種の使用済核燃料は、使用済核燃料に含まれる核燃料物質の核分裂性の放射性同位体のフィッサイル率や、核燃料物質の富化度が異なっている。ここで、核燃料物質としては、ウランおよびプルトニウム等であり、核分裂性の放射性同位体としては、ウラン２３３、ウラン２３５、プルトニウム２３９、プルトニウム２４１およびアメリシウム２４１等である。以下の説明では、核燃料物質として、プルトニウムに適用した場合について説明する。
【００３４】
使用済核燃料は、使用済核燃料中のプルトニウムのフィッサイル率（Ｐｕフィッサイル率）や、核燃料中のプルトニウムの富化度（Ｐｕ富化度）が異なっている。Ｐｕフィッサイル率とは、プルトニウムの全量に対する核分裂性の放射性同位体の割合を表す指標である。プルトニウムの核分裂性の放射性同位体としては、プルトニウム２３９（２３９Ｐｕ）およびプルトニウム２４１（２４１Ｐｕ）である。このため、Ｐｕフィッサイル率は、「（２３９Ｐ＋２４１Ｐｕ）／Ｐｕ」で求められる。また、Ｐｕ富化度とは、ウランおよびプルトニウムの全量に対するプルトニウムの含有量の割合を表す指標である。このため、Ｐｕ富化度は、「Ｐｕ／（Ｕ＋Ｐｕ）」で求められる。なお、Ｐｕフィッサイル率とＰｕ富化度とを掛け合わせた指標がＰｕフィッサイル富化度であり、Ｐｕフィッサイル富化度は、「（２３９Ｐ＋２４１Ｐｕ）／（Ｕ＋Ｐｕ）」で求められる。
【００３５】
ここで、再処理によって生成される新たな核燃料を用いて製造される装荷用燃料（例えば、ＭＯＸ燃料）は、原子力発電施設側からの要求によって、ＭＯＸ燃料のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とする必要があり、また、ＭＯＸ燃料のＰｕ富化度を、目標Ｐｕ富化度とする必要がある。換言すれば、ＭＯＸ燃料のＰｕフィッサイル富化度を、目標Ｐｕフィッサイル富化度とする必要がある。
【００３６】
一方で、複数種の使用済核燃料は、Ｐｕフィッサイル率が異なっており、特に、Ｂ−ＭＯＸ使用済核燃料は、Ｐｕフィッサイル率の最も低い使用済核燃料となっている。このため、例えば、Ｂ−ＭＯＸ使用済核燃料を再処理して得られる新たな核燃料を用いて製造されるＭＯＸ燃料は、目標Ｐｕフィッサイル率とすると、Ｐｕ富化度が上限富化度を超え、再処理することが困難である。このため、実施例１の再処理施設１は、以下のような構成となっている。以下、図１を参照して、上記した複数種の使用済核燃料を再処理する再処理施設１について説明する。
【００３７】
図１に示すように、再処理施設１は、機械的処理装置（例えば、せん断装置）５と、溶解装置６と、清澄装置７と、計量装置８と、分離装置９と、精製装置１０と、富化度調整装置１１と、脱硝装置１２と、燃料製造装置１３と、混合装置とを備えている。
【００３８】
機械的処理装置５に供給される使用済核燃料は、その成分が予め推定されている。推定される使用済核燃料の成分は、使用前の成分および使用中における燃焼度等のデータに基づいて算出可能となっている。
【００３９】
機械的処理装置５は、使用済みの燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させている。このとき、機械的処理装置５により使用済核燃料を機械的処理すると廃ガスが発生するため、機械的処理装置５は、発生した廃ガスを図示しない廃ガス処理装置へ向けて送り出している。そして、機械的処理装置５は、機械的処理後の使用済核燃料を溶解装置６へ向けて供給する。
【００４０】
溶解装置６は、硝酸を貯留した溶解槽に、機械的処理後の使用済核燃料を投入することで、使用済核燃料を溶解させる。硝酸に溶解した使用済核燃料は燃料溶解液となり、溶解装置６は、燃料溶解液を清澄装置７へ供給する。
【００４１】
清澄装置７は、例えば、遠心分離機で構成されている。清澄装置７は、硝酸に溶解しない燃料溶解液に含まれる不溶解残渣を取り除き、不溶解残渣を除去した燃料溶解液を計量装置８へ供給する。取り除かれた不溶解残渣は、図示しない廃棄物貯蔵槽へ供給される。
【００４２】
計量装置８は、燃料溶解液中の成分を計量するために燃料溶解液を受け入れている。燃料溶解液中の成分としては、例えば、硝酸濃度、ウランの量、ウラン中における同位体の割合、プルトニウムの量、プルトニウム中における同位体の割合等がある。そして、燃料溶解液中の成分から、実測値となるＵ富化度、Ｕフィッサイル率、Ｕフィッサイル富化度、Ｐｕ富化度、Ｐｕフィッサイル率、Ｐｕフィッサイル富化度等の指標を導出する。計量装置８は、計量後の燃料溶解液を分離装置９へ供給する。
【００４３】
分離装置９は、燃料溶解液から、溶液として、ウラン溶液およびウラン／プルトニウム溶液を分離している。具体的に、分離装置９は、燃料溶解液に抽出溶媒を投入して、ウランおよびプルトニウムを含む抽出溶媒であるウラン／プルトニウム装荷溶媒を生成する。続いて、分離装置９は、ウラン／プルトニウム装荷溶媒にＰｕ逆抽出溶媒を投入して、ウランおよびプルトニウムを含む溶液であるウラン／プルトニウム溶液（以下、Ｕ／Ｐｕ溶液という）を抽出する。この後、分離装置９は、プルトニウム抽出後のウラン／プルトニウム装荷溶媒であるウラン装荷溶媒にＵ逆抽出溶媒を投入して、ウランを含む溶液であるウラン溶液（以下、Ｕ溶液という）を抽出する。
【００４４】
精製装置１０は、Ｕ溶液およびＵ／Ｐｕ溶液を、硝酸ウラン溶液（以下、硝酸Ｕ溶液という）および硝酸ウラン／プルトニウム溶液（以下、硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液という）に精製する。精製装置１０は、精製した硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を、富化度調整装置１１へ向けて供給する。
【００４５】
富化度調整装置１１は、精製した硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を加熱して濃縮した後の溶液を混合してＰｕ富化度を調整する。具体的に、富化度調整装置１１は、濃縮後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液に、硝酸Ｕ溶液を混合させて、硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液のＰｕ富化度を調整する。富化度調整装置１１は、硝酸Ｕ溶液および富化度調整後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝装置１２へ向けて供給する。
【００４６】
脱硝装置１２は、硝酸Ｕ溶液および富化度調整後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝して、ウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物とする。そして、得られたウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物は、燃料製造装置１３へ送られる。
【００４７】
燃料製造装置１３は、ウラン酸化物（Ｕ製品）およびウラン／プルトニウム酸化物（Ｕ／Ｐｕ製品）を貯蔵すると共に、貯蔵したウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物を適宜混合して、装荷用燃料を製造している。
【００４８】
混合装置は、混合後のＰｕフィッサイル率が目標Ｐｕフィッサイル率となるように、複数種の異なるＰｕフィッサイル率となる使用済核燃料を混合している。詳細については後述するが、この混合装置は、計量装置８と一体に設けられている。なお、使用済核燃料は、溶解後の燃料溶解液や、分離後のＵ溶液およびＵ／Ｐｕ溶液、精製後の硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液、脱硝後のウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物等を含む意である。
【００４９】
次に、図２を参照し、混合装置と一体に設けられた計量装置８について具体的に説明する。図２は、実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設における計量装置周りの概略構成図である。図２に示すように、計量装置８は、計量槽２１と、複数のバッファ槽（バッファ部）２２と、調整槽（混合部）２３とを有している。
【００５０】
計量槽２１は、清澄装置７に接続され、燃料溶解液の成分を計量するために、清澄装置７から供給された燃料溶解液を溜めている。計量後の燃料溶解液は、バッファ槽２２または調整槽２３へ向けて供給される。複数のバッファ槽２２は、計量槽２１にそれぞれ接続され、計量後の燃料溶解液を一時的に溜めている。なお、実施例１では、バッファ槽２２を複数設けたが、バッファ槽２２は１つ以上あればよい。バッファ槽２２に溜められた燃料溶解液は、調整槽２３へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽２２には、Ｐｕフィッサイル率がそれぞれ異なる燃料溶解液を溜めることが可能となっている。調整槽２３は、計量槽２１およびバッファ槽２２に接続され、計量槽２１およびバッファ槽２２から供給された燃料溶解液を溜めている。調整槽２３には、複数種の異なるＰｕフィッサイル率の燃料溶解液を流入させることで混合され、混合後のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率としている。
【００５１】
続いて、図３を参照して、上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設において行われる使用済核燃料の再処理方法に関する一連のフローについて説明する。図３は、使用済核燃料の再処理方法に関するフローチャートである。
【００５２】
予め成分が推定された使用済核燃料を内包する燃料集合体が、機械的処理装置５に供給されると、機械的処理装置５は、供給された燃料集合体に内包する使用済核燃料を、機械的処理によって暴露させる機械的処理工程Ｓ１を実行し、機械的処理後の使用済核燃料を溶解装置６へ向けて供給する。使用済核燃料が溶解装置６に供給されると、溶解装置６は、硝酸を用いて、供給された使用済核燃料を溶解する溶解工程Ｓ２を実行し、溶解後の使用済核燃料を燃料溶解液として清澄装置７へ向けて供給する。燃料溶解液が清澄装置７へ供給されると、清澄装置７は、燃料溶解液中に含まれる不溶解残渣を取り除く清澄工程Ｓ３を実行し、清澄後の燃料溶解液を計量装置８へ供給する。
【００５３】
燃料溶解液が計量装置８へ供給されると、計量装置８は、燃料溶解液を計量槽２１に流入させ、計量槽２１に溜まった燃料溶解液の成分が計量される計量工程Ｓ４を実行する。これにより、計量前に推定された燃料溶解液の成分は、計量後の燃料溶解液の成分との誤差が修正される。計量後の燃料溶解液は、バッファ槽２２に供給される。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、Ｓ１からＳ４まで工程を繰り返し行う。これにより、複数のバッファ槽２２には、異なる種類の燃料溶解液が溜められる。
【００５４】
所定の種類の使用済核燃料が燃料溶解液となって複数のバッファ槽２２および計量槽２１に溜められると、計量装置８は、目標Ｐｕフィッサイル率となるように、計量後のＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度に基づいて、異なるＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度の燃料溶解液を、１種ずつ順に調整槽２３へ向けて供給する。つまり、計量装置８は、Ｐｕフィッサイル率の高い燃料溶解液（高Ｐｕフィッサイル核燃料）と、Ｐｕフィッサイル率の低い燃料溶解液（低Ｐｕフィッサイル核燃料）とを、調整槽２３において混合する混合工程Ｓ５を実行する。なお、複数種の燃料溶解液を調整槽２３に供給する場合、Ｐｕフィッサイル率の高い燃料溶解液から、順に供給することが好ましい。これにより、計量装置８は、目標Ｐｕフィッサイル率となった燃料溶解液を得ることができる。そして、計量装置８は、調整槽２３に溜まった燃料溶解液を分離装置９へ向けて供給する。
【００５５】
燃料溶解液が分離装置９へ供給されると、分離装置９は、燃料溶解液中のウランおよびプルトニウムを、Ｕ／Ｐｕ溶液およびＵ溶液として抽出する分離工程Ｓ６を実行する。Ｕ／Ｐｕ溶液およびＵ溶液を抽出すると、分離装置９は、Ｕ／Ｐｕ溶液およびＵ溶液を精製装置１０へ向けて供給する。
【００５６】
Ｕ／Ｐｕ溶液およびＵ溶液が精製装置１０へ供給されると、精製装置１０は、Ｕ溶液およびＵ／Ｐｕ溶液を、硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液に精製する精製工程Ｓ７を実行する。この後、精製装置１０は、精製した硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を富化度調整装置１１へ向けて供給する。硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液が富化度調整装置１１へ供給されると、富化度調整装置１１は、硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を加熱して濃縮した後の溶液を混合してＰｕ富化度を調整する富化度調整工程Ｓ８を実行する。この後、富化度調整装置１１は、硝酸Ｕ溶液および富化度調整後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝装置１２へ向けて供給する。
【００５７】
硝酸Ｕ溶液および富化度調整後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液が脱硝装置１２へ供給されると、脱硝装置１２は、硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝して、ウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物を生成する脱硝工程Ｓ９を実行する。この後、脱硝装置１２は、ウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物を燃料製造装置１３へ向けて供給する。ウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物が燃料製造装置１３へ供給されると、燃料製造装置１３は、ウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物を貯蔵容器に一旦貯蔵し、貯蔵したウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物を適宜混合した後、装荷用燃料を製造する燃料製造工程Ｓ１０を実行する。
【００５８】
以上のように、実施例１の構成によれば、混合装置が一体となった計量装置８において、高Ｐｕフィッサイル核燃料と低Ｐｕフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の燃料溶解液のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。これにより、計量装置８を備えた再処理施設１は、目標Ｐｕフィッサイル率となった燃料溶解液（核燃料）から、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。
【００５９】
また、実施例１の構成によれば、複数のバッファ槽２２を設けたため、再処理する１種類の燃料溶解液（使用済核燃料）に対し、１つのバッファ槽２２を割り当てることができるため、各バッファ槽２２に溜める燃料溶解液の容量を抑制することができる。
【００６０】
なお、実施例１の再処理施設１では、機械的処理装置５、溶解装置６および清澄装置７を１つずつ設けた一系統としたが、機械的処理装置５、溶解装置６および清澄装置７を複数設けて複数系統とし、計量槽２１を介して複数のバッファ槽２２へ、複数系統で再処理された燃料溶解液を流入させてもよい。
【００６１】
また、実施例１の再処理施設１では、調整槽２３において複数種の燃料溶解液を混合させたが、混合させる必要のない場合は、バッファ槽２２に流入させることなく、計量槽２１から調整槽２３へ供給した後、分離装置９へ供給してもよい。
【００６２】
また、実施例１の再処理施設１では、複数のバッファ槽２２に流入させた後、調整槽２３において混合させたが、これに限らず、図４に示す構成であってもよい。図４は、変形例１に係る使用済核燃料の再処理施設１における計量装置周りの概略構成図である。変形例１に係る再処理施設１の計量装置８は、複数のバッファ槽２２を省いた構成となっており、調整槽（バッファ混合部）２３が、バッファ槽２２の機能を兼ねている。ここで、変形例１に係る使用済核燃料の再処理施設１において行われる使用済核燃料の再処理方法について説明する。
【００６３】
変形例１に係る再処理方法において、再処理する複数種の使用済核燃料のうち、１種の使用済核燃料が、機械的処理工程Ｓ１から計量工程Ｓ４まで実行されると、計量装置８は、計量槽２１に溜まった１種の燃料溶解液を、調整槽２３へ供給する。この後、他の１種の使用済核燃料が、機械的処理工程Ｓ１から計量工程Ｓ４まで実行されると、計量装置８は、計量槽２１に溜まった他の１種の燃料溶解液を、１種の燃料溶解液が溜まった調整槽２３へ供給する。この工程を、再処理する使用済核燃料の種類分だけ繰り返す。
【００６４】
以上のように、変形例１に係る構成でも、計量装置８において、高Ｐｕフィッサイル核燃料と低Ｐｕフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の燃料溶解液のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。また、変形例１に係る構成によれば、複数のバッファ槽２２を省くことができるため、再処理施設を簡易な構成とすることができる。なお、この場合、混合後の燃料溶解液が目標Ｐｕフィッサイル率となるように、予め調整槽２３に供給する燃料溶解液の供給量を管理することが好ましい。
【実施例２】
【００６５】
次に、図５を参照して、実施例２に係る使用済核燃料の再処理施設３１および再処理方法について説明する。図５は、実施例２に係る使用済核燃料の再処理施設における分離装置周りの概略構成図である。なお、実施例２では、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設１では、混合装置と計量装置８とを一体としたが、実施例２に係る使用済核燃料の再処理施設３１では、混合装置と分離装置３５とを一体としている。以下、図５を参照し、混合装置と一体に設けられた分離装置３５について具体的に説明する。
【００６６】
分離装置３５は、供給槽４１と、共除染装置４２と、廃液受槽４３と、Ｐｕ抽出装置４４と、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５と、Ｕ抽出装置４６と、Ｕ溶液受槽４７と、複数のバッファ槽（バッファ部）４８と、調整槽（混合部）４９とを有している。
【００６７】
供給槽４１は、計量装置８に接続され、計量装置８から供給される燃料溶解液を溜めている。供給槽４１に溜められた燃料溶解液は、共除染装置４２へ向けて供給される。
【００６８】
共除染装置４２は、燃料溶解液に抽出溶媒を投入してウランおよびプルトニウムを含む抽出溶媒であるウラン／プルトニウム装荷溶媒を生成する一方で、燃料溶解液に洗浄液を投入して燃料溶解液に含まれる不純物を分離する。つまり、燃料溶解液は、共除染装置４２において、ウラン／プルトニウム装荷溶媒と、ウランおよびプルトニウム以外の不純物を含む洗浄液とに分離する。そして、共除染装置４２は、ウラン／プルトニウム装荷溶媒をＰｕ抽出装置４４へ向けて供給する一方、不純物を含む洗浄液を廃液受槽４３へ向けて供給する。廃液受槽４３は、共除染装置４２において分離された不純物を含む洗浄液を溜めている。
【００６９】
Ｐｕ抽出装置４４は、共除染装置４２から供給されるウラン／プルトニウム装荷溶媒に、Ｐｕ逆抽出溶媒を投入して、Ｕ／Ｐｕ溶液と、プルトニウム抽出後のウラン装荷溶媒とに分離させる。そして、Ｐｕ抽出装置４４は、Ｕ／Ｐｕ溶液をＵ／Ｐｕ溶液受槽４５へ向けて供給する一方、ウラン装荷溶媒をＵ抽出装置４６へ向けて供給する。Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５は、Ｐｕ抽出装置４４において分離されたＵ／Ｐｕ溶液を溜めており、複数のバッファ槽４８に接続されている。
【００７０】
Ｕ抽出装置４６は、Ｐｕ抽出装置４４から供給されるウラン装荷溶媒に、Ｕ逆抽出溶媒を投入して、Ｕ溶液と、ウラン抽出後の抽出溶媒に分離させる。そして、Ｕ抽出装置４６は、Ｕ溶液をＵ溶液受槽４７へ向けて供給する。Ｕ溶液受槽４７は、Ｕ抽出装置４６において分離されたＵ溶液を溜めている。
【００７１】
複数のバッファ槽４８は、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５にそれぞれ接続され、Ｕ／Ｐｕ溶液を一時的に溜めている。なお、実施例２においても、実施例１と同様に、バッファ槽４８は１つ以上あればよい。バッファ槽４８に溜められたＵ／Ｐｕ溶液は、調整槽４９へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽４８は、異なるＰｕフィッサイル率のＵ／Ｐｕ溶液を溜めることが可能となっている。調整槽４９は、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５および各バッファ槽４８に接続され、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５および各バッファ槽４８から供給されたＵ／Ｐｕ溶液を溜めている。調整槽４９には、複数種の異なるＰｕフィッサイル率のＵ／Ｐｕ溶液を流入させることで混合され、混合後のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率としている。
【００７２】
Ｕ溶液受槽４７に溜められたＵ溶液と、調整槽４９に溜められたＵ／Ｐｕ溶液とは、精製装置１０へ向けて供給される。精製装置１０は、Ｕ溶液を精製するＵ精製装置１０ａと、Ｕ／Ｐｕ溶液を精製するＵ／Ｐｕ精製装置１０ｂとを有し、Ｕ精製装置１０ａにおいてＵ溶液を硝酸Ｕ溶液に精製し、Ｕ／Ｐｕ精製装置１０ｂにおいてＵ／Ｐｕ溶液を硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液に精製する。
【００７３】
上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設３１において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図３に示す混合工程Ｓ５が、分離工程Ｓ６の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から計量工程までの工程を行った後、計量後の燃料溶解液が分離装置３５へ供給されると、分離装置３５は、燃料溶解液を供給槽４１に流入させ、供給槽４１に溜まった燃料溶解液を共除染装置４２へ向けて供給する。共除染装置４２は、燃料溶解液を、ウラン／プルトニウム装荷溶媒と、不純物を含む洗浄液とに分離する。この後、共除染装置４２は、ウラン／プルトニウム装荷溶媒をＰｕ抽出装置４４へ供給する。
【００７４】
Ｐｕ抽出装置４４は、供給されたウラン／プルトニウム装荷溶媒を、Ｕ／Ｐｕ溶液と、ウラン装荷溶媒とに分離する分離工程を実行する。この後、Ｐｕ抽出装置４４は、Ｕ／Ｐｕ溶液をＵ／Ｐｕ溶液受槽４５へ供給する。Ｕ／Ｐｕ溶液がＵ／Ｐｕ溶液受槽４５へ供給されると、分離装置３５は、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５からバッファ槽４８へ向けてＵ／Ｐｕ溶液を供給する。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、機械的処理工程から分離工程に至る工程を繰り返し行う。これにより、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽４５および複数のバッファ槽４８には、異なる種類のＵ／Ｐｕ溶液が溜められる。
【００７５】
異なる種類のＵ／Ｐｕ溶液が複数のバッファ槽４８およびＵ／Ｐｕ溶液受槽４５に溜められると、分離装置３５は、目標Ｐｕフィッサイル率となるように、計量後のＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度に基づいて、異なるＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度のＵ／Ｐｕ溶液を、１種ずつ順に調整槽４９へ向けて供給する。つまり、分離装置３５は、Ｐｕフィッサイル率の高いＵ／Ｐｕ溶液（高Ｐｕフィッサイル核燃料）と、Ｐｕフィッサイル率の低いＵ／Ｐｕ溶液（低Ｐｕフィッサイル核燃料）とを、調整槽４９において混合する混合工程を実行する。これにより、分離装置３５は、目標Ｐｕフィッサイル率となったＵ／Ｐｕ溶液を得ることができる。そして、分離装置３５は、調整槽４９に溜まったＵ／Ｐｕ溶液を精製装置１０へ向けて供給する。
【００７６】
以上のように、実施例２の構成によれば、混合装置が一体となった分離装置３５において、高Ｐｕフィッサイル核燃料と低Ｐｕフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後のＵ／Ｐｕ溶液のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。これにより、分離装置３５を備えた再処理施設３１は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。なお、実施例２においても、実施例１における変形例１の構成を適用可能である。
【実施例３】
【００７７】
次に、図６を参照して、実施例３に係る使用済核燃料の再処理施設５１および再処理方法について説明する。図６は、実施例３に係る使用済核燃料の再処理施設における富化度調整装置周りの概略構成図である。なお、実施例３でも、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設１では、混合装置と計量装置８とを一体としたが、実施例３に係る使用済核燃料の再処理施設５１では、混合装置と富化度調整装置５５とを一体としている。以下、図６を参照し、混合装置と一体に設けられた富化度調整装置５５について具体的に説明する。
【００７８】
富化度調整装置５５は、Ｕ濃縮装置６１と、Ｕ溶液受槽６２と、Ｕ払出槽６３と、Ｕ／Ｐｕ濃縮装置６４と、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽６５と、Ｕ／Ｐｕ払出槽６６と、調整槽（混合部）６７と、複数のバッファ槽（バッファ部）６８とを有している。
【００７９】
Ｕ濃縮装置６１は、精製装置１０のＵ精製装置１０ａから供給された硝酸Ｕ溶液を加熱して濃縮している。Ｕ濃縮装置６１は、濃縮後の硝酸Ｕ溶液をＵ溶液受槽６２へ向けて供給する。Ｕ溶液受槽６２は、濃縮後の硝酸Ｕ溶液を溜めており、Ｕ払出槽６３に接続されている。富化度調整装置５５は、Ｕ溶液受槽６２に溜まった硝酸Ｕ溶液をＵ払出槽６３へ向けて供給する。Ｕ払出槽６３は、供給された硝酸Ｕ溶液を脱硝装置１２へ向けて払い出している。
【００８０】
Ｕ／Ｐｕ濃縮装置６４は、精製装置１０のＵ／Ｐｕ精製装置１０ｂから供給された硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を加熱して濃縮している。Ｕ／Ｐｕ濃縮装置６４は、濃縮後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液をＵ／Ｐｕ溶液受槽６５および複数のバッファ槽６８へ向けて供給する。Ｕ／Ｐｕ溶液受槽６５は、濃縮後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を溜めており、調整槽６７に接続されている。
【００８１】
複数のバッファ槽６８は、Ｕ／Ｐｕ濃縮装置６４にそれぞれ接続され、硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を一時的に溜めている。なお、実施例３においても、実施例１と同様に、バッファ槽６８は１つ以上あればよい。各バッファ槽６８に溜められた硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液は、調整槽６７へ向けて供給される。なお、複数のバッファ槽６８に溜められる硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液は、Ｐｕフィッサイル率がそれぞれ異なるものとなっている。
【００８２】
調整槽６７は、Ｕ溶液受槽６２、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽６５および各バッファ槽６８に接続され、Ｕ溶液受槽６２から供給された硝酸Ｕ溶液と、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽６５および各バッファ槽６８から供給された硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液とを溜めている。調整槽６７では、硝酸Ｕ溶液と、複数種の異なるＰｕフィッサイル率の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液とが混合されることで、混合後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率としている。このとき、混合後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液のＰｕ富化度も、目標Ｐｕ富化度としている。
【００８３】
調整槽６７に溜められた硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液は、Ｕ／Ｐｕ払出槽６６へ向けて供給される。Ｕ／Ｐｕ払出槽６６は、供給された硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝装置１２へ向けて払い出している。
【００８４】
Ｕ払出槽６３から払い出された硝酸Ｕ溶液と、Ｕ／Ｐｕ払出槽６６から払い出された硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液とは、脱硝装置１２へ向けて供給される。脱硝装置１２は、硝酸Ｕ溶液を脱硝するＵ脱硝装置１２ａと、硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝するＵ／Ｐｕ脱硝装置１２ｂとを有し、Ｕ脱硝装置１２ａにおいて硝酸Ｕ溶液をウラン酸化物とし、Ｕ／Ｐｕ脱硝装置１２ｂにおいて硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液をウラン／プルトニウム酸化物とする。
【００８５】
上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設５１において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図３に示す混合工程Ｓ５が、富化度調整工程Ｓ８の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から精製工程までの工程を行った後、精製後の硝酸Ｕ溶液および硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液が富化度調整装置５５へ供給される。すると、富化度調整装置５５は、Ｕ濃縮装置６１において硝酸Ｕ溶液を濃縮して、濃縮後の硝酸Ｕ溶液をＵ溶液受槽６２へ向けて供給し、Ｕ／Ｐｕ濃縮装置６４において硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を濃縮して、濃縮後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液をＵ／Ｐｕ溶液受槽６５またはバッファ槽６８へ向けて供給する。この後、再処理する使用済核燃料の種類分だけ、機械的処理工程から富化度調整工程に至る工程を繰り返し行う。これにより、Ｕ／Ｐｕ溶液受槽６５および複数のバッファ槽６８には、異なる種類の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液が溜められる。
【００８６】
異なる種類の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液が複数のバッファ槽６８およびＵ／Ｐｕ溶液受槽６５に溜められると、富化度調整装置５５は、目標Ｐｕフィッサイル率および目標Ｐｕ富化度となるように、計量後のＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度に基づいて、異なるＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を、１種ずつ順に調整槽６７へ向けて供給する。また、富化度調整装置５５は、目標Ｐｕ富化度となるように、計量後のＰｕ富化度に基づいて、硝酸Ｕ溶液を供給する。つまり、富化度調整装置５５は、Ｐｕフィッサイル率の高い硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液（高Ｐｕフィッサイル核燃料）と、Ｐｕフィッサイル率の低い硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液（低Ｐｕフィッサイル核燃料）とを、調整槽６７において混合する混合工程を実行する。これにより、富化度調整装置５５は、目標Ｐｕフィッサイル率および目標Ｐｕ富化度となった硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を得ることができる。そして、富化度調整装置５５は、調整槽６７に溜まった硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液を脱硝装置１２へ向けて供給する。
【００８７】
以上のように、実施例３の構成によれば、混合装置が一体となった富化度調整装置５５において、高Ｐｕフィッサイル核燃料と低Ｐｕフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。加えて、富化度調整装置５５では、混合時にＰｕ富化度も調整することができるため、混合後の硝酸Ｕ／Ｐｕ溶液のＰｕ富化度を、目標Ｐｕ富化度とすることができる。これにより、富化度調整装置５５を備えた再処理施設５１は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。なお、実施例３においても、実施例１における変形例１の構成を適用可能である。
【実施例４】
【００８８】
次に、図７を参照して、実施例４に係る使用済核燃料の再処理施設７１および再処理方法について説明する。図７は、実施例４に係る使用済核燃料の再処理施設における燃料製造装置周りの概略構成図である。なお、実施例４でも、重複した記載を避けるべく、異なる部分のみ説明する。実施例１に係る使用済核燃料の再処理施設１では、混合装置と計量装置８とを一体としたが、実施例４に係る使用済核燃料の再処理施設７１では、混合装置と燃料製造装置７５とを一体としている。以下、図７を参照し、混合装置と一体に設けられた燃料製造装置７５について具体的に説明する。
【００８９】
燃料製造装置７５は、複数のＵ貯蔵容器（バッファ部）８１と、複数のＵ／Ｐｕ貯蔵容器（バッファ部）８２と、混合部８３と、核燃料製造部８４とを有している。
【００９０】
複数のＵ貯蔵容器８１は、脱硝装置１２のＵ脱硝装置１２ａから供給されたウラン酸化物を使用済核燃料の種類毎に貯蔵している。複数のＵ／Ｐｕ貯蔵容器８２は、脱硝装置１２のＵ／Ｐｕ脱硝装置１２ｂから供給されたウラン／プルトニウム酸化物を使用済核燃料の種類毎に貯蔵している。
【００９１】
混合部８３は、複数のＵ貯蔵容器８１に貯蔵されたウラン酸化物と、複数のＵ／Ｐｕ貯蔵容器８２に貯蔵されたウラン／プルトニウム酸化物と、をそれぞれ混合している。混合部８３では、ウラン酸化物と、複数種の異なるＰｕフィッサイル率のウラン／プルトニウム酸化物とが混合されることで、混合後のウラン／プルトニウム酸化物のＰｕフィッサイル率を目標Ｐｕフィッサイル率としている。このとき、混合後のウラン／プルトニウム酸化物のＰｕ富化度も、目標Ｐｕ富化度としている。
【００９２】
核燃料製造部８４は、混合後のウラン／プルトニウム酸化物から、燃料ペレット等の装荷用燃料を製造する。
【００９３】
上記のように構成された使用済核燃料の再処理施設７１において行われる使用済核燃料の再処理方法は、図３に示す混合工程Ｓ５が、脱硝工程Ｓ９の後となっている。以下、具体的に説明すると、機械的処理工程から脱硝工程までの工程を行った後、脱硝後のウラン酸化物およびウラン／プルトニウム酸化物が燃料製造装置７５へ供給される。
【００９４】
燃料製造装置７５は、目標Ｐｕフィッサイル率および目標Ｐｕ富化度となるように、計量後のＰｕフィッサイル率およびＰｕ富化度に基づいて、ウラン／プルトニウム酸化物を、Ｕ／Ｐｕ貯蔵容器８２から混合部８３へ向けて供給すると共に、ウラン酸化物を、Ｕ貯蔵容器８１から混合部８３へ向けて供給する。つまり、燃料製造装置７５は、Ｐｕフィッサイル率の高いウラン／プルトニウム酸化物（高Ｐｕフィッサイル核燃料）と、Ｐｕフィッサイル率の低いウラン／プルトニウム酸化物（低Ｐｕフィッサイル核燃料）とを、混合部８３において混合する混合工程を実行する。これにより、燃料製造装置７５は、目標Ｐｕフィッサイル率および目標Ｐｕ富化度となったウラン／プルトニウム酸化物を得ることができる。そして、燃料製造装置７５は、混合部８３に溜まったウラン／プルトニウム酸化物を核燃料製造部８４へ向けて供給し、核燃料製造部８４において、ＭＯＸ燃料等の装荷用燃料を製造する。
【００９５】
以上のように、実施例４の構成によれば、混合装置が一体となった燃料製造装置７５において、高Ｐｕフィッサイル核燃料と低Ｐｕフィッサイル核燃料とを混合することができるため、混合後のウラン／プルトニウム酸化物のＰｕフィッサイル率を、目標Ｐｕフィッサイル率とすることができる。加えて、燃料製造装置７５では、混合時にＰｕ富化度も調整することができるため、混合後のウラン／プルトニウム酸化物のＰｕ富化度を、目標Ｐｕ富化度とすることができる。これにより、燃料製造装置７５を備えた再処理施設７１は、要求に応じた所望の装荷用燃料を製造することが可能となる。
【００９６】
なお、実施例１ないし４では、混合装置を、計量装置８、分離装置３５、富化度調整装置５５および燃料製造装置７５と一体に設けることで、混合工程を、計量工程、分離工程、富化度調整工程および脱硝工程の後に行った。しかしながら、この構成に限らず、溶解装置６および清澄装置７等の他の装置と一体に設け、混合工程を、溶解工程および清澄工程の後に行ってもよい。
【００９７】
また、混合装置を溶解装置６と一体に設けた場合、溶解装置６の溶解槽において、混合工程を行ってもよい。
【００９８】
また、実施例１ないし４の構成では、Ｐｕフィッサイル率が目標Ｐｕフィッサイル率となるように混合したが、この構成に限らず、ウランのフィッサイル率（Ｕフィッサイル率）が目標Ｕフィッサイル率となるように混合してもよい。
【符号の説明】
【００９９】
１  再処理施設
５  機械的処理装置
６  溶解装置
７  清澄装置
８  計量装置
９  分離装置
１０  精製装置
１１  富化度調整装置
１２  脱硝装置
１３  燃料製造装置
２１  計量槽
２２  バッファ槽
２３  調整槽
３１  再処理施設（実施例２）
３５  分離装置（実施例２）
４１  供給槽
４２  共除染装置
４３  廃液受槽
４４  Ｐｕ抽出装置
４５  Ｕ／Ｐｕ溶液受槽
４６  Ｕ抽出装置
４７  Ｕ溶液受槽
４８  バッファ槽（実施例２）
４９  調整槽（実施例２）
５１  再処理施設（実施例３）
５５  富化度調整装置（実施例３）
６１  Ｕ濃縮装置
６２  Ｕ溶液受槽
６３  Ｕ払出槽
６４  Ｕ／Ｐｕ濃縮装置
６５  Ｕ／Ｐｕ溶液受槽
６６  Ｕ／Ｐｕ払出槽
６７  調整槽（実施例３）
６８  バッファ槽（実施例３）
７１  再処理施設（実施例４）
７５  燃料製造装置（実施例４）
８１  Ｕ貯蔵容器
８２  Ｕ／Ｐｕ貯蔵容器
８３  混合部
８４  核燃料製造部
【図１】
0005931353.tif 000002
【図２】
0005931353.tif 000003
【図３】
0005931353.tif 000004
【図４】
0005931353.tif 000005
【図５】
0005931353.tif 000006
【図６】
0005931353.tif 000007
【図７】
0005931353.tif 000008